автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Хемотермические технологии аккумулирования энергии ядерных энергоисточников

На правах рукописи

СТОЛЯРЕВСКИЙ Анатолий Яковлевич

ХЕМОТЕРМИЧЕСКИЕ ТЕХНОЛОГИИ АККУМУЛИРОВАНИЯ ЭНЕРГИИ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОИСТОЧНИКОВ

Специальность 05.14.03 —Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание научной степени доктора технических наук

Москва — 2009

003463472

Работа выполнена в Российском научном центре «Курчатовский институт»

Официальные оппоненты: доктор технических наук, Сметанников Владимир Петрович

доктор физико-математических наук, Малышенко Станислав Петрович

доктор физико-математических наук, Гагаринский Андрей Юрьевич

Ведущая организация: ОАО «ОКБМ имени И.И. Африкантова».

диссертационного совета Д520.009.06 при РНЦ «Курчатовский институт» по адресу Москва, шт. И.ВХурчатовг.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ «Курчатовский институт».

Защита состоится «_

_часов на заседании

Автореферат разослан

Ученый секретарь Специализированного Совета д.т.н., профессор

Мадеев

Актуальность темы. Дальнейшее развитие ядерных энерготехнологических установок предполагает создание совершенных систем производства энергоносителей на основе хемотермнческих технологий аккумулирования тепловой энергии ядерных энергоисточников, условно разделённых на два класса: к первому относятся хемотермические технологии преобразования тепловой энергии высокотемпературных ЯЭИ для производства из воды и метана водорода и содержащих его энергоносителей с последующим их использованием для энергоёмких процессов и хемотермического транспорта тепловой энергии, ко второму классу можно отнести хемотермические энерготехнологии в составе ЯЭИ различного типа для аккумулирования и передачи тепловой энергии с помощью термохимических материалов и возможностью преобразования этих материалов в электроэнергию пиковой нагрузки.

Диссертационная работа направлена на повышение эффективности ядерных экерготехнологических установок, надежности их функционирования, обеспечение требований энергосистем и промышленности за счет использования наиболее эффективных и экономичных хемотермнческих систем и технологий аккумулирования энергии ядерных реакторов и разработки наиболее совершенных схем и параметров таких систем и технических решений для их реализации.

Цель работы заключалась в научном обосновании технических разработок хемотермических систем и технологий аккумулирования энергии ядерных реакторов, имеющих существенное значение для расширения сферы применения и повышения эффективности ядерных энергоисточников на базе производства водорода, энергообеспечения энергоёмких промышленных потребителей и транспорта, а также работы в разуплотнённых графиках электрической нагрузки.

Для ее достижения были разработаны экспериментальные и расчётные методы определения термодинамических и кинетических параметров, энергетической эффективности отдельных элементов хемотермической технологии и энерготехнологической системы в целом.

Научная новизна. Для системного решения задач исследования автором создана и впервые представлена концепция энерготехнологических систем аккумулирования и транспорта энергии с применением хемотермических технологий, позволяющая существенно поднять эффективность использования ЯЭИ.

• Автором впервые представлены теоретические положения по выбору эффективной хемотермической технологии с применением адиабатической паровой конверсии метана, также путей её практического применения в энерготехнологических системах.

• Впервые предложены и обоснованы по технологии и выбору оборудования хемотермических установок теплоэнергоаккумулирования, в том числе с применением в качестве рабочего тела диоксида углерода сверхкритических параметров с сорбционной и криогенной системой запасения рабочего тела, защищенные патентами на изобретения.

• Впервые приведено расчётно-экспериментальное обоснование предложенной автором системы передачи тепла от ВТГР к технологическому контуру с применением технологического пара, перегреваемого вместе с водородосодержащей средой в первом контуре, выполненное применительно к разработанной схеме передачи тепла для установки МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл) с учётом выявленных факторов радиационной и пожаровзрывобезопасности, найдены и рекомендованы технологические решения по их обеспечению применительно к атомно-водородному комплексу производительностью более 400 тыс. т водорода/год.

Практическое значение работы. Разработанные в диссертационной работе новые положения систем производства водорода и хемотермического аккумулирования энергии ядерных энергоисточников, на основе которых впервые представлен выбор эффективной технологии производства водорода с помощью высокотемпературного ЯЭИ, позволяют провести комплексную разработку и создание крупномасштабного производства водорода, повысить эффективность создаваемых новых образцов ЯЭИ, усовершенствовать и расширить применение ядерно-энергетических объектов отрасли, повысить качественные результаты разработок.

Полученные автором решения задач аккумулирования и транспорта тепловой энергии и моделирования устройств для их осуществления позволяют существенно сократить объем экспериментальных исследований или полностью их исключить, что дает возможность значительно снизить затраты материальных ресурсов, денежных средств и времени на отработку изделий. Кроме этого, отдельные теоретические результаты являются определенным вкладом в общую теорию таких наук, как термодинамика и теплофизика ядерных энергоустановок.

Разработанные и запатентованные схемы, параметры, составы рабочих тел и проектные решения по технологии и техническим средствам электро- и теплогенерации с ЯЭИ различного типа на основе высокоэффективных аккумулирующих углекислотных циклов высокого давления с сорбционным накоплением позволяют поднять качественные показатели известных устройств на основе низкотемпературных ЯЭИ, повысить их эффективность и энерговыработку. Идеи некоторых оригинальных устройств могут быть использованы при проектировании новых технических систем машиностроения.

Результаты экспериментальных исследований по водородопроницаемости и равновесию парогазовых смесей, явлений и процессов, приведенные в работе, представляют практический интерес при проектировании новых и модернизации известных устройств и механизмов в энерготехнологических системах, позволяют уточнить представление о протекающих процессах, сопутствующих процессам преобразования тепловой энергии в химические энергоносители.

Автор выносит на защиту:

1. Системный анализ отечественных и зарубежных разработок систем производства водорода и хемотермического аккумулирования энергии ядерных энергоисточников, на основе которых впервые представлен выбор эффективной технологии производства водорода с помощью высокотемпературного ЯЭИ, позволяющей провести комплексную разработку и создание крупномасштабного производства водорода на основе предложенной и обоснованной автором технологии адиабатической паровой конверсии метана, также путей её практического применения в энерготехнологических системах.

2. Созданные и защищенные авторскими свидетельствами и патентами новые устройства и способы хемотермического аккумулирования энергии ядерных энергоустановок, позволяющие существенно расширить сферу применения и поднять эффективность использования ЯЭИ.

3. Разработанные теоретические положения: концепция атомно-водородной энергетики, математические модели схем и параметров ядерных энерготехнологических установок, методические подходы к определению эффективности комбинированных ядерно-энергетических систем производства тепловой -и электрической энергии с неравномерными графиками их потребления, предложенные автором решения по технологии и выбору оборудования хемотермических установок теплоэнергоаккумулирования с применением в качестве рабочего тела диоксида углерода сверхкритических параметров с сорбционной и криогенной системой запасения рабочего тела.

4. Расчётно-экспериментальное обоснование предложенной автором системы передачи тепла от ВТГР к технологическому контуру с применением технологического пара, перегреваемого вместе с водородосодержащей средой в первом контуре, выполненное применительно к разработанной схеме передачи тепла для установки МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл) с учётом выявленных факторов радиационной и пожаровзрывобезопасности, найдены и рекомендованы технологические решения по их

обеспечению применительно к атомно-водородному комплексу производительностью более 400 тыс. т водорода/год.

Личное участие автора состоит в постановке и организации всех исследований, участии в создании экспериментальных установок, разработке методик и участии в проведении экспериментов, обработке, обсуждении и изложении результатов, разработке технических решений. Ряд вопросов изложенных в диссертации, разработан в соавторстве с сотрудниками РНЦ «Курчатовский Институт».

Публикации. Основное содержание диссертации отражено в двух монографиях, в статьях опубликованных в журналах "Атомная энергия", «Наука и техника в газовой промышленности», «Российский химический журнал», «Тяжелое машиностроение», «Теплоэнергетика», «International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology», "Kerntechnik", "International Journal of Hydrogen Energy", "Transactions of American Nuclear Society", в сборнике "Вопросы атомной науки и техники", в трудах Всероссийских и Международных конференций.

Апробация работы. Основные положения диссертационной работы докладывались и обсуждались на Всесоюзных семинарах «Атомно-водородная энергетика и технология» (Москва, 1978-1988 гг.); Международной конференции «50 лет атомной энергетике», Обнинск, 2004 г.; Международных конференциях по водородной энергетике (Москва, 1988; Стамбул, 2005), Международном Форуме «Водородная энергетика для 21 века», Пекин, 2004 г.; Международном симпозиуме «Безопасность и экономика водородного транспорта», г. Саров, Россия, 2003г.; Европейской Ядерной Конференции, Версаль, Франция, 2005 г.; Международных конференциях «Альтернативные источники энергии для транспорта и энергетики больших городов», Москва, 2005 г.; Москва, 2007 г.; Второй Российской научно -технической конференции "Материалы ядерной техники" (МАЯТ-2) 2005 г., Агой (Краснодар, край); Первом Всемирном конгрессе «Альтернативная энергетика и экология», Н.Новгород, 2006 г.; Втором Международном форуме «Водородные технологии для развивающегося мира», Москва, 2008 г.; Конференции Американского ядерного общества, Бостон, 2007 г.; Международном симпозиуме по водородной энергетике, Москва, 2007 г.; Международном семинаре Росатом-Евратом по научно-техническому сотрудничеству в области реакторных технологий, Москва, 2007 г.; IV Международной конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности», Томск, 2007 г.; заседании Комитета по энергетике, транспорту и связи Государственной Думы РФ, г.Москва, 2007 г. Полностью работа доложена и обсуждена на заседании Ученого совета Института ядерных реакторов РНЦ «Курчатовский институт». По материалам диссертации опубликовано более

50 работ в отечественных и зарубежных изданиях, список публикаций приведен в конце автореферата.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из Предисловия, введения, четырех глав, заключения и списка цитированной литературы. В основных разделах работы рассмотрены технологии конверсии высокотемпературного тепла в высокоэффективные энергоносители (первая глава), технологии аккумулирования энергии ядерных реакторов (вторая глава), системы передачи высокотемпературного тепла (третья глава), сорбционные системы утилизации низкопотенциального тепла (четвертая глава).

Все разделы диссертации связаны между собой единством объектов исследования и целенаправленной систематикой их выбора, определяемой решением поставленных задач, общностью свойств систем обсуждаемых в работе, единой точкой зрения и подхода к объяснению наблюдаемых явлений и единством цели, которой посвящена работа - созданию физических и химических основ для осуществления высокотемпературных процессов с участием хемотермических систем с учетом требований, выдвигаемых при разработке ядерно-энергетических систем для новой технологической базы России. Общий объем диссертации составляет 365 страницы, включая 34 таблиц, 84 рисунков, библиографический список из 90 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В главе 1 (вводной) приведен обзор технологий производства водорода на базе высокотемпературных ЯЭИ.

