4 500 000 градусов для ядерного реактора нового типа
5 декабря заместитель директора Института ядерной физики им. Г. И. Будкера (ИЯФ) Сибирского отделения РАН Александр Иванов сообщил, что российским ученым удалось разогреть термоядерную плазму до рекордной температуры в 4,5 млн градусов Кельвина или 400 электронвольт. Чем так важно это достижение?
Как и многие новости из мира российской науки, это сообщение мало кто заметил. Проблема научных новостей состоит в их ограниченном употреблении: цифра в 4 500 000 градусов впечатляет непосвящённого человека количеством нулей, но и только. Хотя — как и многие новости из мира российской науки — подобное достижение новосибирских учёных не только является свидетельством высокого уровня отечественных фундаментальных исследований, но и связано с серьёзными практическими результатами подобных экспериментов.
Современная атомная энергетика основывается на расщеплении атомных ядер. Обычно для получения ядерной энергии используют цепную ядерную реакцию деления ядер урана или плутония.
Ядерная энергия — выгодное и, во многом, безальтернативное средство удовлетворения энергетических потребностей человечества. Однако, на данном этапе развития человечества это средство в какой-то степени компромиссно, и не лишено недостатков. Запасы урана на Земле ограничены, для его добычи необходимы значительные усилия, а функционирование современных АЭС, несмотря на многоуровневые системы защиты, иногда оборачивается техногенными авариями, последствия которых ощущаются десятилетиями, если не веками.
Вместе с тем, энергию может давать не только распад атомов, но и синтез. Примером «реактора», работающего на подобном принципе является Солнце, в ядре которого давление настолько велико, что происходит реакция слияния изотопов водорода 2H и 3H с превращением в атом гелия 4He и выделение при этом 17,6 мегаэлектронвольт чистой энергии. Реакция термоядерного синтеза куда более выгодна с точки зрения выхода энергии, чем атомный распад. Один грамм «смеси» 2H и 3H эквивалентен примерно четырём тоннам высокооктанового бензина.
Но для запуска термоядерной реакции, синтеза одного ядра из нескольких, необходимо сблизить эти ядра на расстояние порядка одного фемптометра (10-15), где ядерные силы начинают преодолевать силы взаимного отталкивания — ядра атомов имеют одинаковый положительный заряд. Другими словами, нужно передать этим атомам очень большую энергию, большую, чем та, которая слиянию ядер препятствует. Поскольку мерой энергии частиц является температура, то наиболее простым способом преодоления кулоновского барьера остаётся нагрев. Что и отражено в названии «термоядерная».
Неконтролируемую реакцию термоядерного синтеза человечество научилось производить полвека назад — это термоядерная бомба, которая, фактически, является «двойной». Детонация инициирующего атомного заряда создаёт достаточную температуру и давление, чтобы началась реакция во втором заряде — заряде атомного синтеза.
Любой физический контакт с такими температурами исключён — все материалы испарятся за время, куда меньшее, чем «мгновенно». Собственно говоря, само достижение температуры в 100 000 000 градусов давно уже не является запредельным для физики — ещё в 1962 году в советском Институте атомной энергии плазму нагрели до 50 миллионов кельвинов. А в 2010 году американские исследователи в Брукхейвенской национальной лаборатории получили кварк-глюонную плазму с температурой около 4 триллионов градусов. Но вот удержать достаточное для термоядерной реакции состояние плазмы необходимое время — для этого нужно решить огромное количество задач.
Плазму, единственное состояние вещества, в котором возможны такие температуры, удерживают магнитными полями. По сравнению с традиционным атомным реактором наших дней, термоядерные реакторы должны быть ещё более технологичны — ведь их «активная» зона, плазма звёздных температур, удерживается лишь невидимыми линиями магнитного поля.
Как обеспечить этот процесс не в лаборатории, а в промышленных масштабах, пока не знает никто. Проект международного экспериментального термоядерного реактора ITER типа «токамак» действует с 1985 года. К настоящему времени окончательно закончено проектирование реактора и выбрано место для его строительства — исследовательский центр Кадараш, в 60 км от Марселя.
Так, эксперименты с более-менее стабильной дейтериево-тритиевой плазмой назначены на 2027 год — к этому времени необходимо будет решить задачу получения достаточного количества трития. По актуальным на данный момент расчётам, тритиевый реактор потреблял бы 56 кг трития на производство 1 ГВт·года электроэнергии, тогда как всемирные запасы трития на 2003 год составляли всего 18 килограммов. О получении термоядерной энергии для практических нужд, таким образом, можно говорить в лучшем случае в привязке к середине этого столетия.
