Использование наноматериалов в топливных композициях

⇐ ПредыдущаяСтр 3 из 16Следующая ⇒

Жестким фактором, ограничивающим эксплуатационный потенциал любого типа керамического топлива, является хрупкость урановых композиций.

ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ» и ФГУ ТИСНУМ провели серию технологических исследований, планируя методами нанотехнологий снизить хрупкость карбонитридной и диоксидной топливных композиций.

Образцы исследуемых топливных композиций изготавливались методами порошковой технологии, с использованием легирующих компонент на основе наноалмаза, и компрессионным спеканием, обеспечивающим образование мелкодисперсных структур и сложных нанокластеров.

По результатам работы с карбонитридом урана было получено:

· наноструктурирование увеличивает модули упругости и сдвига, одновременно снижая твердость;

· усилие, необходимое для зарождения первой трещины, для наноструктурированного карбонитрида в 20 раз выше, по сравнению с обычным карбонитридом.

Наноструктурирование урановых топливных композиций обеспечивает новые уровни теплофизических и прочностных характеристик. Технологические эксперименты показывают:

прочность топлива (UO₂) повышается до 5 раз;
теплопроводность (UO₂) возрастает в 1, 5 раза;
хрупкость карбидных (UC) и карбонитридных (UZrCN) композиций снижается до 20 раз, вязкость (К_1С) – до 5 раз.

Исследования по использованию наноматериалов в топливных композициях в настоящее время находятся в начальной фазе, однако очевидно, что методы наноструктурирования керамического ядерного топлива обладают огромным потенциалом улучшения физико-механических и теплофизических свойств материала, повышения сопротивляемости радиационной деградации и значительного увеличения глубины выгорания.

ОБРАЩЕНИЕ С ОЯТ.

Основной долей радиоактивных отходов ( РАО ) как продукта деятельности атомной энергетики является отработавшее ядерное топливо ( ОЯТ ), включающее наработанные на АЭС актиниды.

Получение 1 ГВт-год электроэнергии на АЭС с реактором ВВЭР сопровождается наработкой

· 150-200 кг Рu

· 20-30 кг младших актиноидов (Np, Am, Cm)

За 40 лет работы блока мощностью 1000 МВт их будет произведено 6-8 и 0, 8-1, 2 т соответственно.

При разработке программы строительства АЭС, необходимо учитывать возможные топливные циклы.

· Открытый.

· Замкнутый.

Открытый ЯТЦ.

В открытом ЯТЦ отработанное ядерное топливо считается высокоактивными РАО и вместе с остаточными делящимися изотопами исключается из дальнейшего использования поступает на захоронение. Открытый ЯТЦ характеризуется низкой эффективностью использования природного урана (до 1%).

Преимущества:

Простая схема потребления и захоронения ЯТ.
Отсутствие дополнительных (завод переработки ОЯТ) источников загрязнения окружающей среды радионуклидами.

Недостатки:

Высокая стоимость долговременных хранилищ и полигонов для захоронения ОЯТ.
Трудности обеспечения долговременной изоляции ТВС от биосферы.
Необходимость повышенных мер безопасности охраны захоронений.

Замкнутый ЯТЦ.

В замкнутом ЯТЦ на радиохимических предприятиях подобных ТР - 1 ПО «Маяк» осуществляется переработка отработанного ядерного топлива (ОЯТ) с целью возврата в цикл невыгоревшего ²³⁵U и почти всей массы ²³⁸U, а также изотопов энергетического плутония, образовавшихся при работе ядерного реактора. Вовлечения в ЯТЦ плутония существенно повышает эффективность использования ядерного топлива.

В замкнутом топливном цикле ОЯТ рассматривается, как важнейший сырьевой компонент, т.к. ОЯТ содержит значительное количество делящихся изотопов, возвращение которых в ЯТЦ после переработки расширяет сырьевую базу более чем на 30%. Реализация замкнутого топливного цикла, минимизирующего РАО, возможна на базе создания мощных АЭС с реакторами на быстрых нейтронах БН.

