CC BY
196АТОМНЫЙ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ КОМПЛЕКС С ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫМИ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫМИ РЕАКТОРАМИ ДЛЯ МАСШТАБНОГО ЭКОЛОГИЧЕСКИ ЧИСТОГО ПРОИЗВОДСТВА ВОДОРОДА ИЗ ВОДЫ И ПРИРОДНОГО ГАЗА
УДК 622.276:504
Н.Н. Пономарев-Степной, д.т.н., акад. РАН, проф., АО «Концерн Росэнергоатом» (Москва, РФ),
ponomarev-stepnoy-nn@rosenergoatom.ru
С.В. Алексеев, д.т.н., проф., АО «Концерн Росэнергоатом», alekseev-sv@rosenergoatom.ru
B.В. Петрунин, д.т.н., АО «ОКБМ Африкантов» (Нижний Новгород, РФ), v.petrunin@okbm.nnov.ru Н.Г. Кодочигов, к.т.н., АО «ОКБМ Африкантов», kodochigov@okbm.nnov.ru
Л.Е. Кузнецов, АО «ОКБМ Африкантов», kuznetcov@okbm.nnov.ru
C.А. Фатеев, АО «ОКБМ Африкантов», economica@okbm.nnov.ru
Г.Н. Кодочигов, АО «ОКБМ Африкантов», kodochigovgn@okbm.nnov.ru
Статья базируется на исследованиях и разработках, выполненных в нашей стране с начала 1970-х гг. по программе «Водородная энергетика». Исследования выполнялись Курчатовским институтом в сотрудничестве с ОКБМ и другими исследовательскими, конструкторскими, технологическими и промышленными предприятиями страны. Концепция водородной энергетики с атомным производством водорода получила тогда название атомно-водородной энергетики. В настоящее время интерес к этому направлению возобновляется.
В январе 2017 г. был создан Международный совет по водороду, который в конце того же года представил масштабную дорожную карту перехода к водородной энергетике. Потребление водорода к 2050 г. оценивается в 550 млн т/год при сегодняшнем потреблении на уровне 75 млн т/год. Одним из основных стимулов такого развития служит снижение выбросов углерода потребителями энергии на транспорте, в энергетике и промышленности. Принципиальной ключевой проблемой водородной энергетики является крупномасштабное производство водорода. В странах с развитой экономикой более 80 % водорода получают из природного газа и нефтепродуктов. Крупнотоннажное производство водорода осуществляется в основном путем паровой конверсии природного газа - метана. При этом для реализации эндотермического процесса паровой конверсии метана сжигается около половины исходного газа. Для экономии природного газа и исключения выбросов продуктов сжигания в окружающую среду предлагается технология паровой конверсии метана с подводом тепла от высокотемпературного газоохлаждаемого реактора. Создание тандема «высокотемпературный газоохлаждаемый реактор - паровая конверсия метана» в виде атомного энерготехнологического комплекса открывает путь крупномасштабного экологически чистого производства водорода. К особенностям высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, стимулирующим их применение в качестве энергоисточника при конверсии природного газа в водород, относят возможность генерации высокотемпературного тепла, передаваемого в технологический процесс, модульную конструкцию реактора, высокий уровень безопасности и маневренности. В России разработаны проекты модульных высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов для энерготехнологического применения. Атомная энерготехнологическая станция тепловой мощностью 2400 МВт, состоящая из четырех модульных высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов по 600 МВт каждый, способна обеспечить в процессе паровой конверсии метана производство более 0,8 млн т водорода в год из 2600 млн Нм3 природного газа.
КЛЮЧЕВЫЕ СЛОВА: АТОМНО-ВОДОРОДНАЯ ЭНЕРГЕТИКА, МЕЖДУНАРОДНЫЙ СОВЕТ ПО ВОДОРОДУ, ПОТРЕБЛЕНИЕ ВОДОРОДА, ПРОИЗВОДСТВО ВОДОРОДА ИЗ ПРИРОДНОГО ГАЗА, ПАРОВАЯ КОНВЕРСИЯ МЕТАНА, МЕТАНО-ВОДОРОДНАЯ СМЕСЬ, ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР, АТОМНЫЙ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ КОМПЛЕКС, ТЕХНИКО-ЭКОНОМИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ.