Наиболее близким к практической реализации проектом использования термоядерной энергии является гибридный термоядерный реактор — во многом, перенявший «двойную» концепцию термоядерной бомбы. Реактор такого типа состоит из двух зон. В 1-й зоне — делящиеся вещества, (уран или торий), во 2-й зоне — литийсодержащие вещества для воспроизводства сгоревшего в плазме трития. «Термоядерные» нейтроны, рождающиеся в плазме с энергией 14,1 МэВ, проникают через прозрачную для них стенку в отсек с делящимися веществами. При помещении в эту зону урана, нейтроны поглощаются в нём с образованием плутония. Одновременно выделяется энергия, примерно равная 140 МэВ на один термоядерный нейтрон. То есть, гибридный термоядерный реактор даст даже больше энергии — в 6-7 раз — чем чисто термоядерный. При этом необязательно создавать температуру в указанные 116 миллионов градусов, и реакция не должна быть самоподдерживающейся. В результате упрощается решение многих проблем, что делает создание ГТР вполне возможным уже в ближайшем будущем.
Специалистам ИЯФ им. Г. И. Будкера удалось достичь достаточную временную протяженность по отношению к главной компоненте, которая участвует в реакциях синтеза. Это около десятка миллисекунд, но этого хватает, чтобы система могла быть использована как источник для управления гибридными реакторами. Для того, чтобы нагреть электронную компоненту, ученые ИЯФ СО РАН использовали разработку Института прикладной физики РАН (Нижний Новгород) — мощный источник микроволнового излучения.
Дополнительно, отечественные учёные смогли решить практически нерешаемую задачу. Как пояснил замдиректора ИЯФ Александр Бурдаков, институт развивает направление открытых ловушек для плазмы. «Они имеют ряд преимуществ по сравнению с «токамаком»: простота конструкции, снятие некоторых ограничений, достижение высокого давления плазмы. Однако при этом она фактически упирается прямо в стенки, и долгое время никто не верил, что в таких системах можно действительно получить высокие температуры. Нам удается найти режимы, при которых означенный контакт очень слаб», — объяснил он.
Фактически, 5 декабря в Новосибирске была подтверждена возможность практической реализации ядерного реактора нового типа, значительно превосходящего по энергоотдаче всё, что существует на данный момент. Именно это скрывается за получением нашими учёными температуры в 4 500 000 кельвинов на десять миллисекунд.
Олег Головачёв
В реакторе японской АЭС температура превысила норму на 98 градусов — РБК
adv.rbc.ru
adv.rbc.ru
adv.rbc.ru
Скрыть баннеры
Ваше местоположение ?
ДаВыбрать другое
Рубрики
EUR ЦБ: 73,11 (+0,32) Инвестиции, 13 янв, 19:23
Курс доллара на 14 января
USD ЦБ: 67,57
(-0,2)
Инвестиции, 13 янв, 19:23
В партии Шольца заявили о «головокружении» от обсуждения оружия для Киева Политика, 21:27
Le Monde сообщила об угрозе «крупнейшему русскому кладбищу» за рубежом Политика, 21:23
Эрдоган заявил о сохранении связей с Россией, пока другие «нападали» Политика, 21:20
adv. rbc.ru
adv.rbc.ru
Передача Головина помогла «Монако» разгромить «Аяччо» со счетом 7:1 Спорт, 21:12
В Киеве сообщили о предложении Турции открыть коридор для раненых военных Политика, 21:01
Вышедший на замену Кокорин не спас «Арис» от поражения в чемпионате Кипра Спорт, 21:00
Прощание с Чуриковой пройдет в храме Христа Спасителя вместо «Ленкома» Общество, 20:55
Как оставаться востребованным специалистом?
Осваивайте один полезный навык каждую неделю с Программой развития РБК Pro
Узнать подробнее
Арктический «маршрут силы»: как работает Северный морской путь РБК и Газпром нефть, 20:55
В Совбезе Белоруссии заявили о готовности к украинским провокациям Политика, 20:42
В НАТО исключили нормализацию отношений с Россией Политика, 20:27
Кормят в школе: как изменилось питание московских учеников Специальный проект, 20:06
Как прошел 71-й конкурс красоты «Мисс Вселенная» Общество, 20:03
Кикабидзе похоронят 19 января на Верийском кладбище Тбилиси Общество, 20:00
Столтенберг заявил о давлении на Берлин по поставкам Leopard 2 на Украину Политика, 19:54
adv. rbc.ru
adv.rbc.ru
adv.rbc.ru
Температура в первом реакторе атомной электростанции “Фукусима-1” поднялась на 98 градусов Цельсия выше допустимого уровня. Реактор нагрелся до 400 градусов, в то время как максимально допустимая температура составляет 302 градуса.