«Отвальный уран», образующегося в процессе обогащения урана составляющий порядка 86-88% от общей добычи, не используется в топливном цикле (ЯТЦ) тепловых реакторов, являющихся на данный момент основными. К преимуществам ОЯТ с БН, в том числе относится возможность использования в ЯТЦ «отвального урана».

Преимущества:

возврат в энергетику делящихся материалов - урана и плутония, что приводит к существенной экономии уранового ресурса.
значительное уменьшение РАО, предназначенных для вечного захоронения.

Недостатки:

Сложность схемы переработки ОЯТ.
Потенциальная опасность, больших выбросов в результате аварий на радиохимических предприятиях.

Примером: может служить авария на предприятие ПО Маяк 1957, приведшая к образованию Восточно-уральскому радиоактивному следу.

Модель ЯТЦ 21 века для всех актиноидов включая Pu и опасные долгоживущие продукты деления.

Pu -плутоний, U -уран, TRU - трансурановые элементы, I - йод, MA - минорактиниды, Tc - технеций, Th - торий, FP - продукты деления

Трансмутация.

Трансмутация - процесс преобразования одного из радионуклидов в другой (или другие). Трансмутация включает в себя ядерные реакции, способные идти в быстрых ядерных и подкритических реакторах. Трансмутация в переработке РАО, необходима для превращения долгоживущего радионуклида в короткоживущий радионуклид или устойчивый элемент.

Чтобы отсортировать радионуклиды, подлежащие трансмутации, и отделить определенные долгоживущие радионуклиды от других, требуется предприятие по репрессингу.

Репрессинг позволяет проводить выборочное преобразование долгоживущих радионуклидов в короткоживущие при облучении их в реакторе.

Без репроцессинга ядерные реакции противоположного типа могли бы вызвать обратного вида преобразования - короткоживущих радионуклидов в долгоживущие. На обрабатывающей установке из долгоживущих радионуклидов изготавливаются топливо или мишени, которые затем направляются в трансмутационную установку, которая может состоять из реактора или комбинации из ускорителя, тяжелометаллической мишени и подкритичного реактора.

В результате трансмутации посредством реакций деления образуются преимущественно короткоживущие продукты деления, которые распадаются на устойчивые элементы, но некоторые из этих короткоживущих продуктов деления могут также распасться на долгоживущие.

На данный момент в трансмутации предполагается использовать три типа реакторов (легководяные, на быстрых нейтронах и подкритические) и два типа репроцессинга.

Стоит отметить, что большинство схем транмутации предполагает использование комбинации реакторов и связанных с ними технологий репроцессинга.

Легководяные реакторы (ЛВР):

Критический реактор, в качестве топлива используется либо низкообогащенный уран, либо смешанное ураноплутониевое топливо.

Репроцессинг: водный.

Радионуклиды: в основном плутоний, Tc-99, I-129.

Недостатки:

Создает большую долю актинидов с более высокими массами, что влечет за собой серьезные радиационные риски
В результате репроцессинга нарабатываются большие объемы жидких радиоактивных отходов
Проблемы безопасности реакторов
Невозможно деление большинства актинидов
Большое накопление трансурановых материалов, что создает проблемы обращения с радиоактивными отходами.

Реакторы на быстрых нейтронах (БН):

Критический реактор, в качестве топлива может использоваться плутоний, уран или, возможно, топливо, содержащее второстепенные актиниды.

Репроцессинг: в основном сухой.

Радионуклиды: плутоний, и возможно, второстепенные актиниды. Возможны Tc-99 и I-129, но только в мишенях с замедлителем вне активной зоны реактора.

Недостатки:

Постоянные проблемы нанесли урон развитию реакторов на быстрых нейтронах.
Накопление трансурановых материалов, хотя и в меньшей степени, чем в ЛВР.
Проблемы безопасности реакторов

Подкритические реакторы:

Система на базе ускорителя с мишенью обеспечивает подкритический реактор быстрыми нейтронами.

Репроцессинг: репроцессинг может быть либо полностью водным, либо полностью сухим, либо комбинацией их двух.