В разделе 1.1 выполнен анализ показателей электро- и термохимических технологий отечественного и зарубежного производства. Рассмотрены различные схемы выполнения водородного производства, дан анализ потенциала развитая и масштабов потребления водорода.

В разделе 1.2 выполнен анализ предлагаемых термохимических методов разложения воды, позволяющий учесть различные факторы, влияющие на их конкурентоспособность. Показана практическая неэффективность применения серно-иодного цикла в ядерно-технологическом комплексе производства водорода.

В разделе 1.3 приведены результаты комплексных исследований по выбору эффективной технологии производства водорода с помощью ядерного энергоисточника, разработана высокоэффективная технология термохимического разложения воды и природного газа в адиабатическом процессе каталитической конверсии.

В разделе 1.4 приведены основные результаты разработки систем на основе адиабатической конверсии метана, определены параметры и схемные решения данной технологии, создана практическая основа по производству различных водородосодержащих

продуктов. Применительно к реакторной установке МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл) определены технологические решения, схема и параметры процесса производства водорода из воды и природного газа, задачи исследования.

В главе 2 рассмотрены технологические особенности проектирования и эксплуатации систем энергоаккумулирования применительно к ЯЭУ. В начале главы в разделе 2.1 обсуждаются требования, которые необходимо учитывать при проектировании энергоаккумулирующих установок. Проведено комплексное исследование требований и возможностей систем аккумулирования энергии, обеспечивающих увеличение доли АЭС в энергосистемах, показана необходимость создания накопителей энергии с низкими удельными капитальными затратами, суммарная мощность которых для сбалансированности работы энергосистем должна составлять 10-15 % суммарной установленной мощности АЭС и ТЭС.

В разделе 2.2 обобщены результаты разработки ряда схем маневренных АЭУ с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами, использующими в качестве аккумулятора тепловой энергии замкнутый контур хемотермического преобразования и аккумулирования тепловой энергии реактора. В табл. 1 приведены основные параметры (диапазон температуры и расчетное изменение энтальпии) возможных хемотермических циклов.

Исследования показали, что такое решение обладает рядом преимуществ по сравнению с известными схемами аккумулирования: высокой удельной энергоемкостью процессов химической конверсии (50—75 ккал/моль; 1—2 ккал/г запасаемого продукта), на один-два порядка превышающей удельную энергоемкость фазовых превращений; высоким уровнем освоения процессов и оборудования химической конверсии в промышленности; простотой хранения аккумулирующего вещества (конвертированного газа), неограниченной продолжительностью аккумулирования; высоким КПД таких систем (-65-75%), а также экономичностью.

Таблица 1. Возможные хемотермические циклы

• Включая теплоту испарения (конденсации) воды.

Расчетное

Диапазон значение

Замкнутый цикл температуры. АН° 298.

ккал/моль

(1) СО+ЗН2--СН4+Н2О 700—1200 59,8*

(2) 2СО+2Н2 —СН4+СО2 700—1200 59,1

(3) С2Н4 +н2 - С3Н6

(4)СюН,+5Н1-»С|оН|»

(5) С2Н4+НС1->С2Н5С1

450—700

420—770 550— 13,4

500—750

49,5 75,0

(6) СО+С1-*СОС1

(7) йоз +н20—>н2504

600—1000

1000

26,9 64,6 15

(8) Н20(ж)+н25О4(ж) —> н28О4.Н20(ж)

350—400

Для реакции (1) свободная энергия АО становится равной нулю (при атмосферном давлении) для температуры -890 К. С увеличением давления характеристическая температура Т* проведения реакции увеличивается. При заданных температуре и давлении в системе степень конверсии метана или соответствующее остаточное содержание метана в сухом конвертированном газе резко изменяется с увеличением отношения Н20/СН4 (рис. 1). Так, одна и та же степень конверсии метана (0,99), которой соответствует остаточное содержание метана в сухом конвертированном газе - 0,336%, может быть достигнута при температуре ~855°С для отношения пар/метан, равного 3 :1, и при температуре -1670° С для отношения, равного 1 : 1 (давление в системе в обоих случаях составляет ~2 ат). Увеличение расхода пара необходимо также и для предотвращения выпадения углерода в катализаторном объеме (в соответствии с реакциями СпН2п+2—>пС+ (п+ 1)Н2 -(2; СО + Н2->С + Н20 + <3; 2СО->С + С02 + 0). Кроме того, значительно улучшается теплопередача в реакционном объеме, что позволяет увеличить объемную скорость подачи сырья (производительность) до пределов, обусловленных активностью катализатора (кинетикой процесса) или теплогидравлическими ограничениями, например мощностью на прокачку. В то же время при возрастании отношения пар/метан увеличивается (по сравнению со стехиометрическим) количество тепла, подводимого к процессу, что должно быть скомпенсировано регенеративным возвратом тепла конвертированного газа. Таким образом, для хемотермических систем аккумулирования тепловой энергии существуют свои оптимальные параметры проведения процессов конверсии. Предварительные проработки показали, что отношение пар/метан для паровой конверсии метана, протекающей при давлении 3.0—5.0 МПа и температуре -1100 К, составляет (3—4): 1.

При создании хемотермических систем аккумулирования тепловой энергии важно определение КПД цикла конверсии. Теоретический КПД цикла может быть определен из системы - термодинамических соотношений, описывающих прямую и обратную реакции паровой конверсии метана:

(21=ТР,Д8- Т^ДЭ^

(9)

АУ,=ДН- Тр, Д8 + Тр, Дв^ (10)

(32 = ТР2 ДЭ + Тр2 ДБ2, (11)

\У2 = ДН - ТР2 ДЭ + Тр2 АЭ2! (12)

где С>1 и Wl — тепло и работа соответственно, подведенные к циклу от первичного источника энергии, например от ВТГР при температуре Т, определяемой как т, = твх IТв'"5 СРС1Т (тв* \Твых (ср/Т)с1Т)-' (13)

где Теых и Т вх — температура теплоносителя на выходе и входе в аппарат конверсии; и Ш2 — тепло и работа, отведенные из цикла; ДН и Д8 — изменения энтальпии и энтропии между состояниями, соответствующими продуктам прямой и обратной реакций конверсии метана (1); ДЭ, — увеличение энтропии в результате необратимости протекающих реакций; ср — теплоемкость теплоносителя.

В соответствии со вторым законом термодинамики >0. В случае ДБ, = 0 цикл (прямой и обратный процессы) карнотизирован. Для такого цикла справедливы соотношения Карно:

^;>-1Г; = (Тр1-Тр2)е//ТР1; & = ТР20,/ ТР], (14)

а интересующая нас эффективность передачи тепла т^ т в цикле будет определяться как г| т =1- п к =1- (Тр,- Тр2)/Трг, ТР1 >Т* гТр2; т. е. т) т = 0,815 для ТР1= 1073 К и Тр2 = 873 К.

Теоретически в отсутствие ограничений, накладываемых кинетикой протекающих процессов и допустимой температурой катализатора обратной реакции, эффективность передачи тепла в цикле при Тр2—»7"*<— ТР] может сколь угодно приближаться к 1. Несмотря на то, что установки метанирования конвертируемого газа широко применяются в технологических производствах водорода и аммиака, условия работы метанаторов системы хемотермического аккумулирования отличаются от условий работы промышленных метанаторов. Различие наблюдается и в требованиях, предъявляемых к таким установкам. Допустимая температура катализаторов, применяемых в метанаторах, равна 650°С, что приводит (с учетом большого теплового выхода реакции метанирования) к потере работоспособности катализатора при возрастании объемного содержания окиси углерода в конвертированном газе, направляемом на каталитическую метанизационную очистку, выше допустимого на 0,3-0,5%.

При использовании метанаторов в схемах выработки энергетического пара для допустимых в отношении теплогидравлических потерь объемных скоростей метанизируемого газа требования по обеспечению предельно допустимой температуры катализатора обеспечены подачей части прореагировавшего газа на рециркуляцию. На рис. 2 приведена возможная

схема и на рис. 3 - (¿-Т-диаграмма установки метанирования, используемой для выработки пара в энергетическом режиме.

Проведенные расчеты показали, что в системе аккумулирования тепловой энергии может быть получен пар с энергетическими параметрами, в частности, 13,0 МПа, 510° С. В этом случае метанируемый газ используется в качестве теплоносителя в экономайзерной (I, II и III ступени) и испарительно-перегревательных секциях вспомогательного парогенератора-метанатора. Доля тепла, выделяемого в I ступени метанатора, составляет 84%, во II ступени -12,5% и в III ступени - 3,5%.

В связи с этим сделан вывод о возможности создания одноступенчатой установки с некоторой потерей термодинамической эффективности цикла аккумулирования в целом. Важность решения этой проблемы определяется сильным влиянием капиталовложений в систему аккумулирования на расчетные затраты производства электроэнергии. В то же время учитывается, что проведение реакции метанирования в одну ступень увеличивает на 15-20% объем газа, циркулирующего в системе аккумулирования, что, в свою очередь, приводит к соответствующему увеличению концевых тепловых потерь в теплообменниках аппарата утилизации тепла конвертированного газа, увеличению объемов газохранилищ и мощностей на прокачку газа.

При заданных поверхности ОПГ и температуре питательной воды низкие температуры гелия легче получить при пониженных степенях сжатия, при которых температура за газовой турбиной выше. Поскольку габариты ОПГ определялись размером шахты в железобетонном корпусе реактора, была проведена оптимизация параметров установки применительно к конкретньм конструкции и поверхности нагрева парогенератора и выбранной температуре питательной воды (85°С в базовом режиме). Результаты этих расчетов представлены на рис. 5, где линия А—А является геометрическим местом параметров, которые могут быть реализованы при принятых размерах ОПГ. Из рис. 5 видно, что увеличение степени сжатия, хотя и вызывает некоторое повышение температуры гелия перед компрессором, приводит все же к увеличению мощности, а следовательно и к. п. д. установки. В связи с этим повышение степени сжатия оказывается целесообразным. В качестве расчетной принята точка 1 (ек=2,22,1док=170°С). Дальнейшее повышение степени сжатия нецелесообразно по условиям работы в режиме зарядки аккумулятора и из-за возрастающих трудностей проектирования компрессора. Параметры и показатели установки на номинальном режиме приведены в первом столбце табл. 2.

Режимы зарядки, на которых в газовую турбину поступает охлажденный в системе аккумулирования гелий, рассчитывались с учетом характеристик турбомашин и теплообменных аппаратов.