Между тем агентство по безопасности на атомных объектах Японии заверило, что непосредственной угрозы перегрев реактора собой не представляет, передает Kyodo.
Ранее сообщалось, что температура воды в резервуаре с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) на аварийной “Фукусиме-1” приближается к точке кипения. Представитель Агентства по ядерной безопасности отметил, что высокая температура воды в резервуаре является причиной пара, который уже несколько дней поднимается над вторым энергоблоком станции.
Несмотря на то, что японские специалисты смогли подвести кабели ко всем шести реакторам на “Фукусиме-1” и восстановить внешнее энергоснабжение, нарушенное землетрясением 11 марта, системы охлаждения реакторов и приреакторных хранилищ ОЯТ еще не заработали.
В 40-километровой зоне вокруг АЭС было обнаружено превышение допустимого уровня радиации почвы в 400 раз. Почва заражена на глубину до 5 см. В среду, 23 марта, стало известно, что ремонтные работы на втором реакторе “Фукусимы-1” приостановлены из-за высокого уровня радиации.
АЭС Япония
Nuclear Process Heat – Всемирная ядерная ассоциация
(обновлено в сентябре 2021 г.)
- Ядерная энергия является отличным источником технологического тепла для различных промышленных применений, включая опреснение, производство синтетической и нетрадиционной нефти, нефтепереработку, этанол на основе биомассы производство, а в перспективе: производство водорода.
- Для большинства основных промышленных применений тепла ядерная энергия является единственным надежным безуглеродным вариантом.
- Легководные реакторы производят тепло при относительно низких температурах в связи со многими промышленными потребностями, поэтому основное внимание в технологии уделялось высокотемпературным реакторам с газовым охлаждением (HTR), а в последнее время – жидкосолевым реакторам (MSR), производящим тепло при температуре более 700 °С.
- В 2019 году для опреснения воды, централизованного теплоснабжения или технологического тепла использовалось 79 ядерных реакторов с опытом работы в них 750 реакторо-лет, в основном в России и Украине.
Два информационных документа этой серии посвящены применению ядерной энергии для опреснения воды и производства водорода. Эта страница охватывает другие области применения, но включает производство этанола.
Обратите внимание, что часто используется единица измерения МВт (тепловые мегаватты), при этом 3 МВт соответствуют примерно 1 МВт при выработке электроэнергии.
Потенциальное применение ядерного тепла зависит главным образом от требуемой температуры. При температурах на выходе реактора до 700 °C существует широкий спектр возможных применений, при температуре 900 °C открываются дополнительные возможности, а при 950 °C открывается важное будущее применение для производства водорода. Около 20% энергопотребления в США приходится на технологическое тепло, по сравнению с 35-40% на электроэнергию. В этих 20% замена ископаемого топлива ядерным теплом обещает многое в плане энергетической безопасности, ценовой стабильности и снижения регуляторных рисков, и это единственный вариант, если мы хотим избежать выбросов углекислого газа.
Высокотемпературные реакторы для технологического тепла
Наиболее совершенным проектом высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТР) является китайский HTR-PM, основанный на его успешном прототипе HTR-10. Демонстрационный блок, строящийся в Шидаоване, соединяет два блока мощностью 250 МВт с температурой на выходе 750 °C с паровой турбиной мощностью 210 МВт.
Промышленная инициатива по ядерной когенерации (NC2I), являющаяся частью Платформы технологий устойчивой ядерной энергетики (SNETP) в Европейском союзе (ЕС), ориентирована на HTR, производящие пар с температурой 550 °C для различных промышленных применений. Результатом этого стал запущенный в сентябре 2017 года проект Gemini+ с участием ЕС и международных партнеров (Япония, Южная Корея и США), координируемый Польским национальным центром ядерных исследований (NCBJ). Этот проект финансируется в рамках программы Евратома и направлен на предоставление концептуального проекта высокотемпературной ядерной когенерационной системы, которая поставляет технологический пар в промышленность, рамок лицензирования для этой системы и бизнес-плана для полномасштабной демонстрации.
В Польше 13 крупных химических заводов, которым требуется 6500 МВт тепла при температуре 400-550 °C. Он рассматривает потенциальную роль HTR для этого и очень высокотемпературных реакторов с газовым охлаждением (VHTR) для производства водорода. Развертывание HTR для промышленного производства тепла было включено в правительственный проект стратегии развития от июля 2016 года. Одной из первых целей является строительство когенерационной HTR мощностью 200-350 МВт для тепла, а до этого – экспериментальной HTR мощностью 10 МВт в Свирке.