Радионуклиды: плутоний и второстепенные актиниды. Возможны ⁹⁹Tc и ¹²⁹I, но только в мишенях с замедлителем вне активной зоны реактора.

Подкритические реакторы находятся только в стадии разработки

Недостатки:

Высокая стоимость.
Отсутствие реальных данных по эксплуатации.

Варианты решения проблемы ЯТЦ.

Переработка

В настоящее время лишь 5 государств (Индия, Япония, Англия, Россия, Франция) перерабатывают ОЯТ на своих предприятиях. Причем три из них Великобритания, Франция и Россия являются мировыми импортерами ОЯТ, осуществляя переработку на своих радиохимических предприятиях.

В России до 2020 ядерная энергетика будет развиваться в основном на открытом ЯТЦ. Тем не менее Россия осуществляет поэтапный переход на закрытый ЯТЦ, связанный в основном с планами по масштабному импорту и переработки ОЯТ зарубежных АЭС.

Общий объем планируемого ввоза на переработку и хранение топлива (ОЯТ) с зарубежных объектов 20000 т. Совокупную мощность предприятий России по переработке ОЯТ к 2010 составит 1900 т/год.

Отложенное решение

Некоторые страны предпочитают «отложенное решение», то есть длительное хранение отработанных ТВЭЛов. Безопасность и относительная простота «сухого» хранения позволяют держать «открытыми» оба варианта обращения с ОЯТ.

А развитие со временем технологий обращения, может существенно снизить затраты на переработку ОЯТ.

Отказ от переработки

Стоимость переработки и изготовления МОХ - топлива оказалась намного большей, чем предполагалось ранее (в постоянных ценах в 4 раза), так что частичное замыкание ЯТЦ легководных реакторов оказалось убыточным при современных низких ценах на уран и даже при возможном в последующие десятилетия удорожании урана, скажем, в 3-4 раза. Тем не менее эти страны замыкают ЯТЦ легководных реакторов, покрывая затраты за счет соответствующего увеличения тарифов на электроэнергию, производимую АЭС (надбавка к тарифам АЭС во Франции, связанная с затратами на переработку ОЯТ легководных реакторов, составляет 0, 3 цент/кВтбч). Наоборот, США и некоторые другие страны отказались от переработки ОЯТ, предпочитая в будущем окончательное захоронение ОЯТ или его длительную выдержку, что оказывается намного дешевле (надбавка к тарифам АЭС, введенная в США актом 1982 г., составляет 0, 1 цент/кВтбч).

В США захоронение ОЯТ с 2010 года будет производиться в глубоком геологическом хранилище горы Юкка, в штате Невада. На данный момент США имеют действующее глубокое геологическое хранилище для трансурановых отходов военного происхождения возле Карлсбада (штат Нью-Мексико).

Одна уже сейчас США переоценивают эту политику. В ноябре 2005 года Американское ядерное общество заявило, что развитие и строительство реакторов на быстрых нейтронах позволит многократно увеличить эффективность использования урана, и устранить во время эксплуатации реактора на быстрых нейтронах долго живущие трансурановые элементы.

Переработка ОЯТ.

Мировой опыт показывает, что основное количество перерабатываемого ОЯТ дают реакторы LWR, Mаgnox и усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы AGR.

Тип реактора	Проект	Физические параметры	Использование ОЯТ
LWR	PWR BWR ВВЭР	ТВС квадратного или шестиугольного (ВВВЭР)сечения длинной 4 – 5 метром, весом 200 – 500 кг.	· Обычно хранится целиком · Часть топлива отправляется на переработку.
PHWR	CANDU	Пучок ТВЕЛов диаметр 10 см длина 50 см. Вес 50 кг.	·Перемещается на поддонах ·Не перерабатывается
GCR	Magnox AGR	ТВЭЛ диаметр 3 см. длина 1.м. ТВС диаметр 24 см. длина 1 м.	· Все перерабатывается · Возможно сухое хранение.

Таб.14 Обращение с ОЯТ различных типов реакторов.

