CC BY
5ATQJVJÎJÀVJ b>ÎJEPrETÈj<A
àtî^iî-âî^îpî^iài a'Aa&raTèêà
ATOMIC ENERGY Atomic-hydro gen energy
НЕКОТОРЫЕ ВОЗМОЖНОСТИ АТОМНО-ВОДОРОДНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Н. М. Троценко, А. Ф. Чабак, В. Н. Косяков, П. Н. Алексеев, Ф. С. Бочагин
РНЦ «Курчатовский институт», Институт молекулярной физики пл. Акад. Курчатова, 1, г. Москва, 123182, Россия
Представлено первым зам. директора по научной работе, лауреатом Ленинской и Государственной премий д. х. н. Б. Б. Чайвановым
Современная концепция развития устойчивого и экономически приемлемого мирового энергообеспечения ориентирована на использование ядерного топлива в сочетании с «круговоротом» водорода, выделяемого из чистой природной воды. В связи с этим термический вариант превращения энергии деления ядер урана в химическую с образованием свободного водорода из воды представляется весьма перспективным.
Известно [1], что 100%-ная термическая диссоциация (пиролиз) воды на составные части:
Н20 -о Н2 + 1/202
может быть осуществлена при температурах ~3000 °С. Техническое создание подобного температурного режима в атомных реакторах нынешнего поколения не представляется реальным.
В согласии с законом Гесса Г. И. в бывшем СССР разрабатывался ряд термических циклов [2], обеспечивающих ступенчатое термическое разложение воды на водород и кислород. Однако внедрение в практику подобных циклов до настоящего времени не было реализовано. Понятно также, что внедренный в практику способ разложения воды на ингредиенты путем ее электролизного разложения — экономически проигрышный.
В статье рассмотрен иной подход к решению атомно-водородной задачи. Суть его состоит в следующем: при температурном воздействии на трехкомпонентную систему и-Н2-02 (в интервале температур до 2000 °С) в системе наблюдаются превращения с образованием различных оксидных соединений урана: и02, и205, и409, из08, и4032, и03 и др. (со структурно-фазовыми переходами из 8-координированной симметричной структуры атомов (ионов) урана и кислорода в плоскую ассимметричную структуру с аксиальным и экваториальным расположением атомов (ионов) кислорода по отношению к атомам (ионам) урана (рис. 1) [3]). Одно-
временно идет образование воды наряду со свободными водородом и кислородом.
Практически эта система может быть приравнена к взаимодействию воды с оксидами урана.
При этом к рассмотрению процессов взаимодействия могут быть представлены следующие варианты:
ДЫ098 = +108,94 кДж/моль Ы2 ДЫ°98 = +196,93 кДж/моль Ы2 ДН298 = 271,51 кДж/моль Ы2
UO2 + H2O о UO3 + H2, U3O8 + H2O о 3UO3 + H2, UO3 о UO2 +1/2O2,
Возможен кластерный вариант:
|4U3O8 + 64H2O о 3U4O32 + 64H2
Термодинамические данные по и4032 не найдены.
Положительным моментом при экспериментальной проверке [6] оказался тот факт, что в температурном интервале 1000-1200 °С идет интенсивное выделение только одного водорода, а при температурах 1800-2000 °С — только кислорода.
Такой большой температурный разрыв в процессах выделения водорода и кислорода по-
а б
Рис. 1. Кристаллическая структура и ближайшее окружение ионов урана в оксидах [4, 5]: а — % и02, б — % у-И03. Длины связей даны в нм
Статья поступила в редакцию 15.02.2007 г.
The article has entered in publishing office 15.02.2007.
I 3U4O32 ^ 4U3O8 + З2О2
Н. М. Троценко, А. Ф. Чабак, В. Н. Косяков, П. Н. Алексеев, Ф. С. Бочагин Некоторые возможности атомно-водородной энергетики
зволяет без особого риска провести разложение воды на Н2 и 02 в пространстве и времени.
Термическая диссоциация воды может быть осуществлена, например, в условиях гомогенного атомного реактора на диспергированных оксидах урана (ст « 10 мкм) в известном опытном реакторе типа вихревой камеры [7] (рис. 2).
Без специальных деталей работу вихревого ядерного реактора по термолизу воды можно представить следующим образом. В работающий (в температурном режиме 1200 °С) реактор с неожижением диспергированных оксидов урана (например, и02) подают пары воды (первый контур). При этом реактор дополнительно охлаждается стандартным образом (второй водяной контур с турбиной, с охлаждением Не в узле его отбора).
За счет энергии деления ядер урана и структурно-фазовых превращений оксидов урана воду разлагают с образованием только одного водорода. Водород отбирают из первого циркуляционного контура после очистки его на каскаде сопел от легколетучих продуктов деления и не-разложившейся воды. Для глубокой очистки водорода проводится очистка на мембранах из сплавов палладия.