Температурные диапазоны процессов подвода тепла и типы атомных электростанций (источник: IAEA 2 )
Атомная станция следующего поколения (NGNP), которая должна представлять собой HTR, способную производить водород, электроэнергию или технологическое тепло. Первоначально это было сосредоточено на возможном производстве водорода, которое требует очень высоких температур с соответствующими технологическими и финансовыми проблемами. Другие применения технологического тепла расширит базу конечных пользователей ядерной энергии. Перспектива действующего прототипа к 2021 году отошла на второй план. Промышленные партнеры в этом начинании с 11 компаниями-членами, включая поставщиков реакторов Areva и Westinghouse, коммунальное предприятие Entergy и потенциальных конечных потребителей электроэнергии и технологического тепла, таких как Dow Chemical и ConocoPhillips, затем нацелились на более достижимую температуру 750°C. температура на выходе для технологического тепла, а не для производства водорода, в частности. NGNP должен был быть построен в Национальной лаборатории Айдахо (INL) со значительной долей затрат, предназначенных для промышленности.
В начале 2012 г. Промышленный альянс NGNP объявил, что он выбрал конструкцию Areva HTR мощностью 625 МВт, известную как Antares, для дальнейшей разработки. Это будет работать с гелием в качестве первичного хладагента при температуре 750 ° C и двухконтурным вторичным паровым циклом.
Совсем недавно Промышленный альянс NGNP сотрудничал с NC2I в разработке и нормативно-правовой базе для технологии HTR, а в сентябре 2017 года вместе с международным консорциумом запустил проект GEMINI+ для демонстрации высокотемпературной ядерной когенерации с технологией HTR (см. выше). ). Промышленный альянс NGNP провел оценку площадок США для демонстрационной установки, включая площадку Пайктон в Портсмуте, штат Огайо; Одесса/Мидленд, Техас; бывшая угольная электростанция Georgia Power; и Айдахо-Фолс. Все они оказались подходящими, но Piketon был признан лучшим для электричества, технологического тепла и водорода.
Оценка, проведенная INL в 2011 году для типичной многомодульной установки HTR, показала, что высокотемпературное технологическое тепло и электроэнергия для использования в энергоемких отраслях могут быть произведены по цене энергии, эквивалентной цене на природный газ в диапазоне 6–9 долларов США. /GJ диапазон. Оценки Areva подтверждают это.
В октябре 2015 года в оценке Министерства энергетики говорилось: «HTR с температурой на выходе, ограниченной менее 800 °C, пригоден для краткосрочного развертывания в качестве демонстрационного реактора». Он отметил инвестиции правительства и промышленности США в HTR с 19-го века.60-х годов на общую сумму более 3 миллиардов долларов.
В Южной Корее проект разработки и демонстрации атомного водорода (NHDD) сосредоточен на технологии HTR как для производства водорода, так и для жидких углеводородов. Она была запущена в 2006 году как ключевая программа при поддержке Министерства науки и технологий (ныне Министерство науки и ИКТ). Корейский научно-исследовательский институт атомной энергии (KAERI) ранее представил проект сверхвысокотемпературного реактора (VHTR) на Международном форуме Generation IV. VHTR должен производить водород в больших масштабах, с модулями мощностью 300 МВт, каждый из которых будет производить 30 000 тонн водорода в год. KAERI ожидала, что техническое проектирование будет завершено к 2014 году, строительство начнется в 2016 году, а ввод в эксплуатацию демонстрационного реактора — в 2020 году, а коммерциализация — примерно в 2025 году. Основное внимание НИОКР уделяется разработке коррозионно-стойких высокотемпературных материалов и компонентов, а также топлива с огнеупорными частицами с покрытием.
KAERI также сотрудничает с китайским Университетом Цинхуа в области исследований, направленных на производство водорода на базе китайского реактора HTR-10.
В Японии JAEA подтвердило безопасность HTR, и в апреле 2004 г. в его высокотемпературном инженерном испытательном реакторе (HTTR) впервые в мире была достигнута температура теплоносителя на выходе 950 °C; а в 2009 году он работал при 950 °C в течение 50 дней, открыв путь для прямого термохимического производства водорода. В январе 2019 года он произвел водород с использованием йодо-серного процесса в течение 150 часов непрерывной работы в своем интегрированном технологическом контуре с проектной мощностью 100 л / ч, работающей на скорости 30 л / ч. Тем временем JAEA планирует производить водород путем паровой конверсии природного газа с использованием высокой температуры HTTR.