Таблица 2. Основные показатели энергоблока

Наименование величин Режим работы

базовый зарядка пиковый

Тепловая мощность 1000 1000 1000

реактора, МВт

Температура гелия за 900 900 900

реактором,"С

Расход гелия через 355,0 372,0 355,0

реактор, кг/с

Давление гелия перед 4,90 4,460 4,90

ГТ, МПа

Температура гелия 900 710 900

перед ГТ, С

Давление гелия за ГТ, 2,271 2,652 2,271

МПа

Температура гелия за 609,5 509,7 609,5

ГТ, °С

Расход гелия через 300,8 385,9 310,8

ОПГ, кг/с

Расход пара на входе в 1003 698,7 1340

ПТ, т/ч

Тепловая мощность 347,8

ВТТ, МВт

Тепловая мощность, 285,6

отдаваемая в систему

аккумуляции, МВт

Тепловая мощность,

отбираемая из системы 278

аккумуляции, МВт Параметры

свежего пара за ОПГ и

ВПГ:

17,63 11,27 17,63

давление, МПа 545 500 515

температура, °С

85 69 90

Температура питательной

воды, °С 170 215 170

Температура гелия за

ОПГ, °С 359,6 383,5 350,6

Температура гелия на

входе в реактор, °С

Электрическая мощность 153 36,8 153

ГТУ, МВт

Электрическая мощность 326,3 212,8 428,8

ПТ, МВт

Электрическая мощность 460,1 239,6 558.5

энергоблока нетто, МВт

К.п.д. энергоблока, нетто 46,0 33,5 55,8

%

Среднесуточный к. п. д. нетто, 41,9

%

Результаты расчетов представлены в виде диаграммы режимов газотурбинной части на рис. 6. Поскольку мощность реактора остается постоянной, а расход гелия определяется из условия охлаждения активной зоны, значение этого расхода и давление гелия перед турбиной (в реакторе) могут при принятых характеристиках турбомашин как уменьшаться, так и увеличиваться в зависимости от температуры гелия перед турбиной и компрессором.

Параметры и показатели установки в пиковом режиме приведены в третьем столбце табл. 2. Приведенные в таблице к. п. д. на каждом режиме рассчитывались по формуле: г')=(Г4гту + ^т)/(ЮОО+_ £<3акк).

В базовом (чисто энергетическом) режиме к. п. д. нетто установки составляет 46%. Столь высокое значение к. п. д. объясняется использованием бинарного парогазового цикла с подводом теплоты при высокой и отводом при низкой температуре.

При работе с переменной нагрузкой по графику: зарядка аккумулятора 8 ч, базовый режим 8 ч, пиковый режим 8 ч отношение максимальной мощности установки к минимальной составляет 558,5/239,6=2,34. Среднесуточный к. п. д. выработки электроэнергии равен при этом 41,9% и тоже достаточно высок.

Паровая турбина будет состоять из ЦВД и двух ЦНД. Создание такой турбины не представляет трудностей, поскольку в ней может быть использован уже проверенный в эксплуатации ЦНД, применяемый ЛМЗ в турбинах мощностью 300, 500 и 1000 МВт. Длина лопатки последней ступени 960 мм. Цилиндр высокого давления должен быть разработан заново, но при этом может быть использовано серийное облопачивание. Для вспомогательных устройств турбоустановки также могут быть целиком использованы апробированные в эксплуатации элементы и целые системы.

В разделе 2.3 представлен выбор параметров и схем теплофикационных систем на базе ВТГР. Применительно к задачам теплофикации предложена схема АТЭЦ на базе ГТУ с ВТГР, исследования которой определили схемы, параметров и способов компоновки оборудования. Особенности высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР), дают возможность уменьшить тепловое воздействие на окружающую среду, использовать тепло ВТГР в технологических целях, применять газотурбинный цикл.

Перспективность использования газотурбинной установки (ГТУ) в ЯЭУ связана с уменьшением капиталовложений по сравнению с паротурбинными установками (ПТУ); возможностью применения "сухой градирни", что позволяет снять ограничения при выборе площадок под ЯЭУ по условиям водоснабжения; достижением высоких значений электрического КПД и коэффициента использования тепла; возможностью варьирования

величиной отпускаемого тепла в достаточно широком диапазоне без снижения выработки электроэнергии.

Комплексная оптимизация схем, параметров и способов компоновки оборудования АС проводилась в рамках декомпозиции задачи нелинейного непрерывно-дискретного программирования с применением математического моделирования на ЭВМ всех основных процессов, происходящих в элементах оборудования ЯЭУ. Минимизируемый функционал — приведенные к году пуска установки суммарные за весь срок службы затраты по АС. Для приведения вариантов к равному экономическому эффекту использовались замыкающие затраты на ядерное топливо, электроэнергию и тепло.

В исследованиях рассматривалась АТЭЦ с ВТГР типа ВГ-400 моноблочного типа тепловой мощностью 1060 МВт с засыпной активной зоной, работающий на уран-плутониевом топливном цикле с однократной циркуляцией топлива. Установка вводится в эксплуатацию в 2020 г. и работает в трех режимах с выработкой электроэнергии и тепла в виде горячей воды и пара. Температура газа на выходе из реактора принималась равной 1223 К. Результаты исследований различных видов схем АТЭЦ с ВТГР на базе ГТУ показали, что при коэффициенте использования тепла на теплоснабжение (С = СЬС^"1) до С = 0,3 минимальные приведенные затраты имеет наиболее сложная схема с регенератором и двумя ступенями сжатия с промохлаждением; при 0,3 < С < 0,47 предпочтительнее схема с регенератором и одной ступенью сжатия, а при С > 0,47 становится конкурентоспособной и простейшая схема без регенератора и с одной ступенью сжатия в компрессоре. Если же в схеме появляется контур с парогенератором, то приходится отказываться от второй ступени сжатия и при малых величинах тепловых нагрузок, так как невозможно обеспечить высокую температуру гелия после регенератора (по стороне низкого давления). Интегральная компоновка всего оборудования первого контура в многополостном прочном корпусе оказывается предпочтительной по сравнению с раздельной компоновкой турбомашины и реактора с теплообменным оборудованием (разница в величине приведенных затрат достигает 1 - 3 млн р./год), Турбомашина при этом одновальная двухпоточная, располагается в полости под реактором и теплообменниками. Отмечено, что практически без снижения выработки электроэнергии можно отводить тепло на теплофикацию в пределах до 0=0,3. В разделе 2.4. представлены результаты разработки хемотермических систем дальнего транспорта энергии. По условиям безопасности требуется разделить ядерно-химическое производство (ЯХП) на ядерно-технологическую (ЯТЧ) и химико-технологическую (ХТЧ) часть, расположенные на расстоянии друг от друга. В случае незначительных расстояний между площадками ЯТЧ и ХТЧ (до 2-3 км) экономически более эффективным

оказывается вариант без изменения технологической схемы. Однако в этом варианте, в

зависимости от расстояний между площадками, более резко нарастают энергетические потери и изменяются параметры технологических потоков, приходящих к площадке ХТЧ, которые ограничены только охлажденным конвертированным газом, паром среднего давления (до 4.5 МПа в основном для привода компрессоров) и электроэнергией. Это, в свою очередь, не может не сказываться на эффективности осуществляемых в ХТЧ технологических процессов.

По оценкам, допустимое изменение параметров технологических потоков (по условиям эффективности и работоспособности всей производственной схемы), приходящих к ХТЧ, соответствует расстояниям между площадками до 2-3 км.

Вариант с некоторыми изменениями общей энерготехнологической схемы оказался менее эффективным при разнесении площадок на незначительные расстояния, но сохраняет работоспособность при расстоянии между площадками ЯТЧ и ХТЧ до 15 км, а экономическую конкурентоспособность при расстояниях между этими площадками до 6-7 км.

Особенно большие энергетические потери и технические трудности возникают при транспортировке таких технологических потоков, как перегретый водяной пар и насыщенный пар.

Попыткой преодоления этой проблемы стало построение системы с более свободным разделением ЯТЧ и ХТЧ, но при использовании для теплоэнергоснабжения технологической части хемотермической системы дальней передачи энергии. Места разделения в общей схеме устанавливались с учетом внутренних энерготехнологических взаимосвязей технологии производства и технических возможностей создания атомных энерготехнологических станций (АЭТС), а также сохранения работоспособности всех стадий химического производства. Главной целью этого этапа работы было определение состава и параметров работы оборудования ЯТЧ, превращаемого в ядерно-конверсионный центр, обслуживающий комплекс из нескольких ХТЧ, находящихся от этого центра на значительном расстоянии. Было разработано четыре сравниваемых варианта схем ядерно-химического производства, в которых ЯТЧ и ХТЧ отделены один от другого, но связаны использованием дальнего транспорта тепла в химически связанном состоянии. Эта связь в каждом варианте осуществлялась газовыми трубопроводными потоками, идущими от ЯТЧ при температуре окружающей среды к ХТЧ (поток конвертированной газовой смеси, используемой ХТЧ в качестве химического сырья, а также возвратный поток системы дальней передачи энергии) для теплоэнергоснабжения технологической части.

В числе оборудования ХТЧ в таком случае появляются метанаторные установки системы дальней передачи тепла вместе с блоком теплоиспользующего оборудования (подогревателя

питательной воды, парогенератора для производства насыщенного пара, пароперегревателя для выработки перегретого пара, подогревателей латентного и технологического газовых потоков).

В атомной энерготехнологической установке происходит аккумулирование тепла ядерной реакции в процессе эндотермической химической реакции преобразования смеси метана с водяным паром в смесь газов: СЬЦ+НгО-^Нг+ССЬ+СО. Тепло от охлаждения этой смеси используется для подогрева газа, идущего на конверсию, а также для производства технологического пара в конверсии метана. Охлажденный газ по трубопроводам направляется к ХТЧ, где в метанаторах, осуществляется экзотермическое выделение химически связанной энергии путем соединения водорода с оксидами углерода. При определенном начальном температурном режиме (~ 300 °С) происходит экзотермическая реакция метанирования в адиабатическом химическом реакторе (с неподвижным слоем катализатора) с одним или несколькими теплообменниками. Уже в первой ступени метанирования можно получить температуру газа на выходе до 800 °С в случае, если использовать наиболее эффективные катализаторы. В последней ступени температура газа устанавливается примерно на уровне 300 °С, при которой практически все компоненты конвертированного газа успевают прореагировать. После конденсации и сепарации водяного пара восстановившийся метан транспортируется по возвратному трубопроводу для подачи в ЯТЧ АЭТС с целью его вторичной конверсии. Цикл многократно повторяется с необходимой незначительной добавкой природного газа в цикл для восстановления потерь и утечек в неплотностях трубопроводов и соединений. Эффективность использования этой транспортно-тепловой системы зависит от качества метанаторов и сокращения утечек газовых и тепловых потоков во всем цикле его оборота и использования в ЯТЧ и ХТЧ и затрат на работу компрессоров для перекачки газа в прямом и обратном направлениях. В то же время при таком способе транспорта тепла отсутствуют потери тепла в транспортных магистралях, которые связывают площадки ЯТЧ и ХТЧ ядерно-химического производства. В силу своих специфических особенностей ЯТЧ может быть ориентирована не только на узко специализированное использование, в данном случае для производства аммиака, а при создании нескольких ЯЭИ с ПКМ на одной площадке образуется ядерно-конверсионный центр (ЯКЦ) для обслуживания конвертированным газом (водород в смеси монооксидом углерода) нескольких отстоящих один от другого производств - потребителей (производства аммиака, метанола, нефтехимические предприятия, в том числе по выпуску моторного топлива, прямое восстановление железа) - точнее, их технологических частей, а также снабжения от единого ЯКЦ пунктов локального теплоснабжения коммерческого и коммунально-бытового сектора низкопотенциальным теплом путем метанирования у этих

теплопотребителей конвергированного газа. При увеличении мощности ЯЭИ, образующих ЯКЦ, и увеличении концентрации производства конвертированного газа может быть достигнута экономия инвестиций до 20-40 %.