Ponomarev-Stepnoy N.N., Doctor of Sciences (Engineering), Academician of the Russian Academy of Sciences, Professor, Rosenergoatom Concern JSC (Moscow, Russian Federation),
ponomarev-stepnoy-nn@rosenergoatom.ru
Alekseev S.V., Doctor of Sciences (Engineering), Professor, Rosenergoatom Concern JSC,
alekseev-sv@rosenergoatom.ru
Petrunin V.V., Doctor of Sciences (Engineering), Afrikantov OKBM JSC (Nizhny Novgorod, Russian Federation), v.petrunin@okbm.nnov.ru
Kodochigov N.G., Candidate of Sciences (Eng ineering), Afrikantov OKBM JSC, kodochigov@okbm.nnov.ru Kuznetsov L.E., Afrikantov OKBM JSC, kuznetcov@okbm.nnov.ru Fateev S.A., Afrikantov OKBM JSC, economica@okbm.nnov.ru Kodochigov G.N., Afrikantov OKBM JSC, kodochigovgn@okbm.nnov.ru
Nuclear power and process production complex with high-temperature gas-cooled reactors for largescale ecologically friendly hydrogen production from water and natural gas
The article is based on studies and developments which have been made in our country since early 1970s within the "Hydrogen Energy" programme. The studies have been performed by RRC "Kurchatov Institute" in cooperation with OKBM and other Russian scientific, design, technological and industrial enterprises. The hydrogen energy concept with nuclear production of hydrogen was called "Nuclear Hydrogen Energy". Nowadays, the renewed interest in this field is observed.
In late 2017, the International Hydrogen Council, established in January 2017, presented a largescale road map of changeover to hydrogen energy. Hydrogen consumption to 2050 is estimated as 550 million tons per year, at present-day hydrogen consumption at the level of 75 million tons per year. One of main drivers for such development is reduced carbon releases by power consumers with reference to transport, electric power industry and other industries.
The crucial key problem of hydrogen energy is largescale hydrogen production. More than 80 % of hydrogen is produced from the natural gas and oil products in countries with developed economy. Largescale hydrogen production is mainly based on steam methane reforming. In this case, approximately half of the initial gas is burnt to implement the endothermal process of steam methane reforming.
It is proposed to use the steam methane reforming technology with the heat supplied from a high-temperature gas-cooled reactor to save natural gas and to prevent combustion product releases into the environment. The high-temperature gas-cooled reactor and steam methane reforming tandem established within nuclear power and process production complex opens the way to a largescale environmentally-friendly hydrogen production.
The high-temperature gas-cooled reactor distinctive features, which promote high-temperature gas-cooled reactor application as a power source for natural gas reforming into hydrogen, include the possibility to generate high-temperature heat transferred to production process, reactor modular design, high level of safety and maneuverability.
A number of modular high-temperature gas-cooled reactors designs for power and process applications have been developed in Russia. A nuclear power and process station with thermal capacity of 2400 MW consisting of four modular high-temperature gas-cooled reactors of 600 MW each can produce via steam methane reforming process more than 0.8 million tons of hydrogen per year from 2600 million Nm3 of natural gas.
KEYWORDS: NUCLEAR HYDROGEN ENERGY, INTERNATIONAL HYDROGEN COUNCIL, HYDROGEN CONSUMPTION, HYDROGEN PRODUCTION FROM WATER AND NATURAL GAS, STEAM METHANE REFORMING, METHANE-HYDROGEN MIXTURE, HIGH-TEMPERATURE GAS-COOLED REACTOR, NUCLEAR POWER AND PROCESS PRODUCTION COMPLEX.
КОНЦЕПЦИЯ АТОМНО-ВОДОРОДНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
В середине 1970-х гг. в Курчатовском институте начали активно развиваться работы по применению атомной энергии не только для производства электричества, но и для энергообеспечения промышленных процессов. Предлагалось использовать высокотемпературные ядерные реакторы для производства водорода, в технологических процессах в химической, металлургической промышленности и в коммунальном
секторе. Было обосновано новое направление энергетики, новый технологический уклад - атом-но-водородная энергетика, что расширяло сферы и масштабы использования атомной энергии и позволило развивать экологически чистую энергетику без характерных для углеродных топлив вредных выбросов в атмосферу и без ресурсных ограничений. Развитие этого направления позволяло сохранить нефть и газ для будущего использования как сырье при производстве широкого
ассортимента полезных продуктов [1].
Исследования по атомно-водо-родной энергетике выполнялись НИЦ «Курчатовский институт» в сотрудничестве с АО «ОКБМ Аф-рикантов» и другими исследовательскими, конструкторскими и технологическими предприятиями Академии наук и промышленности [2].
В настоящее время в мире обострились ресурсные и экологические проблемы и вызовы в области энергообеспечения. Клю-
чевое противоречие - постоянно растущее энергопотребление и необходимость сокращения выбросов CO2.
В поиске разрешения этого противоречия особая роль отводится водороду как универсальному энергоносителю и накопителю энергии для транспорта, энергетики, промышленности, распределенной генерации и коммунального потребления, а также как сырьевому материалу для промышленности [3].
РОЛЬ ВОДОРОДА В ПЕРЕХОДЕ К ВОДОРОДНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ
Потребительский интерес к водороду определяется его особенностями как энергоносителя и хи-мического реагента. Водород как энергоноситель - это экологическая чистота при использовании; возможность аккумулирования (накопления) энергии; высокая эффективность преобразования в электричество в топливных элементах; возможность магистральной и локальной доставки потребителю. Водород как химический реагент необходим для химической, нефтехимической, металлургической, пищевой промышленности и других промышленных производств. Эти особенности открывают путь к широкомасштабному, эффективному, экологически чистому использованию водорода в таких ключевых ресурсозатратных секторах экономики, как индустрия, транспорт и энергетика.