Географически ОЯТ распределено следующим образом: США – 53 % (83 тыс. т), Западная Европа – 23 % (36 тыс. т), Восточная Европа – 8 % (13 тыс. т), Азиатско-Тихоокеанский регион и другие страны – 16 % (24 тыс. т). Из выгруженного ОЯТ примерно 75 % находятся под юридическим контролем США.

Общие объемы ОЯТ в мире 2000 г. они достигли уже 250 тыс. т. Ориентировочно в этом ОЯТ содержится более 80 млрд. Ки радиоактивности. В соответствии с прогнозами объемы могут составить к 2050 г. 800 тыс. т.

В настоящее время для переработки ОЯТ наиболее широко применяется пьюрекс-процесс, суть которого состоит в следующем: ТВЭЛы разрезают на части и растворяют в азотной кислоте, далее раствор очищают от продуктов деления и элементов оболочки, выделяют чистые соединения U и Pu. Затем, полученный диоксид плутония PuO2 направляют на изготовление новых сердечников, а уран либо на изготовление сердечников, либо на обогащение ²³⁵U.

Наибольшая производительность заводов переработки окисных ОЯТ АЭС в 800 т т. м. в год была достигнута на французских заводах на мысе Аг. Большая -1200 т т. м. в год - была заложена в проекте завода THORP в Великобритании. Однако эта цифра была впоследствии уменьшена до 900 т. в год, а реально она не превышала 600-700 т. в год за 10 лет эксплуатации завода. В Японии серийный завод в Роккасё-Муре строится также на 800 т в год: во-первых, проект делался на основе французской технологии, во-вторых, это примерно согласуется с количеством производимого в стране ОЯТ.

Российский завод РТ-2 проектируется с производительностью 1500 т в год, но он заработает не ранее 2020-2025 гг. Такая производительность обоснована большим объемом накопленного к тому времени ОЯТ.

Общая технологическая схема переработки ОЯТ практически одинакова на всех современных радиохимических заводах:

отделение приема и хранения ОЯТ;
отделение подготовки ОЯТ к переработке;
отделение резки-растворения с подготовкой раствора топлива к экстракции;
отделение очистки урана и плутония от продуктов деления и разделения их;
аффинажные отделения очистки уранового и плутониевого продуктов;
отделение концентрирования и хранения уранового продукта;
отделение концентрирования плутониевого продукта, его денитрации или оксалатного осаждения с прокаливанием и хранения продукта;
разнообразные установки для обработки (очистки, концентрирования, отверждения и др.) газообразных, жидких и твердых РАО.

Все заводы в качестве технологического процесса используют водно-экстракционный процесс извлечения и очистки урана и плутония. Экстрагентом в этом процессе является 30%-й раствор трибутилфосфата в легком углеводородном разбавителе. Процесс получил название PUREX- процесса. Уран от плутония отделяется при переводе последнего в состояние низких валентностей при сохранении урана в высшей валентности.

Примечание:

Выбор материалов ТВЭЛов для IV поколения реакторов, кроме повышенных требований к термостойкости должен учитывать переработку ОЯТ.

Например, кремниевые сплавы, проектируемые для ТВЭЛ международного проекта ГТ-МГР крайне сложны для переработке и не подходят к модели замкнутого ЯТЦ.

DUPIC

Технология DUPIC (Direct Use of spent PWR fuel In CANDU) была впервые предложена канадскими специалистами корпорации AECL.

Технология DUPIC базируется на том факте, что в ОЯТ PWR содержание ²³⁵U нередко превышает концентрацию этого изотопа в природном уране. Реакторы CANDU успешно эксплуатируются на уране природного обогащения, что создаёт потенциальную возможность использовать выгруженного из PWR топлива в реакторах CANDU без разделения делящихся веществ и осколков.

Для развития технологии DUPIC в Канаде, существует ряд сложностей:

на территории Канады, нет реакторов типа PWR, а эксплуатируются только энергетические реакторы CANDU.
законодательная база и настроения канадской общественности не позволяют в обозримом будущем говорить о ввозе в Канаду ОЯТ PWR из-за рубежа.