На основе HTTR JAEA разрабатывает ядерную систему подачи пара HTR50, которая будет работать при температуре 750 °C и производить пар при температуре 538 °C и давлении 12,5 МПа. Тепловая мощность будет до 200 МВт, и у него будет то же топливо TRISO, что и у HTTR. В нем участвуют Toshiba, Fuji Electric и KHI, а строительство головного завода запланировано на 2020-е годы.
Вслед за этим и переходя к VHTR, JAEA планирует когенерационную систему газотурбинного высокотемпературного реактора (GTHTR300) мощностью 600 МВт, работающую при температуре 850–950 °C, чтобы обеспечить выработку электроэнергии мощностью 300 МВт с использованием газовой турбины прямого цикла и 370 МВт технологического тепла для водорода. производства (120 т/день), производства стали (650 000 т/год) и других промышленных применений, включая централизованное теплоснабжение и опреснение (55 000 м 3 /день) с использованием отработанного тепла. Базовый проект завершен с участием компаний MHI, Fuji Electric, IHI и NFI, а строительство головного завода ожидается в 2030-х годах. Водородная система IS за промежуточным теплообменником будет неядерного класса, как и другие установки по производству водорода.
В 2006 году правление PBMR Южной Африки формализовало концепцию высокотемпературной технологической тепловой установки PBMR (PHP) с температурой на выходе из реактора 950 °C. Первые заводы были запланированы на 2016 год, и их приложениями должны были быть добыча нефтеносных песков и нефтехимическая промышленность (технологический пар), паровая конверсия метана для получения водорода и, в конечном итоге, термохимическое производство водорода. Каждый модуль мощностью 600 МВт будет производить около 200 тонн водорода в день, что хорошо соответствует масштабам текущего промышленного спроса на водород. В 2011 году программа была прекращена из-за отсутствия средств.
Применение технологического тепла
| Температура процесса | До 700 °C | До 900 °C | До 950 °C |
| Производство электроэнергии | Цикл Ренкина (паровой) | Брайтон (прямой) цикл | |
|---|---|---|---|
| Вспомогательные приложения | Опреснение | H 2 путем паровой конверсии метана или высокотемпературного электролиза | Термохимический H 2 производство |
| Нефтяная и химическая промышленность | Битуминозные/нефтяные пески и добыча тяжелой нефти, Синкруд, Нефтеперерабатывающий и нефтехимический | Синтез-газ для аммиака и метанола | Термохимический H 2 производство |
Добыча нефти из битуминозных песков
Примерно с 2003 г. поступали различные предложения по использованию ядерной энергии для производства пара для добычи нефти из северных месторождений битуминозных песков Альберты, а также электроэнергии для основной задействованной инфраструктуры.
Около 1,05 ГДж (28 м 3 ) природного газа обычно требуется для производства барреля битума методами на месте (по данным Канадского института энергетических ресурсов). Затем этот битум необходимо преобразовать в нефть: природный газ является сырьем для получения водорода (путем парового риформинга) для расщепления длинноцепочечных углеводородов с получением синтетической сырой нефти. В целом добыча представляет собой общую энергоемкость 1,37 ГДж на баррель нефти (каждый из которых составляет 6 ГДж), и в 2014 году на нее приходилось треть спроса Альберты на первичную энергию.
При добыче сырого битума в 2016 году в объеме 2,4 млн баррелей в день (половина добывается, а половина – на месте), используется много газа, и затраты на добычу значительны. Ожидается, что добыча достигнет 3,6 миллиона баррелей в день в 2026 году. Фактически, канадского природного газа недостаточно для обеспечения ожидаемого увеличения добычи нефтеносных песков, и его использование имеет серьезные последствия CO 2 , которые вызывают обеспокоенность общественности – более 80 кг газа. СО 2 на баррель выделяется при его производстве. На добычу нефтеносных песков приходится 8,5% выбросов парниковых газов в Канаде.
Основная проблема заключается в том, что подача пара должна быть полупортативной по мере добычи битуминозного песка, поэтому могут потребоваться относительно небольшие реакторы, которые можно будет перемещать каждые десять лет или около того. Одна из проблем, связанных с обеспечением пара для добычи полезных ископаемых, заключается в том, что атомная электростанция является приспособлением с длительным сроком службы, а добыча битуминозных песков ведется по всему ландшафту, что приводит к очень длинным линиям передачи пара и, как следствие, к снижению эффективности.