Энергия, накопленная с помощью водорода, может применяться в централизованном энергетическом секторе для балансирования энергопотребления, а также может быть распределена локальным потребителям.
Международный совет по водороду (Hydrogen Council), созданный в январе 2017 г. на Форуме в Давосе тринадцатью крупнейшими корпорациями, представил видение долгосрочного развития водородных технологий и разработал масштабную дорожную
карту перехода к водородной энергетике [4]. Потребление водорода к 2050 г. оценивается в 550 млн т/год, при сегодняшнем потреблении на уровне 75 млн т/год. Одним из основных стимулов такого развития служит снижение выбросов углерода потребителями энергии на транспорте, в энергетике и промышленности. В докладе [4] представлены видение потенциала использования водорода и дорожная карта развертывания водородной экономики. Предложения Совета по водороду нацелены на декарбонизацию энергоснабжения промышленности, транспорта, коммунального хозяйства и развитие водородной экономики в сочетании с возобновляемыми источниками энергии. Представлены результаты анализа семи основных направлений внедрения водорода: декарбонизация транспорта; декарбонизация промышленности с замещением углеводородного топлива на водород; передача и распределение энергии по секторам потребления и регионам; декарбонизация коммунального тепла и электроснабжения; интеграция с возобновляемыми источниками энергии; накопители энергии в системах с переменной нагрузкой; декарбонизация сырья для химической, нефтеперерабатывающей и металлургической промышленности.
Показано, что развитие водородной экономики принесет пользу мировой энергетической системе, окружающей среде и гло -бальной экономике. Водородная экономика обеспечит замещение около 1/5 энергии, потребляемой в 2050 г. Это позволит сократить выбросы СО2 и обеспечит примерно 20%-ный вклад в реализацию согласованного в Париже в 2015 г. сценария снижения глобального потепления.
Наряду с экологическими преимуществами водородная экономика способна создать возможности для устойчивого экономического роста. Рынок водорода и водо-
родных технологий оценивается более чем в 2,5 трлн долл/год, а число рабочих мест составит более 30 млн во всем мире.
Водород, водородная энергетика, водородная экономика рассматриваются как стратегические направления в концепциях развития безуглеродной энергетики отдельных стран, международных и межгосударственных партнерств. Они воспринимаются как часть стратегии бизнеса крупнейших мировых компаний Америки, Европы и Азии в области транспорта, энергетики и промышленности. Европейские страны, США, Япония, Китай, Республика Корея имеют планы широкого развития водородных технологий.
Принципиальной ключевой проблемой водородной энергетики является крупномасштабное производство водорода. Несомненное преимущество водорода состоит в его неограниченных сырьевых ресурсах (вода, углеводороды). Водород - наиболее распространенный элемент во Вселенной, но в природе он находится в связан -ном состоянии с другими элементами, например с кислородом в воде, углеродом в метане и других углеводородах. Для получения водорода необходимо затратить энергию, разорвав химические связи в углеводородах и воде и выделив водород из реакционной смеси. В перспективных технологиях получения водорода затрачиваемая энергия должна быть безуглеродной.
ТЕХНОЛОГИИ ПРОИЗВОДСТВА ВОДОРОДА
Крупнотоннажное производство водорода в настоящее время в мире осуществляется в основном путем паровой конверсии природного газа - метана. На базе данной технологии в мире про-мышленно производится более половины водорода. При паровой конверсии метана (ПКМ) природный газ смешивается с водяным паром в присутствии катализатора. При этом для реализации
Рис. 1. Реакторная установка ВГ-400 для энерготехнологического применения:
1 - паротурбинная установка; 2 - промежуточный контур для передачи тепла химико-технологической части; 3 - система загрузки топлива; 4 - регулирующие стержни;
5 - активная зона; 6 - корпус из предварительно напряженного железобетона; 7 - парогенератор; 8 - газодувка; 9 - графитовая кладка реактора; 10 - система выгрузки топлива; 11 - высокотемпературный промежуточный теплообменник Fig. 1. The VG-400 reactor unit for energy technology application: 1 - steam turbine unit;
2 - intermediate circuit for heat transfer chemical and technological parts; 3 - fuel loading system; 4 - control rods; 5 - active area; 6 - casing of prestressed reinforced concrete;
7- steam generator; 8 - gas blower; 9 - graphite stack of the reactor; 10 - fuel unloading system; 11 - high-temperature intermediate heat exchanger
эндотермического процесса ПКМ сжигается около половины исходного газа.
При конверсии метана водяным паром реализуются хорошо изученные реакции, обратимые в реальном диапазоне температур, для которых имеются достоверные данные о тепловых эффектах и равновесных концентрациях продуктов. Оксиды углерода, содержащиеся в продуктах конверсии, отделяются от газовой смеси и утилизируются.