По вышеперечисленным причинам проект DUPIC предлагается канадскими атомщиками на экспорт, в особенности, в те государства, где одновременно эксплуатируются и тяжёловодные, и реакторы PWR. Число таких стран ограничено, и одной из них является Южная Корея.

В 1991 году корейский исследовательский институт атомной энергии (KAERI) подписал соглашение о сотрудничестве с AECL в изучении возможностей технологии DUPIC для дожигания ОЯТ корейских PWR.

Принципиальная особенность DUPIC состоит в том, что изготовление нового топлива из-за крайне высокой радиоактивности возможна только в горячих камерах. Первые эксперименты по такому производству стартовали в Южной Корее в 1999 году.

В качестве исходного материала для первых экспериментов брались кассеты с блока " Кори-1" с реактором PWR, выгруженные в 1986 году и имевшие среднюю глубину выгорания 27, 3 МВт× сут/кг. Проведены успешные работы по изготовления ТВС, удовлетворяющих требованиям реакторов CANDU.

За последние 25 лет в направлении развития PWR наметились новые тенденции, в частности, по повышению глубины выгорания. Это важно как с точки зрения сокращения темпов накопления ОЯТ, так и с точки зрения экономики топливного цикла. Такая тенденции в развитии технологий PWR, составляет главную проблему в будущей эффективности технологии DUPIC - останется ли их технология экономически целесообразной и удастся ли изготавливать надёжное топливо для CANDU из ОЯТ PWR c высокой глубиной выгорания.

Основную техническую сложность для DUPIC составляет проблема осколков деления. По простым физическим причинам, в ОЯТ с высоким выгоранием накапливается большое количество газообразных продуктов.

Чтобы оценить, как это обстоятельство скажется на надёжности DUPIC-топлива для CANDU, южнокорейские специалисты поставили перед собой задачу провести ряд экспериментов и рассмотреть эффективность использования DUPIC-топлива для ОЯТ с глубиной выгорания до о 65 МВт× сут/кг. Только после решения всех технических проблем можно будет рассматривать экономическую эффективность DUPIC-технологии.

Технологический процесс.

DUPIC " технологии прямого использования топлива PWR в CANDU", однако очевидно то, что непосредственная загрузка кассет PWR в активную зону реактора CANDU невозможна. ТВС с ОЯТ PWR проходят этапы механической разделки, извлекаемые при этом топливные таблетки отделяют для последующей химической обработки.

Таблетки окисляются в течение 5 часов при температуре 500°C, что приводит к конверсии UO₂ в U₃O₈. Далее в методике предусмотрены 3 последовательных цикла окисления и восстановления (в атмосфере 4%H₂/ Ar), после чего производится изготовление топливных таблеток, ТВЭЛ и ТВС по спецификациям реакторов CANDU.

Преимущества:

· использование в качестве топлива ОЯТ от PWR.

· возможность перехода на замкнутый цикл.

· относительная простота схемы переработки ОЯТ PWR в топливо для CANDU.

Недостатки.

· высокая уровень затрат и технологические сложности РУ CANDU.

· падение плотности топлива в ходе технологического процесса переработки

· эффективность применения зависит от глубины выгорания топлива в PWR

Технические проблемы

При механической разделке ОЯТ PWR, на внутренних поверхностях снятых оболочек ТВЭЛов оставется значительная часть топлива. Для снижения потерь, необходимы новые методы извлечения топлива - например, длительное высокотемпературное окисление ТВЭЛов до начала механической разделки.

В ходе экспериментов в Южной Корее, обнаружилось резкое падение плотности топлива в ходе технологического процесса. Возможно, это явление связано с тем, что на этапах окисления и восстановления топливных таблеток при высоких температурах из них начинается выход цезия - причём, чем выше выгорание исходного ОЯТ, тем больше в нём хранится этого газообразного осколка деления. Выход цезия приводит к дополнительному порообразованию в материале таблетки, что негативно сказывается на его плотности.

Перспективы промышленного применения DUPIC, многих факторов в том числе, от успешности развития технологий переработки ОЯТ и решения выше перечисленных технических проблем. Кроме того, увеличение глубины выгорания топлива для PWR следующих поколений, может поставить под сомнение эффективность применения технологии DUPIC.