В одном предложении от Energy Alberta Corp. предполагалось, что один реактор CANDU 6 (около 1800 МВт), сконфигурированный для производства 75 % пара и 25 % электроэнергии, заменит 6 миллионов кубометров природного газа в сутки и обеспечит производство 175–200 000 баррелей. в день масла. Это также сократит выбросы 3,3 млн тонн CO 9 .0104 2 в год. Другие данные сторонников модульного реактора с галечным слоем (PBMR) подтверждают, что каждые 100 МВт позволят производить 10 000 баррелей в день.
Канадский институт энергетических исследований (CERI) опубликовал в феврале 2009 года отчет, в котором говорится, что использование ядерной энергии с (пока не испытанным) улавливанием и хранением углерода при добыче и переработке битуминозных песков может сделать нефть из этого источника чище, чем обычная нефть в отношении парниковый газ и другие выбросы. В отчете CERI рассматривались как очень большие (1600 МВт), так и несколько очень малых (10 МВт) ядерных реакторов.
Более свежее предложение поступило от канадской компании Terrestrial Energy, выдвинувшей свой интегральный реактор на расплавленных солях (IMSR), который компания планирует вывести на рынок к 2021 году. Компания рассматривает возможность установки блоков мощностью 300 МВт, производящих просто пар.
Основное различие между производством природного газа и ядерным паром заключается в том, что процесс, требующий больших затрат топлива, заменяется капиталоемким процессом без выбросов углерода.
Переработка нефти
Наряду с разделением различных компонентов сырой нефти с помощью двух процессов дистилляции нефтеперерабатывающий завод обычно расщепляет остаточные тяжелые или длинноцепочечные углеводороды в установке каталитического крекинга путем добавления водорода. Водород производится из природного газа, и он расщепляет углеводороды с длинной цепью, чтобы получить синтетическую сырую нефть (используется около 5 кг на баррель). Эта гидрогенизация тяжелой сырой нефти сегодня является основным применением водорода. В целом около 15-20% энергетической ценности сырой нефти используется для производства продуктов нефтепереработки.
Производство водорода осуществляется путем паровой конверсии природного газа с образованием большого количества двуокиси углерода. Атомная энергия может производить пар и электричество, а также использовать часть электричества для высокотемпературного электролиза для производства водорода. (Тяжелая вода и кислород могут быть ценными побочными продуктами электролиза). На нефтеперерабатывающие заводы приходится около четверти мирового спроса на водород.
Уголь в жидкости (CTL)
Используются различные процессы. На непрямое сжижение приходится большая часть мирового производства, около 260 000 баррелей/41 000 м 3 в день. Уголь газифицируется в синтетический газ, а продукт синтезируется либо в дизельное топливо и топливо для реактивных двигателей, либо в бензин (процесс Mobil или метанол MTG). Процессы прямого сжижения пропускают стадию синтез-газа и представляют собой либо гидрогенизацию, либо пиролиз и карбонизацию.
Процесс Фишера-Тропша (Ф-Т) был первоначально разработан в Германии в 1920-х годах и обеспечивал большую часть топлива для Германии во время Второй мировой войны. Затем он стал основой для добычи нефти в Южной Африке компанией Sasol, которая в настоящее время поставляет большую часть дизельного топлива в эту страну. Однако он является значительным потребителем водорода, катализируя реакцию с монооксидом углерода. Водород теперь производится с CO путем газификации угля, при этом часть газового потока подвергается реакции конверсии воды.
* При газификации угля образуется сырье как CO, так и h3 для FT, а реакция конверсии воды превращает некоторое количество CO в CO 2 и более H 2 , причем на обеих стадиях используется вода. В самом FT водород плюс CO превращается в алкановые углеводороды с помощью катализатора.
В Эрдосе, Внутренняя Монголия, Китай, компания Shenhua Coal Liquefaction Corp производит 20 000 баррелей/3000 тонн нефти в день из почти 10 000 тонн угля на угольном месторождении Шэньфу-Дуншэн с использованием американской технологии. Завод Erdos CTL стоимостью 2,06 миллиарда долларов был введен в эксплуатацию в 2010 году, а в 2013 году он произвел 866 000 тонн нефтепродуктов. Его общая проектная мощность составляет 1,08 млн тонн, включая дизельное топливо (621 000 тонн в год), нафту (321 000 тонн в год) и сжиженный нефтяной газ (70 000 тонн в год). Водоснабжение является ограничением для работы, и для производства одной тонны продукта требуется 7-12 тонн пресной воды, в зависимости от того, происходит ли прямое сжижение или косвенное (на основе F-T), а также 9тонн CO 2 и 4,8 тонны загрязненных сточных вод по мнению критиков. Он использует гидрирование угля при высокой температуре и давлении с катализатором.