Идея и возможности концепции ядерно-конверсионного центра выходят за рамки отраслевого средства для централизованной поставки конвертированного газа и может рассматриваться как основа для создания национальной или международной системы атомных станций дальнего теплоснабжения - АСДТ. В критерии эффективности должен входить и системный эффект от централизации энергоснабжения, то есть возможность концентрации мощности и ресурсов на одной площадке, позволяющая снизить издержки на отпуск вырабатываемой энергии и уменьшить инвестиционные риски.

В частности, применительно к России важно принимать во внимание уже сделанные вложения в инфраструктуру.

Экономические пределы транспортировки тепла в виде горячей воды при двухтрубной системе с учетом возможности повышения температуры воды до 180-200 "С составляют до 50-55 км, при однотрубной системе до 70 км. Тепло в виде пара может транспортироваться на расстояние до 10 км. Все это не позволяет обеспечить централизованным теплоснабжением относительно мелких потребителей тепла, удаленных на большие расстояния, типичные, например, для России.

Основная часть пара потребляется при давлении до 2.0 МПа, что может эффективно обеспечиваться энергоисточниками, располагающими температурным потенциалом 450-600С, в том числе - метанаторными установками АСДТ, на которых может оказаться целесообразным в ряде случаев устанавливать теплофикационные турбины. Переход на параметры острого пара в теплофикационной турбине с 3.3 МПа/435 °С на 24 МПа/560 °С позволяет почти в 3 раза увеличить эффективность комбинированного производства электроэнергии и пара. Аналогичные результаты могут быть получены и применительно к схеме с газотурбинным циклом, принятым в МГР-Т.

Показатели, характеризующие энергетическую эффективность АСДТ: теплотворная способность конвертированного газа; коэффициент использования тепла ядерного реактора в тепловой схеме теплоаккумулирующей стадии АСДТ (конверсия метана); коэффициент использования тепла метанирования в тепловыделяющей и теплоиспользующей стадии АСДТ; отношение мощности ближних потребителей тепла к мощности, передаваемой дальним потребителям, а также объемное соотношение конвертированного газа, поступающего на метанирование, и обратного метана и количество воды, образующейся в результате метанирования, которое характеризует потребность конверсионного центра в технической воде для подпитки реакции конверсии.

Расчеты теплового баланса химических реакций, происходящих в процессах конверсии метана и метанирования, а также схем теплоаккумулирующей и тепловыделяющей стадий АСДТ определили энергетические показатели АСДТ при следующих традиционных параметрах проведения конверсии:

- давление в термоконверсионном агрегате - 4 МПа;

- температура газа на выходе из термоконверсионного агрегата - 800 °С;

- соотношение пар/метан 4:1;

- состав газа на входе в конверсионное производство (об. %) СН4 - 95 %, СОг - 1 %, Н2 - 4 %.

Установлено, что:

• объем сухого конвертированного газа на выходе из теплоаккумулирующей стадии (конверсионной установки) при объеме обратного метана на входе в эту установку 1000 нм3/ч

- 3324 нм3/ч;

• состав конвертированного газа: Н2 - 71 %; СО - 9 %; С02 - 11 %; СН4 - 11 %;

• теплотворная способность конвертированного газа - 0,592 кВт-ч/нм3 (510 ккал/нм3);

• мощность высокотемпературного реактора, расходуемая для конверсии 1000 нм3/ч метана -3,308 МВт;

• тепло, регенерируемое при охлаждении горячего конвертируемого газа, не может быть полностью утилизировано в самой технологической схеме конверсии.

Анализ тепловых схем установок метанирования различного назначения показал, что при вышеупомянутых параметрах проведения процесса конверсии общее количество тепла, выделяющегося в процессе метанирования, составляет 1.97 МВт, из которых полезно может быть использовано 1.8 МВт. При этом количество воды, образующееся в процессе метанирования, составляет 0.5 т/МВт-ч (0.68 т/Гкал) тепла, отпускаемого потребителям. Коэффициент полезного использования тепла в схеме тепловыделяющей и теплоиспользующей стадий АСДТ составляет 91 %, коэффициент использования тепла реактора в полной схеме АСДТ (с учетом потерь тепла в теплоаккумулирующей и тепловыделяющих стадиях) - 83 %.

Тепловая нагрузка ближних потребителей тепла, необходимая для обеспечения максимального коэффициента использования тепла в схеме АСДТ(96 %), составляет 53 % от тепловой нагрузки дальних потребителей, покрываемой АСДТ.

Энергетические показатели АСДТ существенно зависят от параметров проведения процесса конверсии (давления конвертируемого газа, температуры конвертированного газа на выходе из атомной конверсионной печи, соотношение пар/метан). Например, при снижении соотношения пар/метан до двух, коэффициент использования тепла в полной схеме АСДТ

18

возрастает до 85 %, а отношение тепловой нагрузки ближних и дальних потребителей тепла снижается до 48 %. Однако при этом теплотворная способность конвертированного газа также снижается до 0.544 кВт-ч/нм3 (468 ккал/нм3). Это, в свою очередь, при одинаковой нагрузке дальних потребителей тепла потребует увеличения затрат на транспортировку латентного тепла.

В сравнении с тепловой магистралью, передающей потоком нагретой воды тепловую мощность -1000 МВт и построенной по однотрубной схеме с бесканальной прокладкой, инвестиции в трубопровод равной мощности, передаваемой конвертированным газом (с учетом обратной метановой нитки и затрат на создание необходимых компрессорных станций), сокращаются более чем в 2 раза, а по сравнению с тепловой магистралью, построенной по двухтрубной, наиболее часто используемой схеме с канальной непроходной прокладкой - более чем в 3 раза. При этом металлозатраты и стоимость стальных труб для газопровода и однотрубной тепломагистрали соизмеримы, а при наиболее распространенной двухтрубной схеме передачи горячей воды даже в 1,5-2 раза ниже.

Основной фактор снижения инвестиций в систему транспорта тепла в случае хемотермической передачи тепловой энергии - значительно меньшая трудоемкость создания газопровода. Это обусловлено более простой конструкцией линейной части газопровода и отсутствием необходимости использования мощной трудоемкой теплоизоляции, особенно в северных регионах с большой длительностью стояния низких температур. Особенно важен этот факт при рассмотрении схем пароснабжения. Существенное увеличение затрат в случае транспортировки тепла паром (в 1.4-1.7 раза по сравнению с передачей горячей воды), а также ограничения по допустимым потерям давления и тепла в таких системах приводят к тому, что дальность передачи пара не превышает 8-10 км. В случае же использования хемотермических систем возможно организовать централизованное паротеплоснабжение потребителей, удаленных на сотни километров. При этом, естественно, возможно теплоснабжение всех возможных потребителей, расположенных вдоль трасс хемотермического трубопровода.

Установки метанирования разрабатываются с достаточно высокой энергонапряженностью (~1,5 МВт/м3), что с учетом возможности создания компактных (~4-6 МВт/м3) парогенераторов позволяет создать конструкции, обладающие относительно невысокими материалоемкостью и удельными капиталовложениями.

Основываясь на анализе технологии метанирования, предложено для конструкции метанаторов использовать адиабатические реакторы, аналогичные тем, которые выбраны для проведения АКМ.

Размещение метанаторов на площадке теплогенерирующего блока (ТГБ) может быть основано на промышленных установках. Показано, что для ВМС, содержание СО в которой примерно в 4-6 раз ниже, чем в конвертированном газе, производимом установкой с ВТГР, метанирование достаточно проводить в одну ступень, что значительно упрощает организацию процесса и стоимость установки.

В главе 3 обобщены результаты исследования возможных схем и разработки системы передачи высокотемпературного тепла.

В разделе 3.1 дан анализ возможных потребителей высокопотенциального тепла, который показал, что в различных секторах промышленности существуют достаточно характерные и определяющие основной расход энергоресурсов потребители, на которые и должны ориентироваться стратегии применения ВТГР в поставках индустриальных энергоносителей (табл. 3).

Таблица 3. Структура энергопотребления и масштаб потребителей тепла ВТГР

Отраслевой Характерный Низкотемп. Высоко- и Общее Расход э/энерги

N потребитель масштаб тепло», среднетемп. потребление в пересчете

энергоресурсов производства, ГВт(тепл) тепло, тепла, на тепловую

млн т/ год ГВт(тепл) ГВт(тепл) мощность{, ГВт(тепл)

Крупнотоннажн 2-10 — 1,0-5,0 1,0-5^ До 1,0

ая химия

Металлургическ 15-30 2,0-4,0 5,0-10,0 7,0-14,0 4,0-8,0

ий комбинат

Нефтехимически 5-20 2,0-8,0 2,0-8,0 4,0-8,0| 1>75-7,0|

йзавод

Производство 5-10 § — 6,0-12,0 6,0-12,0 —

синтетического

топлива

Ядерно- 3-5 — 15,0-25,011 15,0-25,0t 15,0-25,0|

водородный

комплекс

Промышленный 0.1-1.0 0,7-7,0 0,3-3,0 1,0-10,0 2,5-25,0

комплекс

Промышленный - 5,0-25,0 5,0-25,0 I 10,0-50,0 25,0-50,0

регион

• Низкотемпературный пар (0.8-1.0МПа) и горячая вода.

| С учетом только технологических нагрузок

^ Эффективность энергоисточника с учетом передачи и распределения энергии принята равной 0,4

§ Синтетический природный газ (теплота сгорания 30-40 МДж/кг). || Оценки сделаны для термохимического цикла разложения воды (типа К) I По данным статистики энергозатрат для пара и горячей воды с коэффициентом 1,31,5, учитывающим потребление высокотемпературного тепла

В разделе 3.2 представлены результаты выбора основных технико-экономических показателей энерготехнологического комплекса МГР-Т, рекомендуемые в качестве проектных ориентиров, которые приведены таблице 4.