Выводы: Сейчас работа АЭС на открытом топливном цикле выглядит экономически целесообразной, но при неуклонном росте цен на уран, и увеличение числа АЭС и главное объемов ОЯТ встает необходимость создания закрытого ЯТЦ. Экономическая же эффективность переработки ОЯТ будет проявляться только в случае крупномасштабного ввода в эксплуатацию быстрых и подкритических реакторов.

Предложения:

1. При формировании ЯТЦ Казахстана, необходимо учитывать планы России по импорту ОЯТ. Тем самым и возможность создания замкнутого ЯТЦ, с переработкой ОЯТ на мощностях радиохимических предприятий России.

2. Рассмотреть возможность строительства в Казахстане АЭС на быстрых нейтронах. Например, проекта РУ СВБР. (ниже описание)

6. АТОМНО-ВОДОРОДНЯ ПРОМЫШЛЕННОСТЬ.

Водород при окислении образует воду и может использоваться для создания глобальной экологически чистой энергетики. Наиболее экологически чистое производство промышленное водорода должно базироваться на атомной энергетике в дополнении к возобновляемым источникам энергии.

Одним из приоритетных направлений будущего развития промышленности ведущих стран мира является создание водородной промышленности на базе атомной энергетики (водородная экономика ВЭ ).

Водородное топливо имеет огромный потенциал в виду:

· неисчерпаемости и возобновляемости ресурса.

· экологичности.

· высокого КПД установок на водороде (топливные элементы).

Создание водородной промышленность включает в себя целый спектр задач основные из которых:

Промышленное экологически чистое производство водорода.
Хранении и транспортировка.
Технологии использования водородного топлива. Топливные элементы ТЭ.

Переход на водородную энергетику в сочетании с применением возобновляемых источников энергии и атомной энергетики позволит многим странам снизить зависимость от нефти и газа. Масштабное производство водорода с использованием АЭС нового поколения сможет обеспечить экономику водородным топливом, добытым из воды, тем самым не загрязняя атмосферу и производя возобновляемый ресурс.

В США, ЕС, Японии, Китае и др. приняты и реализуются национальные и международные программы по разным направлениям водородной энергетики.

В СССР с начала 1970 годов в существовала программа создания атомно-водородной промышленности. В рамках этой программы были созданы:

экспериментальный водородный микроавтобус «Квант-РАФ» на основе ТЭ

легковые грузовые автомобили работающие на водороде и бензоводородных смесях.
первый в мире самолет Ту-155 ЛЛ на жидком водороде.

Примечание: Пары воды являются парниковыми газами, ответственными более, чем за 60 % парникового эффекта.

6.1 Промышленное производство водорода.

Наиболее приоритетной задачей является промышленное получение водорода на АЭС нового поколения.

В этой сфере главным прорывным проектом является ГТ-МГР ( GT-MHR ). Совместный проектОКБМ им. Африкантова (Россия)и General Atomics (США). Строительство, и эксплуатация ГТ-МГР планируется начать до 2023года. Температура теплоносителя (He) в МГР может достигать порядка 1000^oС. При достижении таких температур, становятся возможными четыре основных эффективных способа промышленного производства водорода:

Паровая конверсии метана (ПКМ). ПКМ происходит при температурах 750-850°С. Первая ступень процесса ПКМ расщепляет метан и водяной пар на водород и моноксид углерода. Вслед за этим на второй ступени «реакция сдвига» превращает моноксид углерода и воду в диоксид углерода и водород. Эта реакция происходит при температурах 200-250°С.
Термохимическое разложение воды (серно-йодный процесс). Высокотемпературный процесс химического разложения воды под действием S и I. (S и I процесс). Исследования в США и Японии показывают, что сочетание S и I процесса с модульным гелиевым реактором может обеспечить производство водорода стоимостью 1 – 2 долл. / кг. H₂.
Гибридный цикл. Гибридный сернокислотный цикл (HyS) состоит из двух стадий разложения H₂SO₄ при температуре около 800 ^oС и электролиза воды при температуре 200 ^oС с анодом деполяризованным в присутствии SO₂. Н₂SO₄ → Н₂O+SO₂+1/2 O₂ ( термолиз Н₂SO₄ )SO₂+2 H₂O → Н₂SO₄ + H₂ ( электролиз ).