Shenhua предлагает завод стоимостью 7 миллиардов долларов в Ниндонге, Нинся, Китай — завод Shenhua CTL для производства 80 000 баррелей / 13 000 м 3 / день с использованием технологии непрямого сжижения Sasol, основанной на F-T. Sasol вышел из предприятия.
Процесс гидрирования (Бергиуса) требует, чтобы водород реагировал непосредственно с углем при высокой температуре и давлении. Процессы пиролиза и карбонизации дают меньший выход, что обычно требует очистки. Они не являются коммерческими для CTL.
Ядерный источник водорода в сочетании с ядерным технологическим теплом более чем удвоит количество жидких углеводородов из угля и устранит большую часть выбросов CO 2 в процессе.
При использовании простого каменного угля на заводе типа Sasol из 14 600 тонн получается 25 000 баррелей синтетического топлива (с 25 000 тонн CO 2 ).
Гибридная система использует ядерное электричество для электролиза воды для получения водорода. Около 4400 тонн угля газифицируется с использованием кислорода в результате электролиза для получения монооксида углерода, который вместе с водородом подается на завод Фишера-Тропша для производства 25 000 баррелей синтетического топлива. Очень мало CO 2 , и это перерабатывается в газификатор.
Производство этанола на основе биомассы
Производство этанола в промышленных масштабах из целлюлозы на биоперерабатывающем заводе требует затрат энергии. Можно использовать два процесса: биохимическую ферментацию или термохимическую конверсию. В любом случае, затраты энергии, необходимые для производства этанола из целлюлозных материалов (таких как древесина), эквивалентны от 25 до 38% выхода, в основном в виде пара (хотя термохимический процесс также требует высоких температур).
Наряду со сжиганием лигнина, содержащегося в сырье, часть энергии может легко поставляться атомными электростанциями в виде когенерации на безуглеродной основе. В будущем лигнин может быть преобразован в жидкое топливо, вероятно, путем гидрирования. В этом случае выход жидких топлив из биомассы можно увеличить примерно вдвое на единицу вводимых ресурсов. Большая часть потребляемой ядерной энергии представляет собой низкотемпературный пар, по существу являющийся побочным продуктом производства электроэнергии и, следовательно, недорогим.
Централизованное теплоснабжение
Многие реакторы в холодном климате обеспечивают горячую воду для централизованного теплоснабжения без существенного ухудшения электрических характеристик. Обычно это заменяет источники ископаемого топлива со значительным сокращением выбросов углекислого газа. Большая часть атомного централизованного теплоснабжения была разработана в странах Северной Европы или бывшего Советского Союза, поскольку холодный климат и длительные отопительные периоды создают благоприятные условия для развития централизованного теплоснабжения и когенерации.
Помимо новых реакторов, разработанных специально для централизованного теплоснабжения, эта услуга может осуществляться из контура конденсатора энергетического реактора или путем врезки во вторичный паровой контур. Это демонстрируется на атомной электростанции Хайян в Китае, чтобы отапливать весь город с помощью 300-400 ТДж/год. Это планируется для нового завода CAP1400 в провинции Шаньдун, а также для заводов в Циньшане, Тяньване и Хунъяньхэ.
При простом подключении контура конденсатора требуется вода температурой около 100 °C при низком давлении.
В Китае есть три конструкции низкотемпературных реакторов, специально предназначенных для централизованного теплоснабжения, а не для производства электроэнергии. У CGN есть NHR-200 (200 МВт) в городе Дацин, у CNNC есть DHR-400 Yanlong (400 МВт), а у SPIC есть LandStar-I мощностью 200 МВт, который подает горячую воду при 110 ° C с конвекционной циркуляцией через теплообменник. . Десять блоков планируется построить на северо-востоке Китая, первые строятся в Цзямусы и Дацине в провинции Хэйлунцзян. Две установки в Цзямусы летом будут обеспечивать паром завод по производству биомассы.
Низкотемпературный реактор России предназначен специально для централизованного теплоснабжения, а не для выработки электроэнергии – это АСТ-500, предложенный для нескольких площадок (500 МВт). Две плавучие атомные электростанции КЛТ40 в Певеке также производят централизованное теплоснабжение.