Полученный при ПКМ водород может быть выделен из конечной метано-водородной смеси (МВС) путем использования мембранных установок.
Для экономии природного газа и исключения выбросов продуктов сжигания в окружающую среду разрабатываются технологии ПКМ с подводом тепла от высокотемпературного газоохлажда-емого реактора (ВТГР). Создание тандема «ВТГР - ПКМ» в виде атомного энерготехнологического комплекса (АЭТК) открывает путь крупномасштабного экологически чистого производства водорода.
ВТГР КАК ТЕПЛОВОЙ ИСТОЧНИК ДЛЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ
К особенностям ВТГР, стимулирующим их применение в качестве энергоисточника при конверсии природного газа в водород, относят возможность генерации высокотемпературного тепла, передаваемого в технологический процесс, модульную конструкцию реактора, высокий уровень безопасности и маневренности.
За рубежом, начиная с 1960-х гг., было построено 59 газоохлаж-даемых реакторов, в том числе семь с гелиевым теплоносителем. В Японии в 1998 г. введен в эксплуатацию экспериментальный реактор HTTR, в Китае в 2000 г. -ЧТ^10. В Китае завершается строительство демонстрационного двухреакторного энергоблока ЧТ^РМ с единым турбогенератором мощностью 200 МВт. На
основе этого проекта предусматривается расширение сферы применения ядерной энергии в Китае для когенерации, использования высокотемпературного тепла и производства водорода.
В США совместно с европейскими разработчиками (проект GEMINI) рассматривается возможность привлечения частного бизнеса для сооружения энергоисточников на базе проекта модульных ВТГР мощностью до 625 МВт для различных применений, включая производство водорода. Разработками ВТГР занимаются также Республика Корея и ЮАР.
Отечественные разработки ВТГР велись с начала атомного проекта. В 1960-х гг. разработан проект
атомной энерготехнологической установки АБТУ-ц-50 (ВГР-50) с контурами для радиационного производства химической продукции: радиационно-модифи-цированный полиэтилен, полимер-бетон, полимер-древесина и стерилизация медикаментов и белковых продуктов. Тепловая мощность реактора - 136 МВт, температура на выходе из реактора - 810 °С [5]. Выработка электроэнергии осуществлялась в паротурбинной установке.Разработанная конструкция и полученные расчетные характеристики показали перспективность применения ВТГР.
Начиная с 1970-х гг. НИЦ «Курчатовский институт» коорди-
Рис. 2. Реакторная установка ВГМ для энерготехнологического применения:
1 - первый контур; 2 - промежуточный контур; 3 - пароводяной контур;
4 - разгрузочно-загрузочный комплекс; 5 - приводы стержней СУЗ; 6 - шаровая система компенсации реактивности; 7 - система охлаждения шахты реактора;
8 - система очистки первого контура; 9 - реактор; 10 - блок тепломеханического оборудования; 11 - высокотемпературный промежуточный теплообменник; 12 - парогенератор; 13 - главная циркуляционная газодувка; 14 и 24 - внутрикорпусные металлоконструкции; 15 - блок корпусов; 16 и 25 - предохранительный комплекс первого и промежуточного контуров; 17-19 - теплообменник, газодувка, байпасный клапан вспомогательной петли теплообмена; 20 - имитатор химико-технологической части; 21 и 22 - парогенератор и главная циркуляционная газодувка промежуточного контура; 23 - дроссельно-смесительное устройство
Fig. 2. The VGM reactor unit for energy technology application: 1 - the first circuit;
2 - intermediate circuit; 3 - steam-water circuit; 4 - loading and unloading complex;
5 - drive control rods; 6 - ball reactivity compensation system; 7- cooling system
of the reactor shaft; 8 - primary circuit cleaning system; 9 - reactor; 10 - unit of heat and mechanical equipment; 11 - high temperature intermediate heat exchanger; 12 - steam generator; 13 - main circulation blower; 14 and 24 - internal metal constructions; 15 - case block; 16 and 25 - safety complex of the first and intermediate circuits; 17-19 - heat exchanger, gas blower, bypass valve of the auxiliary heat exchange loop; 20 - simulator chemical-technological parts; 21 and 22 - the steam generator and the main circulating gas blower of the intermediate circuit; 23 - throttle-mixing device
нировал программы развития атомно-водородной энергетики, в том числе такие, как водородная безопасность, новые методы производства водорода, его хранения, применения в различных отраслях и специальных задачах, что позволяло комплексно
вести системную реализацию различных водородных проектов под единым научным руководством. Такая роль обеспечена научно-техническим потенциалом расчетно-экспериментальных и теоретических работ Курчатовского института в данной области.