При выходной температуре теплоносителя 900 ^oС, общий расчетный КПД ~ 48%. По предварительным оценкам производство водорода в системе HyS – цикл и гелий - охлаждаемый реактор составляет около 1, 60 долл./кг H₂.

Высокотемпературный электролиз (ВТЭ) - это разновидность обычного электролиза. Часть энергии, необходимой для расщепления воды, вкладывается в виде высокотемпературного тепла в нагрев пара, делая процесс более эффективным. Эффективность метода ВТЭ зависит от цены электроэнергии и температуры потребляемого тепла. Электролизу подвергается пар с параметрами 3 МПа и 800°С. Удельный расход электричества, которое составляет большую часть потребляемой энергии, равняется 2, 5 кВт.ч/м³. При этом массовое соотношение потребляемого пара и производимого водорода составляет 9: 1.

РУ ГТ-МГР.

РУ ГТ-МГР (Г азовая турбина— модульный гелиевый реактор).

РУ ГТ-МГР представляет собой граффито - газовый реактор мощностью 600 МВт, собранный в двух модулях: блока высокотемпературного реактора и блока преобразования энергии (БПЭ). В первом содержится активная зона и система управления и защиты реактора (СУЗ), а в состав второго входят: газовая турбина с генератором, рекуператор, холодильники. Преобразование энергии — замкнутый одноконтурный цикл Брайтона с КПД~50%.

При замене газовой турбины промежуточным теплообменником и газодувками установка превращается в источник тепла для производства водорода ( проект H₂ - MHR).

Преимущества:

КПД~50%.
упрощение конструкции АЭС благодаря модульному устройству реактора и использованию ГТ.
высокая степень выгорания топлива до 640 МВт·сут/кг
эффективный отвод тепла от реакторной зоны
использование химически инертного и не поглощающего нейтроны гелиевого теплоносителя.
Невозможность разрушения активной зоны в результате аварии.
Невозможность расплавиться ТВЭЛов благодаря использованию в оболочке карбида кремния (SiC)

Недостатки:

накопление за срок эксплуатации большого количества радиоактивного ¹⁴C.
сложность переработки ТВЭЛов с оболочкой из (SiC).

Каждый модуль H₂ – MHR может обеспечить производство до 200 т. водорода в сутки. Для удовлетворения потребностей всей промышленности США необходимо строительство 160 модулей МГР мощностью 600 МВт.

	Температура на выходе из АЗР и КПД
850 ^oС КПД ~ 42%	950 ^oС КПД ~ 52%
Кап. затраты на реакторную установку млн. долл.	968, 2	1098, 0
Кап. затраты на водородный завод млн. долл.	643, 2	796, 3
Эксплутационные затраты	50, 7	62, 7
Объем производства кг. год	213 10⁶	264 10⁶

Таб. 15 Экономические показатели для системы H₂ – MHR мощностью 2400 МВт тепл.

При текущих ценах на метан, экономически выгодной является технология получение водорода из метана, но выбросы углекислого газа снижают экологические показатели такого вида производства. При росте цен на газ в три раза, становится более рентабельной технология ВТЭ промышленного производства водорода.

Однако при планировании перехода к водородной экономике нельзя не учитывать масштабы строительства АЭС нового поколения, а значит и масштабное увеличение объемов ОЯТ. В связи с этим работа над планированием атомно - водородной экономики должна идти параллельно с развитием «замкнутых» ЯТЦ.

Выводы:

При долгосрочном планировании атомной промышленности необходимо учитывать возможность частичного перехода лидирующих стран к водородной экономике.

Предложения:

Рассмотреть возможность ознакомления или участия в международном проекте ГТ-МГР.
Рассмотреть возможность создания программы развития промышленности по направлению «Атомно – водородная экономика».