Таблица 4. Основные технико-экономические показатели Наименование 1. Тип реактора

Значение *

Модульный гелиевый высокотемпературный реактор с графитовым замедлителем

Газотурбинный, прямой

2. Цикл преобразования энергии рекуперативный, с промежуточным охлаждением

3. Варианты технологического процесса в ХТЧ

• ПКМ (ближайшая перспектива);

• ВТЭ (долгосрочная перспектива)

4. Тепловая мощность АС, МВт 4 х 600

5. Тепловая мощность, передаваемая

вХТЧ-ПКМ/ХТЧ-ВТЭ,МВт 4x160/4x211

6. Температура гелия на выходе из а.з реактора в варианте ХТЧ-ПКМ/ХТЧ-ВТЭ,°С 950

7. КПД производства электроэнергии (брутто),% 47

8. Энергопотребление собственных нужд, МВт:

- АС для варианта ХТЧ-ПКМ / ХТЧ-ВТЭ; 4x10/4x15

- ХТЧ-ПКМ I ХТЧ-ВТЭ 4x2,5/4x5

9. Сред няя энергоиалряжснность активной зоны, МВт/м3, не более 6,5

10. Топливо активной зоны: -тип:

- обогащение по изотопу 11-235, %, не более;

- выгорание среднее, МВт-сут/кг;

- кампания, эфф.сут, не менее;

- кратность перегрузок

11. Перегрузка активной зоны

12. Средняя длительность перегрузки, сут, не более

13. Базовый режим работы МГР-Т

14. Средний за срок службы коэффициент использования тепловой мощности, не менее 0,8

15. Назначенный срок службы, год 60

16. Производительность по водороду, т/ч (м3/ч), не менее: -ХТЧ-ПКМ;

- ХТЧ-ВТЭ

На основе иОг с многослойными покрытиями

20

125

900

3

на остановленном реакторе 35

100% N„04

4 х 12,5 (138,75-10 ) 4 х 1,83 (20,5-103)

* Характеристики уточняются при проектировании (в том числе в зависимости от варианта исполнения, с ХТЧ-ПКМ или ХТЧ-ВТЭ)

** Здесь и далее по тексту документа объемы газов приведены для нормальных условий Проект энерготехнологического комплекса МГР-Т разрабатывается в соответствии с требованиями ТЗ и с учетом источников разработки, а также в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии, другими нормативными документами и государственными стандартами РФ, применяемыми в атомной энергетике и химической промышленности (в дальнейшем НД).

Требуемая тепловая мощность ВТГР при реформинге метана составляет в расчете на 5 млн. т водорода в год около 9 ГВт, то есть примерно в 15 раз меньше, чем в случае электролиза воды на базе или примерно в 8-9 раз меньше, чем в случае цикла 1-Э, что отражается, естественно, и на экономических показателях. В перспективе, когда стоимость природного газа превысит 350-500 долл./103 нм3, доля получаемого из воды водорода, производимого с помощью термохимического цикла паровой конверсии метана, может быть доведена до 100% за счет дополнительных стадий замыкания цикла путем электрохимического восстановления метана из промежуточного продукта-метанола (так называемый метанольно-йодидный термохимический цикл) или путем перехода на описанный выше метан-сернокислотный цикл или путем получения метана (синтетического газа) из угля. Устранение подпитки сырьевого метана из процесса получения водорода, например, при использовании цикла 1-8, потребует увеличения мощности ВТГР примерно на порядок для выпуска того же объема водорода.

В разделе 3.3 представлены результаты разработки эффективных систем передачи ВТТ. В разработанной схеме производства водорода предусматривается:

утилизация тепла реактора с гелиевым теплоносителем на нагрев реакционной парогазовой смеси перед адиабатическим реактором конверсии природного газа;

утилизация тепла конвертированного газа на получение технологического пара давлением 8.0 и 0.7 МПа.

В разделе 3.4 представлено обоснование системы прямой передачи ВТТ по факторам безопасности.

Рассмотрены результаты расчетов аварии разгерметизации ТКА, размещаемого в первом контуре ЯЭУ, с разрывом отдельной трубки 1ой секции сотового технологического теплообменника (СТТ) ТКА, размещаемого в первом контуре.

В соответствии с параметром (3 = Рз / Р/ , где Р} - давление окружающей среды; Р/ • начальное давление:

Р = 7.3/7.8-0,93, 1>р>рКр, (15)

истечение газов происходит в дозвуковой области: р кР ~ (2/(К+1))1/(к"1)-0.546, перегретый пар.

Для дозвуковой области, пренебрегая начальной скоростью и трением газа о стенки сопла, расход из неограниченного объема можно записать как :

(Зн20=Рч/ДР1/У1)ф (ф=1); (16)

1|/|=л'(2К/(К-1){(Р2/Р1)2Ж-(Р2/Р1)11+1/к}, (17)

где К — показатель адиабаты истекающего газа; V) — удельный объем (величина, обратная плотности газа в выходном сечении); Б — площадь поперечного сечения сопла. Для принятых параметров вщо ~ 3,89 кг/с.

Выполнены расчеты изменения массы водяного пара, находящегося в активной зоне, со временем для двух моделей — линейной и дискретной. В дальнейшем использовались результаты, полученные для дискретной модели, как наиболее полно отражающей физику процесса.

Расчеты аварийных эффектов реактивности при попадании ПГС в активную зону реактора должны быть выполнены в предположении однородного гомогенного распределения водяного пара по объему активной зоны. Выполнен параметрический анализ предполагаемых диапазонов загрузки урана, обогащения и диаметров кернов. Принимая скорость срабатывания всей цепочки отсечной арматуры-сброс на факел-инертизация контура равной 60 с, за первые 60 с аварийного процесса в первый контур попадает приблизительно 233 кг водяного пара, из которых собственно в пределах активной зоны будет находиться около 4-5%, т.е. около 10 кг, что, как показали ранее выполненные анализы, пренебрежимо мало в сравнении с массами основного замедлителя - графита и, в силу этого, при различных ядерных соотношениях топлива и графита и различных диаметрах керна не приведет к сколь-нибудь значительному выбегу положительной реактивности, который будет невелик и не приведет к заметному росту мощности. В активной зоне температура твэлов увеличится за 60 с процесса незначительно (менее чем на 5-10 градусов). Рост температуры твэлов в активной зоне, благодаря наличию отрицательных обратных температурных связей, приведет к введению отрицательной реактивности, в результате чего будет наблюдаться некоторое уменьшение мощности реактора.

Таким образом, на данной стадии разработки показано, что радиационные последствия, связанные с попаданием парогазовой смеси из аварийного ТКА, размещенного в первом контуре, не выходят за допустимые пределы, что позволяет обеспечить ядерную безопасность данного проектного варианта.

Важный вопрос, связанный с рассмотрением возможности размещения ТКА в первом контуре, — предотвращение загрязнения технологической продукции (конвертированного газа) радионуклидами, генерируемыми в первом контуре.

Наиболее важным радионуклидом с этой точки зрения является тритий вследствие его относительно большого периода полураспада (12.46 года), генетической значимости и высокой диффузионной проникающей способности.

Для МГР-Т приняты следующие параметры, определяющие потоки трития:

Общая масса графитовых конструкций реактора составляет ~ 860 т, из них:

~ 400 т составляют блоки графитовой кладки, срок службы которых 60 лет; ~ 460 т составляют графитовые блоки активной зоны (блоки TBC и заменяемого отражателя), включая блоки TBC типа 1 (без отверстия для ПС СУЗ или ПЭЛ PCO) - 88,27 т, блоки TBC типа 2 (с отверстием для ПС СУЗ или ПЭЛ PCO) - 27,6 т (срок пребывания в реакторе - 900 сут); блоки заменяемого отражателя с различным сроком службы: 3 года - блоки ЦЗО массой 40,89 т; 6 лет - блоки ИЗО и часть блоков БЗО массой 87,2 т; 15 лет - для блоки ЦЗО массой 78,4 т;

30 лет - для блоки ВЗО и часть блоков БЗО массой 136,96 т.

Ориентировочное содержание Li6 в реакторном графите составляет от 0,1 ррт до 1 ррт при точности измерения нейтронно-активационным методом 0,04 ррт.

Воздействию нейтронного потока в реакторе подвергается В-10, содержащийся в материале поглотителя В^С в TBC, ПС СУЗ, верхнем слое блоков а.з., блоках графитовой кладки, а также в виде примесей в графитовых конструкциях. Содержание В-10 в указанных элементах конструкции составляет: в TBC а.з. ~ 3 кг; в верхнем слое блоков а.з. ~ 160 кг; в виде примесей в графитовых блоках ~ 0,2 кг; во всех ПС СУЗ ~ 300 кг; в блоках графитовой кладки ~ 260 кг.

Масса гелия в первом контуре (реактор, ВТО, БПЭ, газоходы) ~ 5000 кг. Расход теплоносителя на систему очистки (СО) ~ 700 кг/ч (включение СО по мере необходимости).

Генерация Т в первом контуре МГР-Т проходит по следующим основным каналам : деление (тройное) ядерного топлива 23S U (-10"4 ат.Т/дел); реакция 3Не (п, р) Т при облучении гелия

нейтронами (аа ~ 5,400 6); реакции 6Li(п, а)1 и 7Lí(h, п.о^Г(при взаимодействии с примесями лития в реакторном графите); за счет 10В, облучаемого тепловыми и быстрыми нейтронами (стержни СУЗ, пэлы, примеси в графите); за счет 9Ве, 12С и других нуклидов.

Вклад Т по третьему каналу определяется в основном содержанием Li в реакторном графите и темпом перегрузки активной зоны. Содержание Li в реакторном графите лежит на уровне технически достижимой чистоты 10"6 - 10'5 %. В результате при темпе перегрузки графитовых элементов активной зоны ~ 155 кгТВС в сутки расход Li составит около 16.10"3 г, или в пересчете на 6Li (са ~ 930 б) примерно 1.10"3 г. При полной конверсии этого изотопа, в пренебрежении реакцией 7Li (п, п\ а) Т, образуется 5.10"4 г Т активностью 725 Ки (в пересчете на год).

Активность Т, генерируемого за счет 10В, составит 138- 127 Ки/год. Принято, что в контуре ВТГР на вклад деления приходится 51%, лития - 34% и теплоносителя - 15%.

Все расчеты проводились в консервативном допущении о содержании 3Не в теплоносителе (брался состав гелия, получаемого из воздуха, а не из природного газа, являющегося основным природным промышленным сырьем производства гелия, в котором изотопа 3Не на порядок меньше).