Главным конструктором установок с ВТГР стало АО «ОКБМ Африкантов». Достижения в области разработок технологии ВТГР и применения атомной энергии в технологических производствах публиковались в сборниках «Атомно-водородная энергетика и технология» (Атомиздат), а позже публикации были продолжены в серии «Физико-технические проблемы ядерной энергетики» (Энергоатомиздат). Российский опыт разработки ВТГР суммирован в монографии [6, 7].
Коллективом разработчиков с участием ОКБМ, Курчатовского института, Головного института «ВНИПИЭТ» (сейчас входит в АО «Инжиниринговая компания «АСЭ») были разработаны технические проекты опытно-промышленных установок с ВТГР (ВГ-400 -1987 г., ВГМ - 1989 г.), обеспечива -ющих выработку высокопотенциального тепла и электроэнергии в паротурбинном цикле. Прорабатывался вариант использования ВГ-400 с температурой гелия на выходе из реактора 950 °С в железобетонном корпусе для использования совместно с химическим комбинатом в производстве водорода и для получения аммиака (рис. 1). Реактор ВГМ разрабатывался в металлическом корпусе (рис. 2) для демонстрации уникальных возможностей ВТГР в аспекте безопасности и выработки высокопотенциального тепла до 950 °С. Основываясь на результатах разработки проекта ВГ-400, включая технико-экономическое обоснование, было принято Постановление Совета Министров СССР от 16.07.1987 № 794-191 «О программе создания и внедрения атомных комплексов на базе ВТГР для энерготехнологического применения».
В России с 1998 по 2012 г. ОКБМ совместно с General Atomics (США) разрабатывали проект модульного ВТГР мощностью 600 МВт (проект ГТ-МГР) [8, 9]. В рамках разработки проекта удалось провести ряд важных работ по усо-
вершенствованию отечественных проектов ВТГР, восстановить кооперацию российских предприятий и восполнить компетенции по ключевым компонентам технологии, включая расчетные коды. Технические решения проекта ГТ-МГР были использованы при разработке проекта МГР-Т, предназначенного для генерации электроэнергии, тепла и водорода на базе четырех модульных ВТГР единичной мощностью 600 МВт. Концептуальный проект и экономическое обоснование проекта завершены в 2004 г. [10]. Основные характеристики атомно-во-дородного комплекса МГР-Т в варианте с ПКМ приведены в таблице.
В рамках проекта МГР-Т разработаны концептуальные технологические и проектные решения по химико-технологическому производству водорода методом ПКМ, в том числе: разработаны основные технические решения по основному оборудованию с обоснованием параметров и материальных балансов; выполнен выбор материалов основных элементов; показано, что достигается значительно более высокая производительность по водороду по сравнению с обычным электролизом; рассмотрены принципиальные вопросы безопасности совместной работы реакторной установки и химико-технологического производства; выработаны технические требования к реакторной установке со стороны химико-технологического производства водорода.
Возможность использования существующей технологической базы по изготовлению корпусов ядерных реакторов позволила ОКБМ провести проработки ВТГР в корпусе типа реактора ВВЭР-1000, в том числе прорабатывались варианты производства водорода методом высокотемпературного электролиза и ПКМ на базе универсальной модульной конструкции ВТГР единичной мощностью 215 МВт.
Основные характеристики проекта МГР-Т с технологией конверсии метана Main characteristics of the MGR-T project with methane conversion technology
Характеристика Characteristics Значение Value
Суммарная тепловая мощность ВТГР, МВт Total thermal power of high-temperature gas-cooled reactor, MW 2400
Теплоноситель реакторного контура Coolant of reactor circuit Гелий Helium
Температура теплоносителя на выходе из реактора, °С Coolant temperature at the reactor output, °C 950
Производство водорода, тыс. т/год Hydrogen production, thousand tons per year 400
Годовой отпуск тепла на теплофикацию, тыс. Гкал Annual heat supply for power-and-heat generation, thousand Gcal 6688
Годовой отпуск электроэнергии, млн кВтч Annual electricity supply, mln kWh 5300
Срок службы, лет Service life, years 60
Высокотемпературный теплообменник High-temperature heat exchanger
Главный циркуляционный компрессор Main circulation compressor
Реактор Reactor
Рис. 3. Реакторная установка с ВТГР для производства МВС
Fig. 3. Reactor installation with high-temperature gas-cooled reactor for the production of methane-hydrogen mixture
С помощью ВТГР мощностью 215 МВт методом ПКМ можно производить 190 тыс. Нм3 водорода в час. Вариант реакторной установки для производства МВС показан на рис. 3.
Основные компоненты реакторной установки - это реактор со вспомогательными системами и высокотемпературный теплообменник. Теплоносителем реакторного контура является гелий. ВТГР и теплообменник нагрева паро-метановой среды соединяются по принципу труба в трубе. Па-ро-метановая смесь нагревается за счет тепла ВТГР и направляется в адиабатический химический реактор. В целях безопасности между высокотемпературным теплообменником и адиабатическим реактором установлена двойная быстродействующая отсечная арматура. Анализ аварий с попаданием в реакторный контур парогазовой смеси показал, что целостность топливных покрытий не нарушается, следовательно, установка безопасна для потребителя и окружающей среды.