Примечания и ссылки
Список литературы
1. Международное энергетическое агентство, Будущее водорода – использование сегодняшних возможностей, Отчет, подготовленный МЭА для G20, Япония (июнь 2019 г.) [Назад]
2. Международное агентство по атомной энергии, Возможности когенерации с использованием ядерной энергии (май 2017 г.) [Назад]
Общие ссылки
Schultz, K.R. 2004, Использование модульного гелиевого реактора для производства водорода, Инженер-ядерщик 45,2
Уолтерс, Леон и др. 2002, Переход к ядерной/водородной энергетической системе, The Nuclear Engineer 43,6
Shiozawa, S. et al 2003, Состояние японского исследования развития системы производства водорода с использованием HTGR , конференция KAIF/KNS
Шульц, К. и др., 2005, Водородная реакция, Nuclear Engineering International , июль 2005 г.
Сакаба, Н. и др., 2005 г., JAERI’s Hot Stuff, Nuclear Engineering International, , июль 2005 г.,
Браун, Рассел, 2006 г., Критические пути к постнефтяному веку (статья ANL).
Барре, Б. и Бакис, П.Р. 2007, Нефть и ядерная энергия: на пути к долгосрочному симбиозу?, Симпозиум WNA
Форсберг, К. В., 2008 г., Устойчивое развитие за счет объединения ядерных, ископаемых и возобновляемых источников энергии, Progress in Nuclear Energy
Грин С.Р. и др. 2009 г., Интеграция биоперерабатывающих заводов и атомных когенерационных электростанций – предварительный анализ, ORNL/TM-2008/102
Проект Erdos Shenhua: Yuzhuo Zhang, Shenhua Group Corporation Ltd., Shenhua Coal Conversion Technology and Industry Development (2007)
Институт метанола
Карлос А. Мурильо, Канадский институт энергетических исследований, Энергопотребление нефтеносных песков и прогноз выбросов парниковых газов (ПГ) (2015–2050 гг.) (август 2015 г.)
Роджер Арнольд, Подноготная о водороде – часть 2: производство, Energy Post (21 апреля 2017 г.)
Тим Воган, Цеолитовые катализаторы превращают углекислый газ в топливо, Chemistry World (13 июня 2017 г.)
Дональд Хоффман, EXCEL Services, Ядерное высокотемпературное тепло для промышленных процессов — HTGR, GEMINI, PRIME Concept и U.S. Advanced Reactor Effort, представлен на параллельном мероприятии 61-й Генеральной конференции Международного агентства по атомной энергии, состоявшейся в Вене, Австрия (18- 22 сентября 2017 г.)
Веб-страница Международного агентства по атомной энергии, посвященная неэлектрическим применениям ядерного тепла
Международное энергетическое агентство, «Будущее водорода — использование сегодняшних возможностей», отчет, подготовленный МЭА для G20, Япония (июнь 2019 г. )
Королевское общество, Ядерная когенерация: гражданская атомная энергетика в низкоуглеродном будущем (октябрь 2020 г.)
Международное агентство по атомной энергии, Возможности для когенерации с использованием ядерной энергии (май 2017 г.)
GIF Portal – Very-High-Temperature Reactor (VHTR)
| Технологическая дорожная карта для ядерно-энергетических систем поколения IV 23.09.2013 | Среди 6 кандидатов ядерных систем поколения IV в технической дорожной карте Международного форума Gen IV (GIF) очень высокотемпературный реактор (VHTR) в первую очередь предназначен для когенерации электроэнергии и водорода, последний извлекается из воды путем с использованием термохимических, электрохимических или гибридных процессов. Его высокая температура на выходе делает его привлекательным также для химической, нефтяной и металлургической промышленности. Первоначальная заданная температура на выходе 1000°C от VHTR может поддерживать эффективное производство водорода с помощью термохимических процессов. VHTR является следующим шагом в эволюционном развитии высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. Это реактор с графитовым замедлителем и гелиевым охлаждением со спектром тепловых нейтронов. Он может поставлять ядерное тепло и электроэнергию в диапазоне температур на выходе из активной зоны от 700 до 950 °C, а в будущем — более 1000 °C. Тип активной зоны реактора VHTR может быть призматическим блочным сердечником, таким как японский HTTR, или активной зоной с галечным слоем, таким как китайский HTR-10. В то время как первоначальный подход к VHTR в начале программы «Поколение IV» был сосредоточен на очень высоких температурах на выходе и производстве водорода, текущие оценки рынка показали, что производство электроэнергии и промышленные процессы, основанные на высокотемпературном паре, требуют умеренных температур на выходе (700- 850°C) имеют наибольший потенциал для применения в следующем десятилетии, а также снижают технический риск, связанный с более высокими температурами на выходе. |