Из результатов работы опытных реакторов типа ВТГР в США и ФРГ известно, что большая часть (~ 65 %) Т, генерируемого в топливе, выходит из микротвэлов и перераспределяется в графите, несмотря на малую долю (менее 1 %) микрочастиц, получивших повреждение покрытия. В то же время исследование балансов Т в контурах ВТГР (с учетом адсорбции в графите) показало, что, например, в реакторе "Форт-Сент-Врейн" в теплоносителе и в системе очистки около 85 % трития определяется реакцией 3Не (п, р) Т, остальное количество: реакцией 6 Li (n, а ) Т (~ 4 %); тройным делением 23s U 10%); генерацией из 10В (~ 1 %).

Соответствующий баланс для ВТГР типа МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл.) дает выход Т в контур (R[) на уровне 250-300 Ки/год. В дальнейшем используется верхняя оценка (300 Ки).

В величину удельной активности первого контура (Q), как было показано, даже при весьма завышенной диффузионной утечке Т из первого контура основной вклад вносит баланс "источник—система очистки". В связи с этим

Ci = Ri/G'co= 12.10"5ки/кг (18)

В расчете принята система очистки с расходом G 'со 0-1 кг/с (г=0.072). В пересчете на удельную активность Cf= 35.10"5 Ки/м3, при этом парциальное давление Т составит около 1.3.10"' МПа. Это значение примерно соответствует экспериментально полученному

значению для реактора AVR, что можно считать далее консервативной оценкой в связи с существенно более низкой кратностью очистки на реакторе AVR (г = 0,025). В то же время расчетная объемная концентрация Т в первом контуре сопоставима с опытом работы АЭС с ВТГР «Пич-Боттом», характерные концентрации трития в теплоносителе которой составляли 10"6 -10'5 Ки/м3 /GEFR-00602/. Интересно отметить, что утечка Т в парогенератор и атмосферу на этой АЭС не превышала 0.4-0.67 Ки/МВттеш,.год.

Соответствующий выброс трития с гелием, утекающим из первого контура, составит для МГР-Т (при средней скорости утечки гелия, включающей перегрузки, неорганизованные протечки, профилактику и замену оборудования, уплотнения и т.д., на уровне 0.5 кг гелия /ч ) не более 6.10"5 Ки/ч.

Удельный поток трития в ТКА определен как:

1т=2.04 ехр(-7450/Тэфф). 1/2.56-7.5 мкКи.мм/(м2.ч) (19)

Для условий стационарного установившегося потока трития I¡;=3.75.10"3 Ки/ч.

В расчете на производимый влажный конвертированный газ концентрация трития составит:

Скг=3.75.10"3 /0.15.106 =2.5.10"8 Ки/м3; (20)

принимая, что весь тритий связан в газе в СНзТ, НТО, НТ и единственный канал его выхода - вместе с производимым водородом.

Полученное значение удельной активности не превышает международных и национальных норм по ПДК в воздухе для населения, поэтому с учетом неизбежного разбавления водорода при его утечке в атмосферу следует признать рассчитанный уровень активности вполне безопасным.

Оксидные пленки, образующиеся на теплообменных поверхностях, диффузионный поток трития, как показал автор, снижают, что подтвердили эксперименты на стенде МИКСЕР в РНЦ «Курчатовский институт», в которых присутствие оксидной пленки на металле снизило при температурах выше 600 °С диффузионный поток изотопов водорода примерно на 3-4 порядка.

Допустимой концентрации содержания трития в атмосферном воздухе Сд=7 Бк/л соответствует массовая концентрация 1.9-10"8 мг/м3. Содержанию трития в воде Св=6.3-104 Бк/л соответствует массовая концентрация 1.7-Ю'10 г/л.

В соответствии с НРБ-99 ДОА„ас по тритию для воздуха составляет 1.9 Бк/л или 5.1.10"пКи/л или 5.1.10"8 Ки/м3. Коэффициент пересчета принят равньм 2.7хЮ'10 Зв/Бк.

Поскольку даже консервативная концентрация трития в газовом продукте составляет 2.5.10"8 Ки/м3 следует считать, что при производстве водорода на ЯТК с МГР-Т в варианте ПКМ с прямой передачей тепла без использования промежуточного контура критерии, предъявляемые НРБ-99, выполнены.

Возможность утечки конвертированного газа потребует создания в закрытых помещениях усиленной вентиляции, мер по пожаровзрывобезопасности (например, использования каталитических окислителей) и т.д., что дополнительно обеспечит защиту от тритиевого загрязнения.

Аналогичные оценки, сделанные для утечки НТО, образующейся в метанаторах ХТС, подтвердили, что в этом случае ПДК соблюдаются с достаточным запасом даже при консервативных оценках.

Анализ показывает, что все другие варианты энерготехнологического использования ЯТК (дальнее теплоснабжение, получение метанола, металлургия и т. д.) также удовлетворяют требованиям чистоты технологического продукта по тритию. Это позволяет сделать вывод о том, что при принятии конструктивно-технологических мер по предотвращению прямого (не диффузионного) попадания радионуклидов первого контура в технологический продукт возможно включение СТТ (ТКА) в первый контур без использования промежуточного контура со своей системой очистки. Аналогичный вывод можно сделать и по результатам исследований возможного диффузионного загрязнения теплоносителя первого контура водородом, поступающим через теплообменные поверхности ВТТ.

В составе среды ХТБ водород занимает доминирующее положение лишь на выходе из ТКА, именно он будет определять химический состав газа, диффузионно проникающего через металлические поверхности ТКА в первый контур ЯЭУ, что обусловлено низкими коэффициентами диффузии всех остальных газовых компонентов среды ХТБ. Наиболее близкую к водороду проницаемость в металле имеет азот, однако его содержание в среде ХТБ невелико, что с учетом соотношения коэффициентов диффузии (О;) азота и водорода (для железа, например, при Т= 1173 К = 2,74.102) позволяет ограничиться в

дальнейшем рассмотрении одним водородом.

Экспериментально автором были определены значения коэффициента диффузии водорода I) по методике (см. Журн. ФХММ, 1972, № 1. С. 95 - 99), заключающейся в определении £> из зависимости 1(т), где т -время, на основании уравнения Беррера:

£> = б'/бтз. (21)

Здесь 8 - толщина образца; т з - время "запаздывания" при выходе потока на установившееся значение. Приведем полученные значения параметра D (средние): 3.61ЛО"10м2/с при Т =823 К; 3.80.10'1 °м2/с при Т = 873К.

Сопоставляя эти значения с результатами экспериментального изучения диффузии водорода через керамические материалы, можно прийти к выводу об относительно слабом влиянии окисной пленки на результирующее значение коэффициента диффузии, приведенное выше. Так, для AI2O3 при Г = 873 К „D= 10"14 - 10"16 м2 .с'1 , что обусловлено молекулярным характером диффузии водорода через керамические материалы, в которых он не растворяется.

Таким образом, толщина окисной пленки, образовавшейся за счет окисления образца примесями гелия, не превысила нескольких микрометров.

Образование в среде влажного конвертированного газа окисных пленок приводит к снижению водородопроницаемости на 3-4 порядка. Новое значение водородопроницаемости устанавливается за период 0.5 - 30 сут в зависимости от материала, среды и температуры. Аналогичные значения (снижение на 2-3 порядка диффузии для окисленных поверхностей) приняты и в разработках, проводимых Центром в Юлихе, в частности, применительно к условиям стыковки аппарата ПКМ на реакторе HTTR.

Основным источником водорода в первом контуре ЯЭУ МГР-Т является СТТ (при отсутствии промежуточного контура передачи тепла от активной зоны к СТТ). В связи с этим, а также с учетом того, что водород — одна из основных примесей теплоносителя первого контура, ответственных за массоперенос и коррозионное повреждение материалов активной зоны, оценка возможных значений диффузионных потоков водорода из СТТ в первый контур приобретает важное значение для выбора перспективных схем и параметров ЯТК.

Для п труб СТТ с длиной "активной части" L радиусом R,p и толщиной 8-ф интегральный диффузионный поток водорода Ij можно записать в виде

= 2 тс Rtp ti Ко / S-ip ei1" exp [- Q a/RT(x)] V Pm(x)/dx, (22)

Переходя к новой переменной х = x/L и учитывая, что зависимости Т(х) иРиз (х) для СТТ удовлетворительно аппроксимируются формулами

Т(х)= Та + (Ti - Т0) Vx, (23)

Рш(х) = Р„ых Vx, (24)

где Г„ - минимальная температура стенки СТТ; Ti - максимальная температура стенки СТТ; Рвых - давление водорода на выходе из ВТТ, получаем

28

Ь = 2 лЕф пКо^Рвых/Зтр о!1 ехр{-ОаЯ1[То+(Т,-То)л/х]}х0 25ах, (25)

Для ориентировочных конструктивных параметров СТТ (п, бтр , Кф ), приведенных в предыдущих разделах для диаметра трубки 30 мм, толщины трубки 2 мм и выходном парциальном давлении водорода во влажном конвертированном газе около 3.0 МПа при общей поверхности СТТ 103 м2, задавая среднюю длину трубки в спиральном змеевике 30м, суммарное количество трубок равно около 360. Поток II составит для условий окисленного металла типа ХН55МВЦ около 0.025. 10"3 м3/с или около 8 г/ч.

Уравнение баланса водорода в 1ом контуре может быть записано как:

Ь= ЯНеЛ1т . Снг • Сде00, (26)

Для Снг, заданной в ТЗ на разработку на уровне 35 урт:

СхС0 =0.12 кг/с, т.е. 432 кг/ч, что означает, что принятая в МГР-Т система очистки с расходом 700 кг/ч обеспечит непревышение заданной концентрации водорода в первом контуре.

В схеме ЯТК МГР-Т нет парогенератора и кроме диффузии водорода в первый контур из реакционных объемов СТТ другими источниками поступления водорода в первый контур могут стать только, в частности, окисление графита активной зоны примесями водяного пара, за счет протечек воды из системы водяного охлаждения (СОВ) гелиевых потоков в БПЭ. Более жесткие требования может накладывать на систему очистки необходимость снижения концентрации трития в первом контуре. В этой связи следует, по-видимому, признать, что наличие системы очистки суммарной производительностью около 1 кг гелия в секунду (типа ОГ-1-50) будет достаточно для поддержания концентрации водорода и трития в реакторном контуре на требуемом уровне (~ 0,005 %), даже при размещении ТКА в первом контуре АС.

Для ХТБ в составе АЭТС с МГР-Т применительно к производству водорода методом ПКМ возможность образования взрывоопасных концентраций возникает только в отделении выделения водорода методом КБА, которое располагается обычно на расстояниях 25-35 м от ТКА. В этой связи должен учитываться возможный процесс выхода метана или водорода из аппарата и образование ГВС с последующим ее взрывным сгоранием.