Ключевыми технологиями ВТГР, которые определяют уровень технической готовности ВТГР для реализации, являются топливо, графит, конструкционные материалы для высоких температур (>600 °С), технология теплоносителя. Теплообменное оборудование и гелиевые циркуляционные компрессоры изготавливались и испытывались в ОКБМ. Конструкция и технология изготовления топлива разработаны на полупромышленной линии НПО «Луч» - изготовлено 55 тыс. тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ). Ресурсные характеристики ТВЭЛ подтверждены реакторными испытаниями при эксплуатационных параметрах, включающих аварийные режимы, а также послереакторными исследованиями. Для разработки топлива по проекту ГТ-МГР в АО «ВНИИНМ» создана боксовая исследовательская установка, на которой реализована технологи-
ческая линия изготовления ТВЭЛ в лабораторном масштабе.
Основным материалом внутри-реакторных конструкций является графит. Разработка специального графита для ВТГР проводилась в 1978-1990 гг. в АО «НИИ Графит» с участием Курчатовского института и АО «ГНЦ НИИАР». Графит реакторного качества был изготовлен АО «НИИ Графит» на прототипе производственной линии. Репрезентативные (пилотные) образцы натуральной величины изготовлены и протестированы в условиях, воспроизводящих эксплуатационные.
Высокотемпературные (>600 °С) конструкционные материалы для ВТГР разработаны АО «НПО «ЦНИИТМАШ» и ФГУП ЦНИИ КМ «Прометей». Изготовлены и испытаны элементы оборудования с рабочими температурами до 750 и до 950 °С. Материалы прошли испытания и подтвердили ключевые характеристики. Требуются подтверждение характеристик при увеличенном ресурсе до 40-60 лет и восстановление ранее действовавших технических условий.
В Курчатовском институте были определены требования к качеству гелиевого теплоносителя, определены средства и методы очистки, которые были подтверждены испытаниями на реакторной петле ПГ-100 [5]. Аналогичная система очистки была испытана в ОКБМ. Эти работы позволили обосновать вопросы технологии гелиевого теплоносителя.
В настоящее время ОКБМ рассматривает возможность создания атомно-водородных комплексов с ВТГР единичной мощностью 200 и 600 МВт для производства МВС методом адиабатической конверсии метана (АКМ) с возможностью последующего выделения водорода на основе мембранной технологии или короткоцикловой безнагрев-ной адсорбции.
Технология АКМ,разработанная в России, существенно упрощает
промышленный процесс получения МВС,поскольку не требует производства кислорода, происходит при более низких температурах (до 700 °С), не требует энерго- и капиталозатратного электролиза воды и построена на отработанных в крупнотоннажной химии технологических решениях, режимах и катализаторах [11]. Сочетание ВТГР и АКМ позволяет примерно на 40 % снизить потребление природного газа в сравнении с традиционным промышленным производством, а следовательно, и затраты, необходимые для производства водорода. При этом исключается выброс в атмосферу продуктов сгорания природного газа. Образующийся при АКМ углекислый газ локализуется.
АЭТК ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ВОДОРОДА
Предлагаемый АЭТК для производства водорода из воды и природного газа включает: многоблочную атомную станцию, содержащую четыре реакторные установки с ВТГР, а также системы и сооружения станции, обеспечивающие работу реакторных установок; химико-технологическое производство на базе АКМ с про -изводством водородсодержащих смесей и выделением водорода, включая системы и сооружения, обеспечивающие их работу.
Научно-техническая новизна комплекса обеспечивается использованием перспективных, высокотехнологичных технических решений и технологий в области разработки проекта АЭТК, топлива ВТГР и совмещения реактора с перспективным производством водорода новым методом АКМ российской разработки [11].
Процесс производства водорода происходит в несколько последовательных стадий:
- природный газ по трубопроводам подводится к АЭТК и поступает в цех очистки от соединений серы до остаточной концентрации <0,5 мг/м3;
Ядерная часть Nuclear part
Неядерная часть Non-nuclear part
H. потребителю H, to consumer
Мембраны,
короткоцикловой
адсорбер
Diaphragm, short-cycle adsorber
Блок производства МВС
Unit for production of methane-hydrogen mixture
Блок выделения H2 H selection block
Рис. 4. Упрощенная схема процесса производства водорода из метана и воды на АЭТК
Fig. 4. Simplified diagram of the process of hydrogen production from methane and water at the nuclear power and process production complex
- в каждый высокотемпературный теплообменник поступают очищенный природный газ и пар из котла-утилизатора (парогенератора);
- в высокотемпературном теплообменнике происходит нагрев парогазовой смеси до температуры ~700 °С;
- в адиабатическом реакторе (конверторе) в температурном диапазоне 650-680 °С осуществляется конверсия парогазовой смеси в МВС;
- МВС направляется в парогенератор, отдавая тепло через теплооб-менную поверхность воде,поступающей из цеха водоподготовки; нагретая вода поступает на вход в высокотемпературный теплообменник реакторной установки;
- после парогенератора поток МВС охлаждается и сепарируется от влаги перед очисткой от СО2;
- очистка от СО2 до остаточного содержания <2,2 % производится путем хемосорбционной очистки
газа 40%-ным водным раствором метилдиэтаноламина с добавками активатора с помощью тарельчатых или насадочных адсорберов и последующей регенерацией раствора;
- очищенная от СО2 МВС поступает в мембранный цех выделения чистого водорода, выделенный метан возвращается в цикл на вход технологического процесса; вместо или совместно с мембранами для выделения водорода можно использовать отработанный метод короткоцикловой адсорбции;
- газообразный водород под давлением поступает по трубопроводам на склад готовой продукции и (или) потребителю.