После прекращения выделения водорода температуру оксидов в первом контуре повышают до 1800 °С и отбирают из него очищенный кислород ранее описанным способом. При этом в однозонной системе (с учетом радиолиза воды [8]) непрерывно контролируют концентрации содержания водорода и кислорода.
Циклы повторяются до окончания облучения. После окончания облучения отработавшее оксидное ядерное топливо измельчают механическим способом до микронных размеров и помещают в низкотемпературный (~100 °С) расплав типа Розе (РЬ-8п-В1), где происходит сепарация (по удельному весу) делящихся атомов урана в оксидной форме от оксидов продуктов деления.
Рис. 2. Принципиальная технологическая схема термолиза воды в условиях вихревого ядерного реактора на диспергированных оксидах урана: 1 — вихревой слой ядерного реактора; 2 — узел фильтрации; 3 — вихревой компрессор; 4 — система отдувки фильтров; 5 — турбина
Предварительная экономическая оценка стоимости нового способа атомно-водородной энергетики по сравнению с нынешней может быть уменьшена по крайней мере на два порядка, а суммарный КПД использования энергии деления — за счет дополнительного прямого превращения ее в химическую — может возрасти до 75 %.
Естественно, что атомно-водородная энергетика будет иметь две основные составляющие: получение водорода и аккумуляция водорода, обеспечивающая его хранение и транспортировку.
Известно, что водород имеет более высокое энергосодержание (33,3 кВт-ч/кг) по сравнению с 13 кВт-ч/кг у бензина и 13,9 кВт-ч/кг у природного газа. При всех достоинствах водород обладает двумя существенными недостатками — очень низкой плотностью и взрывоопасностью. Например, транспортировка водорода 40-тонным грузовиком, который вмещает 320 кг Н2 при 200 атм, на расстояние 500 км требует энергозатрат, сравнимых с энергосодержанием транспортируемого водорода. В то же время транспортировка природного газа тем же грузовиком, при том же давлении и на то же расстояние ограничивается 25 % энергосодержания транспортируемого газа, бензина — всего несколькими процентами. Такая разница объясняется низкой плотностью водорода. Кроме того, велика возможность дорожно-транспортных происшествий при перевозке водорода. Поэтому транспортировка водорода в больших объемах будет возможна только в случае обеспечения безопасности, сравнимой с перевозкой нефтепродуктов или природного газа.
Существует ряд способов хранения водорода, которые имеют свои достоинства и недостатки. В [9] представлены характеристики основных способов хранения водорода, применяемых в настоящее время. Наиболее распространенным и широко применяемым в промышленности является, прежде всего, криогенный способ, популярно также хранение его в сосудах высокого давления.
Более перспективен способ хранения водорода в микропористых структурах, прежде всего, в микросферах и капиллярах [10]. В стеклянных микросферах при комнатной температуре можно получить массовое содержание водорода 26 % и плотность относительно плотности жидкого водорода 0,6, а в кварцевых микросферах при температуре 80 К массовое содержание 42 % и плотность относительно плотности жидкого водорода 1,25. Существенный недостаток этого способа — требование нагрева микроструктур до температур 470-900 К для заполнения и извлечения водорода, что приводит к увеличению энергозатрат, а в случае использования их в аккумуляторах водорода для автомобилей, где нагрев микропористой структуры необходимо осуществлять многократно, такой способ может оказаться энергетически невыгодным.
Атомная энергетика Атомно-водородная энергетика
Для решения этой задачи необходимо использовать способность микропористых структур аккумулировать водород до удельных содержаний, превышающих его содержание в жидком состоянии, и при этом обеспечивать высокую взрыво- и пожаробезопасность, т. е. требуется найти способ заполнения и извлечения водорода из микропористой структуры без ее нагрева, чего требует диффузионный механизм этих процессов.
При оптимально высоком содержании водорода эти способы хранения имеют существенные недостатки. Во-первых, высокие энергозатраты, так как при каждом извлечении водорода из микросфер или капилляров необходимо прогревать весь объем емкости для интенсификации процесса диффузии. Во-вторых, так как процесс диффузии протекает медленно, то при заданных режимах работы двигателя трудно обеспечить динамичное изменение извлечения водорода из микросфер или капилляров.
Поэтому необходим новый способ заправки и извлечения водорода из капилляров.
Рассмотрим процесс заправки и извлечения водорода из капилляров без использования диффузионного механизма.
На рис. 3 представлен аккумулятор для хранения водорода.