Согласно диаграмме горючести смесей «водород-водяно.Й пар-воздух» при наличии водяного пара в концентрации более 60% пределы начала возгорания не достигаются в рассматриваемых условиях возможного образования смесей.

Таким образом, не возникает дополнительных требований к включению в состав системы передачи тепла к ХТБ промежуточного контура по соображениям удаления ТКА, поскольку

формирование ГВС, опасных с точки зрения детонации, возникает только в отделениях ХТЧ, не связанных по передаче тепла с РУ, что позволяет отнести их на необходимое расстояние (100-200 м) от Главного здания АЭТС.

В Главе 4 представлены результаты исследования и разработки сорбционных систем утилизации низкопотенциального тепла.

В разделе 4.1 рассмотрены низкотемпературные циклы накопления энергии. Автором предложены и разработаны технологии и технические средства электро- и теплогенерации в модульном исполнении на основе высокоэффективных аккумулирующих углекислотных циклов высокого давления с сорбционным накоплением рабочего тела (САУ - сорбционных аккумулирующих установок), утилизирующих сбросное тепло основной энергоустановки., основанные на синтезе технологических решений, отработанных для проектов теплонасосных установок (ГНУ), геотермальных электростанций (ГТЭС) и углекислотных турбоблоков.

Следует отметить, что в отличие от зарубежной практики, в последнее десятилетие накопители ни одного из рассмотренных типов в России не только не строятся, но и не проектируются. Отсутствие проектного и строительного задела приведет к значительным проблемам в ближайшем будущем, для смягчения которых необходимо форсировать работы по этому направлению энергетического строительства.

Разработанная энергоустановка САУ с высокоэффективным аккумулирующим углекислотным циклом высокого давления с сорбционным накоплением рабочего тела, утилизирующим сбросное тепло основной энергоустановки основана на концепции хемотермических системы (ХТС) накопления и передачи энергии, непосредственно сопрягаемых с теплоисточниками различного типа по теплоносителю умеренной температуры. Рассмотрены различные инженерные решения для САУ с целью обеспечения профилированного профиля температур теплоносителя, проходящего через слой свободной засыпки сорбента аккумулятора рабочего тела (APT).

Электростанцию (ЭС), включающую САУ предполагается разместить на площадках, допускающих расширение, соизмеримое по площади с основной ЭС, в том числе с максимально уплотненной петлевой компоновкой оборудования, при этом использовать отработанные конструктивные решения для углекислотных систем, турбоустановки и APT. Принципиальная схема САУ - двухконтурная, с использованием во втором контуре углекислотным циклом высокого давления с сорбционным накоплением рабочего тела для обеспечения высоких значений КПД накопления энергии.

Основные требования, предъявляемые к САУ: повышение мощности ЭУ за счёт углекислотной турбины и общей вырабатываемой пиковой энергии; требуемый расход

тепловой энергии, подводимой в пиковом режиме от стороннего энергоисточника, не должен превышать 20-30% от тепла, подводимого к рабочему телу от стороннего источника в рассматриваемом техническом решении; повышенная надежность работы установки и снижение стоимости производства энергии за счет резкого (на несколько порядков) снижения подпитки рабочего тела в установку, подаваемого со стороны, исключение зависимости от подвозки рабочего тела на площадку размещения установки; обеспечение полной экологическая безопасность энергоаккумулирующей установки поскольку рабочее тело не выбрасывается в окружающую среду; запасение с помощью тепловых аккумуляторов установки любого требуемого количества энергии, достаточного для обеспечения стабильной бесперебойной работы установки даже в периоды перерыва в подводе тепловой энергии от стороннего источника; обеспечение возможности применения данной установки для выработки пиковой электроэнергии и одновременного снабжения различных объектов тепловой энергией и холодом в режиме разуплотненного графика их потребления; обеспечение возможности аккумулирования провальной ночной энергии, отпускаемой по сниженному тарифу; обеспечение возможности эффективной утилизации сбросного тепла различных тепловых двигателей, а также расширение возможности применения возобновляемых природных источников энергии, обладающих значительным ресурсным потенциалом и, в то же время, высокой неравномерностью поступления их энергии, а также дополнительного повышения эффективности установки в холодные климатические периоды; повышение надежности работы и снижение стоимости изготовления установки за счет умеренных по температуре и давлению параметров рабочего тела; возможность использования уже существующих материалов, технических решений и оборудования, необходимых для её создания; капитальные затраты на сооружение блока с САУ должны быть не выше удельных капитальных затрат, характерных для основного энергоблока. Концепция САУ является принципиально новой, однако основывается на в значительной степени уже отработанных в России и в мире технологиях углекислотных циклов высокого давления, а также сорбционных систем хранения газа.

В разделе 4.2 представлены результаты разработки водоаммиачных регуляторов мощности. Показано, что наибольшая маневренность АЭС при использовании водо-аммиачных систем может быть достигнута при создании водоаммиачных регуляторов мощности (ВАРМ), в которых вся запасенная в период провала нагрузки .тепловая энергия срабатывается в периоды увеличения нагрузки АЭС в сателлитной аммиачной турбине.

Как показали проектные проработки ВАРМ, выполненные применительно к одному из блоков Ленинградской АЭС (ЛАЭС), возможно частичное совмещение функций абсорбера и

генератора в одном конструктивном узле, что сокращает потребное количество колонн и снижает затраты на металл.

Хранение реагентов - аммиака и слабого водоаммиачного раствора - осуществляется при близких к нормальным температуре и давлении и базируется на отработанной технологии создания и эксплуатации сферических емкостей большого объема, в том числе с жидким аммиаком.

Чтобы использовать аммиак после турбины в абсорбере без дополнительных потерь, давление в абсорбере было выбрано 0,2 МПа, однако относительно низкое давление снижает максимальную температуру абсорбции и это не позволяет перегреть аммиак до нужной температуры. В этой связи в схему включён пароперегреватель, перегрев аммиака в котором проводится острым паром турбины, что, как показали проведенные исследования, не является экономически целесообразным. С этой точки зрения более привлекательны турбины, имеющие высокое разделительное давление перед цилиндром низкого давления, что позволит отбирать пар, имеющий меньшую эксергетическую ценность и, следовательно, повысить общую эффективность аккумулирования. К таким турбинам для АЭС с ВВЭР относится К-1000-60/1500 (ПОАТ ХТЗ) с разделительным давлением 10.5 ата, а также ее аналог К-1000-60/1500-2, в которой на один недоотпущенный кВт.ч электроэнергии при отборе пара перед цилиндром низкого давления (ЦНД ) запасается около 4 кВт.ч тепловой энергии, подаваемой в десорбер. Для увеличения глубины разгрузки желательно переключение всего расхода пара, идущего на ЦНД (оставив лишь вентиляционный расход), для подогрева воды промежуточного контура, передающего тепло к теплоприемникам (десорберам) установки ВАРМ.

На рис.8 изображена схема накопителя и пикового контура АЭС, в котором перегрев аммиака проводится в дополнительном водо-аммиачном контуре, давление в абсорбере которого 1,9 МПа, что позволяет перегреть аммиак до 160°С (а не до 85°С, как в более ранних разработках). В конце 80-х годов XX века в соответствии с заданием Минатомэнергопрома СССР по схеме и технологии предложенной автором проведены технико-экономические исследования по использованию ВАРМ применительно к блоку РБМК-1000 (ЛАЭС). Основные проектные проработки были нацелены на многовариантные технические решения по теплотехнологическому оборудованию ВАРМ.

Таблица 5.Термодинамические характеристики растворов (см. рис.8)

Номера Цавление МПа Температура °С Концентрация Энтальпия Расход,

точек кг №1з/кг ■скал/кг кг/кг раствора

[ г 3 4 5 5

1 1,0 20 0,433 -34,2 1,0

1 г 3 4 5 5

1' 1,0 73.3 0,438 19,2 1,00

г 1,0 170 0,030 167 0,57

3 19,10 172 0,03 ■7,4 0,57

3' 19,10 105 0,41 57,2 0,95

4 19.10 25 0,438 -59,6 1

5 1,0 57,4 0,990 332 0.43

5' 1,0 73.3 0,438 346 0,44

5 1,0 25 1,0 25,8 0, 43

8 19,1 47,4 1,0 309 0,43

9 1.0 73 0,438 19,2 0,01

Разработаны конструкции основного оборудования (генератор - адсорбер, ректификационные колонны, сепараторы, теплообменники, пароперегреватель и т.д.), сделан выбор стандартного оборудования (насосы и т.д.) и проведен сметный расчет.

Несколько больший опыт имеется в стране по разработке турбин, работающих на углекислом газе, что заставило рассмотреть вариант ВАРМ-СОг, в котором в качестве испаряемого компонента и рабочего тела турбины служит не аммиак, а углекислота. В этом варианте в качестве абсорбента используют 20-30% водный раствор аммиака либо твёрдые сорбенты (цеолиты или активированные угли). Хранение и транспорт жидкой углекислоты хорошо освоены в промышленности.

Следует отметить, что в связи с низкой теплотой испарения СО2 и высокой теплотой поглощения СО2 в аммиачном растворе в режиме разрядки возникает необходимость утилизации избыточного тепла абсорбции (около 800-900 кДж/кг СО2 ). Один из вариантов -отвод этого тепла на нагрев питательной воды в основной турбине (К-600-6,9/50 или КТ-600-6,9/25) при отключении подогревателей низкого давления, увеличении пропуска на выхлоп и соответствующем увеличении мощности на клеммах генератора. По данным заводов, определенный резерв (до 50%) по пропуску пара в ЦНД имеется.

В этом случае, как и варианте ВАРМ, к.п.д. аккумуляции составит до 80-85%, что даст дополнительную мощность на "пиковой" турбине до 120-150 МВт(эл.) в расчете на один блок при снижении ночной нагрузки блока на 8 ч и работе "пиковой" турбины днем в течение 8-10

ч или 250-300 МВт при работе на пиковой мощности в течение 5 ч при зарядке ночью в течение 10-12 ч.

Проработка ВАРМ-С02 велась для схемы, приведенной на рис. 9.

На 1 кг С02 одновременно в генераторе отгоняются 0,386 кг NH3 и по равновесию с крепким раствором (укнз =0,32,усо2 =0,63) определяется количество флегмы (2,4 кг/кг), что в конечном счете дает расчетное значение тепловой нагрузки генератора (около 10000 кДж/кг NH3 или 3860 кДж/кг С02).