Упрощенная схема процесса на АЭТК приведена на рис. 4.
Уровень готовности технологий на базе ВТГР позволяет принять в качестве ориентира строительство головного опытно-промышленного блока АЭТК к 2030 г.
ТЕХНИКО-ЭКОНОМИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ АЭТК И ДОСТАВКА ВОДОРОДА ПОТРЕБИТЕЛЯМ
Производство водорода методом АКМ в сочетании с технологиями ВТГР - наиболее перспективная в ближайшем будущем технология экологически чистого производства водорода из воды и природного газа.
Атомная энерготехнологическая станция тепловой мощностью 2400 МВт (4 ВТГР по 600 МВт) способна обеспечить в процессе АКМ производство более 0,8 млн т водорода в год без выбросов в атмосферу СО2. Комплекс характеризуется потреблением в процессе производства ~2600 млн Нм3 природного газа и 32 млн т водяного пара в год. Экономические оценки показывают низкую себестоимость производства: <120 руб. за 1 кг водорода при дисконтировании 7 %.
Для потребителей природного газа и водорода технически и экономически целесообразно поставлять смеси этих газов с содер -жанием водорода до 20-40 % об. с его выделением в месте потребления, что снижает расходы на модернизацию оборудования и лицензирование.
Для удовлетворения в перспективе крупного рынка небольших потребителей, связанных с использованием технологий водородных топливных элементов, требуется развитие инфраструктуры доставки.
Оборудование для хранения и поставки водорода различными видами транспорта используется в России и за рубежом. При этом за рубежом действуют водородные заправки для транспорта и газопроводные сети. В России формируется система норматив-
ной документации по обращению с водородом [3].
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Мировой тренд при энергоснабжении промышленности, транспорта, коммунального хозяйства нацелен на декарбонизацию, что может быть обеспечено развитием водородной энергетики и экономики. Принципиальной ключевой проблемой водородной энергетики является крупномасштабное производство водорода. Создание АЭТК на основе модульного ВТГР с технологией АКМ открывает путь крупномасштабного экологически чистого производства водорода. АЭТК способны обеспечить существенный вклад в крупнотоннажное производство водорода с замещением органического топлива высокотемпературным
теплом ВТГР, что позволит сократить расход метана на 40 % по сравнению с традиционными процессами и избежать выбросов в атмосферу продуктов от его сжигания.
Для газовой промышленности России производство и применение водорода и МВС выступают перспективным направлением диверсификации и повышения эффективности использования природного газа.
Разработка и коммерциализация технологий безопасной, ресурсообеспеченной, экологически чистой атомно-водород-ной энергетики, включая атомное производство водорода, хранение, распределение и потребление, рассматриваются в качестве перспективного направления научно-технического развития и международного сотрудничества. ■
ЛИТЕРАТУРА
1. Александров А.П., Пономарев-Степной Н.Н. Атомная энергетика и научно-технический прогресс // Атомной энергетике 20 лет. М.: Атомиздат, 1974. С. 205-213.
2. Пономарев-Степной Н.Н., Столяревский А.Я., Пахомов В.П. Атомно-водородная энергетика. М.: Энергоатомиздат, 2008. 108 с.
3. Водородные энергетические технологии // Материалы семинара лаборатории ВЭТ ОИВТ РАН. М.: ОИВТ РАН. 2017. Вып. 1. 190 с.
4. Hydrogen Scaling Up. A Sustainable Pathway for the Global Energy Transition [Электронный ресурс]. Режим доступа: http://hydrogencouncil.com/ wp-content/uploads/2017/11/Hydrogen-scaling-up-Hydrogen-Council.pdf (дата обращения: 09.11.2018).
5. Гребенник В.Н., Кухаркин Н.Е., Пономарев-Степной Н.Н. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы - инновационное направление развития атомной энергетики. М.: Энергоатомиздат, 2008. 134 с.