Топливный элемент

Недостатком существующих методов преобразования энергии является низкий КПД. Особенно большие потери энергии происходят на стадии превращения теплоты в механическую работу.

Фактический КПД электростанций составляет 30-45%, а транспортных установок в городских условиях 10-15%. Таким образом, 60-90% химической энергии топлива не используется и рассеивается в окружающее пространство. Ввиду выше сказанного особый интерес представляет прямой путь превращения энергии окисления топлива в электрическую энергию.

Приоритетным является электрохимический способ получения электроэнергии с помощью топливных элементов.

Топливный элемент – устройство, преобразующее химическую энергию окисления топлива непосредственно в электрическую энергию. Реакция окисления в топливном элементе разбивается на стадии:

· анодное окисление топлива

· катодное восстановление окислителя (кислорода)

· движение ионов в растворе электролита

· движение электронов от анода к катоду (электрический ток)

Как и гальванический элемент, ТЭ состоит из анода и катода. К аноду подается топливо (восстановитель) в данном случае водород, к катоду – окислитель, обычно чистый кислород или кислород воздуха. Между электродами находится электролит, в качестве которого для рассматриваемого водородно-кислородного элемента используется раствор щелочи.

Для электродов ТЭ очень важна каталитическая активность. Получение обратимого водородного потенциала пригодны только металлы, которые могут хемосорбировать водород. Этой способностью обладают металлы с незаполненным d-уровнем электронной оболочки, следовательно, прежде всего переходные металлы VIII группы.

По каталитической активности окисления водорода в растворе NaOH при температуре 300 К металлы VIII и IA групп можно расположить в следующий ряд:

Au < Ag < Cu < Fe< Co < Ni < Pd < Pt< Ir < Rh < Os < Ru

При обычной температуре на платиновых металлах, в особенности в тонко раздробленной форме (платиновая чернь, палладиевая чернь), обратимый водородный потенциал устанавливается во всей области значений pH, а в щелочных растворах – также на специально обработанном никеле (никель Ренея). При повышенных температурах (323 К) достаточна уже активность простого никеля или железа.

Для всех указанных систем металл-водород общим является кинетическое торможение достижения равновесия при температуре ниже 200 ^оС.

Причина этого заключается в замедленном переходе водорода через металлическую поверхность. Давно известный способ улучшения заключается в покрытии поверхности компактного палладиевого образца палладиевой чернью, которая ускоряет поглощение водорода.

По каталитической активности восстановления кислорода предлагают следующую последовательность:

Графит < Cu < Fe < Pt < Ag < уголь < Ni

Металл-катализатор целесообразно использовать нанесенным в тонкодисперсном виде на какой-нибудь пористый носитель (на-пример, уголь).

В высокотемпературных ТЭ для окисления применяется двухскелетный электрод на основе вольфрама или молибдена. В ТЭ с расплавленными электролитами материалами для электродов служат металлы семейства железа и платиновой группы, серебро, окись цинка, окись меди, смесь окиси никеля и лития.

Для кислородного электрода высокотемпературных ТЭ можно использовать жаростойкие материалы: никель, окись никеля, содержащая 1-2% лития, нержавеющая сталь и серебро.

К катализатору предъявляются следующие основные требования: слабая адсорбция реагента; низкая энергия активации, следствием чего является высокая плотность тока обмена; большая удельная поверхность, т.е. малый размер частиц; электронная проводимость; коррозионная стойкость; малый расход катализатора для обеспечения низкой стоимости при высокой эффективности.

Для катализаторного материала большинство из этих материалов являются и частично противоречивыми.

Виды топливных элементов:

Твердооксидный топливный элемент (Solid-oxide fuel cells — SOFC);
Топливный элемент с протонообменной мембраной ( Proton-exchange membrane fuel cell — PEMFC);
Обратимый топливный элемент (Reversible Fuel Cell);
Прямой метанольный топливный элемент(Direct-methanol fuel cell — DMFC);
Расплавной карбонатный топливный элемент(Molten-carbonate fuel cells — MCFC);

⇐ Предыдущая 1 234 5 6 7 8 9 10 Следующая ⇒