В отличие от герметичных капилляров, заваренных с обоих концов, в данном случае на торцы, соединенные с коллектором подачи и выпуска водорода, нанесен слой материала герметизации (4) с температурой плавления ниже температуры плавления материала капилляров (2). При первом заполнении слой материала герметизации (4) в виде гранул размещают на поверхности многосекционного сетчатого нагревателя (3). Аккумулятор помещают в емкость высокого давления и заполняют капилляры водородом. Затем включают многосекционный нагреватель (3), расплавляют материал герметизации (4), герметизируют капилляры, охлаждают нагреватель (3) и герметизирующий слой (4), сбрасывают давление в емкости высокого давления, вынимают аккумулятор и подключают к потребителю. Включают одну секцию многосекционного нагревателя, при повышении температуры (до температуры ниже температуры плавления) герметизирующего материала его прочностные характеристики снижаются, и водород, находящийся в капиллярах при высоком давлении, разрушает герметизацию и поступает в коллектор (5), обеспечивая в нем избыточное давление водорода. При подаче водорода к потребителю через патрубок (7) давление водорода в коллекторе (5) падает и сигнал с датчика давления (6) включает следующую секцию многосекционного нагревателя. Очередная порция водорода поступает в коллектор (5). Аналогичные операции повторяются до полного извлечения водорода из капилляров. После этого аккумулятор помещается в емкость высокого давления. В ней создается высокое давление водорода. Водород поступает в капилляры через отверстия, которые образовались при вскрытии герметизирующего материала водородом капилляров. Включается нагреватель (3), герметизирующий слой расплавляется, герметизируются торцы капилляров. Нагреватель охлаждается. Аккумулятор заряжен водородом [11].
Такая технология создания аккумуляторов, их заправки и извлечения водорода принципи-
!
Рис. 3. Аккумулятор для хранения водорода: 1 — корпус; _ 2 — капилляры с водородом; 3 — многосекционный нагрева- .3 тель; 4 — слой герметизирующего материала; 5 — коллектор -5 подачи-выпуска водорода; 6 — датчик давления; 7 — патрубок подачи-выпуска водорода; 8 — патрубок для предохрани- £ тельного клапана |
и?
Г--
ально изменяют структуру хранения, доставки § и потребления водорода. ©
Микропористые структуры позволяют создавать аккумуляторы водорода самых разнообразных конструкций и практически любых размеров от аккумуляторов водорода для портативных источников питания (мобильные телефоны, компьютеры, бытовая техника) до аккумуляторов водорода для транспорта и аэрокосмического комплекса. Создание системы производства водорода и его аккумуляции позволит сформировать многоплановые экологически чистые технологические комплексы на базе АЭС [12]. Аккумуляторы водорода на основе микропористых структур в перспективе обеспечат потребителей водородом не только в районе АЭС, но и в удаленных от нее районах с уже сложившейся инфраструктурой. При этом высокое удельное содержание водорода, отсутствие потерь, присущих, например, криогенным вариантам хранения и транспорта, высокая взрыво- и пожаробезопасность создают хорошие предпосылки для развития этого направления получения и аккумулирования водорода на базе АЭС.
Список литературы
1. Менделеев Д. И. Основы химии. Т.1. М.-Л., 1934.
2. Сборник Атомиздат. Серия: Атомно-во-дородная энергетика. 1976.
3. Тетерин Ю. А. Структура соединений легких актинидов // Успехи химии. 2004. Т. 73(6).
4. Дымков Ю. М. Природа урановой смоляной руды. М.: Атомиздат, 1973.
5. Сидоренко Г. А. Кристаллохимия минералов урана. М.: Атомиздат, 1978.
6. Ж. Радиохимия. 1938. С. 369. <
7. Пат. РФ. Кутателадзе С. С. Ядерный вихре- * вой реактор на диспергированных оксидах урана. Е
8. Бяков В. М., Ничипоров Ф. Г. Радиолиз воды 3 в ядерных реакторах. М.: Энергоатомиздат, 1990. 1
9. Акунец А. А., Басов Н. Г., Меркульев Ю. А. | и др. Сверхпрочные микробаллоны для хране- | ния водорода // Тр. ФИАН. 1992. Т. 220.
10. Чабак А. Ф. Создание аккумуляторов с §• высоким содержанием водорода и мобильной по- ^ дачей его к топливным элементам // Альтернатив- § ная энергетика и экология. 2006. № 4. С. 11-14. 0
11. Пат. №2283454 РФ. Емкость для хранения водорода / Чабак А. Ф. Приоритет от 08.07.2005.
12. Рязанцев Е. П., Чабак А. Ф., Ульянов А. И. Наработка, хранение и использование водорода на АЭС // Атомная энергия. 2006. Т. 101, вып. 6. С. 420-426.