6. Петрунин В.В., Кодочигов Н.Г., Дмитриев С.М. и др. Ядерные энергетические установки с высокотемпературными модульными газоохлаждаемыми реакторами. В 2 т. Т. 1. Нижний Новгород: Типография Нижегородского гос. техн. ун-та им. Р.Е. Алексеева, 2018. 478 с.
7. Петрунин В.В., Кодочигов Н.Г., Дмитриев С.М. и др. Ядерные энергетические установки с высокотемпературными модульными газоохлаждаемыми реакторами. В 2 т. Т. 2. Нижний Новгород: Типография Нижегородского гос. техн. ун-та им. Р.Е. Алексеева, 2018. 502 с.
8. Пономарев-Степной Н.Н., Абросимов Н.Г., Васяев А.В. и др. Общность технологий и разработок высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов в России и США // Атомная энергия. 2010. Т. 108. Вып. 2. С. 71-77.
9. Кодочигов Н.Г., Сухарев Ю.П., Марова Е.В. и др. Расчетно-экспериментальные исследования нейтронно-физических характеристик активной зоны ГТ-МГР // Атомная энергия. 2007. Т. 102. Вып. 1. С. 63-68.
10. Митенков Ф.М., Кодочигов Н.Г., Васяев А.В. и др. Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор - энергоисточник для промышленного производства водорода // Атомная энергия. 2004. Т. 97. Вып. 6. С. 432-446.
11. Аксютин О.Е., Ишков А.Г., Романов К.В. и др. Вклад газовой отрасли в формирование энергетической модели на основе водорода // Научно-технический сборник «Вести газовой науки». 2017. № 5. С. 12-20.
REFERENCES
1. Aleksandrov A.P., Ponomarev-Stepnoy N.N. Atomic Energy and Progress in Science and Technology. Atomic Energy is 20 years. Moscow, Atomizdat, 1974, P. 205-213. (In Russian)
2. Ponomarev-Stepnoy N.N., Stolyarevskiy A.Ya., Pakhomov V.P. Nuclear-Hydrogen Energy. Moscow, Energoatomizdat, 2008, 108 p. (In Russian)
3. Hydrogen Power Processes. Workshop Proceedings of Hydrogen Power Technology Laboratory of the United Institute of High Temperatures of the Russian Academy of Sciences Collection of Research Papers. Moscow, United Institute of High Temperatures of the Russian Academy of Sciences, 2017, No. 1, 190 p. (In Russian)
4. Hydrogen Scaling Up. A Sustainable Pathway for the Global Energy Transition [Electronic source]. Access mode: http://hydrogencouncil.com/ wp-content/uploads/2017/11/Hydrogen-scaling-up-Hydrogen-Council.pdf (access date: November 9, 2018). (In Russian)
5. Grebennik V.N., Kukharkin N.E., Ponomarev-Stepnoy N.N. High-Temperature Gas-Cooled Reactors are an Innovation Direction of Nuclear Power Industry Development. Moscow, Energoatomizdat, 2008, 134 p. (In Russian)
6. Petrunin V.V., Kodochigov N.G., Dmitriev S.M., et al. Nuclear Power Plants with High-Temperature Modular Gas-Cooled Reactors. In 2 books. Book 1. Nizhny Novgorod, Printing House of the Alekseev Nizhny Novgorod State Technical University, 2018, 478 p. (In Russian)
7. Petrunin V.V., Kodochigov N.G., Dmitriev S.M., et al. Nuclear Power Plants with High-Temperature Modular Gas-Cooled Reactors. In 2 books. Book 2. Nizhny Novgorod, Printing House of the Alekseev Nizhny Novgorod State Technical University, 2018, 502 p. (In Russian)
8. Ponomarev-Stepnoy N.N., Abrosimov N.G., Vasyaev A.V., et al. Common Technologies and Developments of High-Temperature Gas-Cooled Reactors in Russia and the USA. Atomnaya energiya = Atomic Energy, 2010, Vol. 108, Iss. 2, P. 71-77. (In Russian)
9. Kodochigov N.G., Sukharev Yu.P., Marova E.V., et al. Numerical and Experimental Studies of the Neutron-Physical Characteristics of the GT-MGR Core Active Zone. Atomnaya energiya = Atomnaya Energiya, 2007, Vol. 102, Iss. 1, P. 63-68. (In Russian)
10. Mitenkov F.M., Kodochigov N.G., Vasyaev A.V., et al. High-Temperature Gas-Cooled Reactors-Energy Source for Industrial Production of Hydrogen. Atomnaya energiya = Atomic Energy, 2004, Vol. 97, Iss. 6, P. 432-446. (In Russian)
11. Aksyutin O.E., Ishkov A.G., Romanov K.V., et al. Gas Industry Contribution to a Hydrogen-Based Power Model. Nauchno-tekhnicheskiy sbornik "Vesti gazovoy nauki" = Scientific and Technical Collection "News of Gas Science", 2017, No. 5, P. 12-20. (In Russian)