При этом в расчете на 1 кг С02 при степени карбонизации К=200% полная теплота абсорбции при 40°С составляет 1350 кДж/кт С02, что и определяет тепловой режим разрядки. В разрядке тепло абсорбции С02 в растворе аммиака расходуется на испарение и перегрев С02 перед турбиной 14 и на нагрев воды промежуточного контура, передающего тепло в тракт нагрева питательной воды III (в теплообменник ППВ, см. рис.9). Рассчитан процесс 4-ступенчатого близкого к адиабатическому сжатия С02 со ступенями 0,2; 0,4; 0,6; 0,8 и 1,0 МПа. Соответствующая сумма работ по ступеням равна 140 кДж, тепло отведенное суммарное - 153 кДж (в расчете на 1 кг С02). Следовательно, для ВАРМ-С02 с параметрами по табл.5 10Ж* = 208-141=67 кДж/кг q=363-153=210 кДж/кг. Отношение вырабатываемой при разрядке энергии к запасенной (затраченной) при зарядке составит таким образом (31,5+40)/(120+20,2)=0,51, что соответствует характерным значениям альтернативных вариантов энергоаккумуляторов. Важно отметить, что при фиксированных удельных затратах (ценах) прирост к.п.д. должен опережать соответствующий рост капитальных вложений в энергоаккумулятор. Это один из основных критериев при сопоставлении вариантов.

В качестве сорбента С02 могут использоваться не только водоаммиачные растворы, но и твердые углеродные и цеолитовые сорбенты (рис. 10).

На основании результатов проектирования углекислотных энергоустановок (ПОАТ ХТЗ, КиевТЭП, ОПИ, ЛФ Оргэнергострой и др.) было показано, что при переходе от больших (500 МВт) к малым (50 МВт) единичным мощностям технико-экономические показатели углекислотных турбин меняются не так резко, как пароводяных установках. Проектная турбина низкого давления установки УКЭУ-50 имеет мощность 44 МВт при к.п.д. 89,5%. Начальное давление турбины низкого давления - 5,76 МПа.

В расчете на дополнительную мощность, вырабатываемую АЭС в режиме разрядки САУ-С02 (71,5 МВт), удельные капиталовложения в установку составят около 73 дол/кВт. Эта цифра лежит существенно ниже соответствующих показателей альтернативных систем энергоаккумулирования и может рассматриваться как отвечающая требованиям по конкурентоспособности установки со значительным запасом по эффективности.

В разделе 4.3 даны результаты выбора эффективных циклов сорбционного накопления рабочего тела на основе выполненных схемно-конструктивных разработок энергоустановок с высокоэффективным аккумулирующим углекислотным циклом высокого давления. Выполнена разработка решений для одного из возможных вариантов исполнения энергоустановке с высокоэффективным аккумулирующим углекислотным циклом для ЭС, конкурентоспособной по безопасности, экономичности и другим параметрам по отношению к альтернативным энергоисточпикам, в том числе к перспективным теплоаккумуляторам и электростанциям на органическом топливе.

Основные концептуальные решения рассматриваемого варианта САУ состоят в следующем: а) рабочее тело - диоксид углерода (С02, R744) высокого давления (4 МПа) с температурой на входе в турбину до 200 °С; б) схема установки двухконтурная, с использованием во втором контуре углекислотного цикла высокого давления с сорбционным накоплением рабочего тела для обеспечения высоких значений КПД накопления энергии; в) компоновка основного оборудования петлевая; г) аккумулятор рабочего тела выполнен в ёмкости большого объёма с размещенными внутри теплообменными поверхностями на основе заполнения сорбентом в виде свободной засыпки с поперечно-осевым течением рабочего тела; д) теплообменники перегрева СОг размещаются в аппаратах, пристыкованных к источнику утилизируемого тепла; е) парогенераторы СО2 - секционные микроканального сотового типа прямоточного типа с генерацией пара в межпластинчатом пространстве (направление движения рабочего тела снизу вверх).

Энергоустановка САУ использует в качестве источника тепловой энергии сбросное тепло основного энергоисточника, в качестве которого могут быть использованы энергокомплекс с плавучей АЭС (ПАТЭС), установки с возобновляемыми источниками энергии, а также работает в сочетании с газотурбинными (ГТУ) установками или энергоустановками на основе двигателей внутреннего сгорания (ДВС).

Использование в качестве рабочего тела диоксида углерода (СО2, R744) высокого давления (4 МПа), имеющего ряд специфических свойств, создает ряд преимуществ: СО2 не ядовит, не испытывает при работе САУ химических превращений, не диссоциирует, не является пожаро- взрывоопасным, имеет хорошие теплопередающие свойства, не разрушает озоновый слой, имеет самый низкий среди применяемых рабочих веществ потенциал глобального потепления. СОг в рабочем диапазоне температур и давлений химически инертен, отсутствуют химические реакции с конструкционными материалами.

Локализация рабочего тела при авариях с разгерметизацией рабочего контура и защита САУ от внешних воздействий не требуются. Даже в случае полной потери СОг отсутствует необходимость в эвакуации населения, проживающего в районе расположения станции.

Показано, что использование вышеназванных технологий позволяет: увеличить КПД аккумулирования энергии, что определяет резкое снижение тепловых сбросов в окружающую среду на единицу произведенной энергии и улучшает технико-экономические показатели; обеспечить высокий уровень безопасности, исключающий ограничение на размещение САУ вблизи крупных населённых пунктов; продемонстрировать конкурентоспособность энергоустановки с САУ на мировом рынке коммерческого производства электроэнергии с более низкой стоимостью производимой электроэнергии по отношению к альтернативным энергоисточникам (электростанциям на органическом топливе, в том числе и к перспективным, использующим комбинированный парогазовый цикл). Основные технические характеристики реакторной установки САУ приведены в таблице 6.

Таблица 6. Основные технические характеристики энергетической установки САУ (в варианте применительно к одной РУ КЛТ-40 на ПАТЭС)

Наименование Значение

1.Тип турбины 2. Схема преобразования энергии 3. Электрическая мощность установки, максимальная, МВт 4. Тепловая мощность, подводимая от РУ, МВт: в пиковом режиме в режиме ночного снижения Углекислотная с противодавлением Двухконтурная с выработкой газообразного С02 высокого давления и низких температурных параметров 26 30 15

5. контур подвода тепла 5.1. Теплоноситель первого контура 5.2. Давление контура, МПа 5.3. Температура пара первого контура на входе 5.4. Потери давления, МПа, не более вода 5.3 285 0,5

5. Углекислотный контур 5.2. Рабочее тело 5.3. Мощность турбины (детандера), МВт 5.3. Давление перегретого С02 за ПГ, МПа 5.4. Температура перегретого С02 за ПГ, °С 5.5. Температура С02 на выходе из ХРТ, °С 5.6. Давление С02 на входе в APT, МПа 5.7. Температура СОг на входе / выходе компрессора, °С СОг высокого давления 26 4.0 180 -0.4 0.2 20/111

6. Базовый режим работы 7. Назначенный срок службы, лет 8. Средний за срок службы КИМ, не менее 100%NHOM 60 0,87

Основные выводы

1. Проведено комплексное системное исследование различных технологий производства водорода, получены оценки их эффективности в приложении к ядерным энергоисточникам, определены ограничения по применимости термохимических циклов разложения воды, в том числе впервые показана практическая неэффективность применения серно-иодного цикла в ядерно-технологическом комплексе производства водорода;

2. Применительно к реакторной установке МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл) определены технологические решения, схема и параметры процесса производства водорода из воды и природного газа.

3. Проведено комплексное исследование требований и возможностей систем аккумулирования энергии, обеспечивающих увеличение доли АЭС в энергосистемах, показана необходимость создания накопителей энергии с низкими удельными капитальными затратами, суммарная мощность которых для сбалансированности работы энергосистем должна составлять 10-15 % суммарной установленной мощности АЭС и ТЭС.

4. Разработана схема и определены основные технические решения по маневренной АЭС с ВТГР на основе применения бинарного парогазового цикла с хемотермическим аккумулированием, позволяющего не только получить высокую тепловую экономичность, но и обеспечить процесс конверсии метана технологическим паром, утилизировать теплоту охлаждения смеси Н2 и СО и рационально использовать аккумулированную теплоту. Определены параметры и конструктивные характеристики газовой и паровой турбин.

5. Показано, что разработанная схема АЭУ позволяет при постоянной мощности реактора в 1000 МВт (тепл) изменять нагрузку блока в диапазоне от 240 до 560 МВт со среднесуточным КПД около 42%.

6. Применительно к задачам теплофикации предложена схема АТЭЦ на базе ГТУ с ВТГР, исследования которой определили схемы, параметры и способы компоновки оборудования.

7. Применительно к схеме атомных станций дальнего теплоснабжения с хемотермической передачей тепла определены основные технические решения, схемы и технологические параметры по контуру конверсии метана.

8. Применительно к разработанной схеме передачи тепла для установки МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл) выявлены факторы радиационной и

пожаровзрывобезопасности, найдены и рекомендованы технологические решения по их обеспечению применительно к атомно-водородному комплексу производительностью более 400 тыс. т водорода/год.. 9. В результате комплексных исследований найден и рекомендован для практического применения диапазон рабочих параметров сорбционной аккумулирующей установки, обеспечивающих наибольший эффект в режиме аккумулирования низкопотенциального тепла ЯЭИ.

Основное содержание диссертации отражено в следующих рецензируемых публикациях:

1. Столяревский А.Я. Аккумулирование вторичной энергии,- В сб. Атомно-водородная энергетика и технология.- - М.:Энергоатомиздат,1980.вып.4, С.60-126.

2. Столяревский А.Я. Ядерно-технологические комплексы на основе высокотемпературных реакторов. / Монография. - М.:Энергоатомиздат,1988, (С.150, 9.3 п.л.).

3. Столяревский А.Я., Хемотермические циклы и установки аккумулирования энергии. // International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, IJAEE. -2005.№3(23). C.33-46.

4. A.Stolyarevskiy, Concept and Status of Efforts to Create Nuclear Hydrogen in Russia. Report to ANS Embedded Topical on "Safety and Technology of Nuclear Hydrogen Production, Control and Management" (ST-NH2). Boston, MA, June 26,2007

5. A. Stolyarevskiy, The effective technology of hydrogen production in the transition, Report on II International Forum «Hydrogen technologies for the developing world » held in conjunction with 9th meeting of the Steering Committee of the IPHE. April 22-23, 2008. Moscow, «President Hotel»

6. A. Stolyarevskiy, Novel technology for syn-gas and alternative fuel production, GAFF-2005

7. A. Stolyarevskiy, Innovative natural gas reforming for hydrogen production, Report to Intnl. Forum "Hydrogen technologies for energy production", Moscow, 6-10 Febr. 2006.

8. Столяревский А.Я., Технология получения синтез-газа для водородной энергетики// International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, ISJAEE .-2005.2(22). C.26-32

9. Столяревский А.Я., Бескислородное производство синтез-газа и альтернативных моторных топлив на его основе с использованием адиабатической конверсии природного газа. В сб. тезисов докл. Межд. Конф. «Альтернативные источники энергии для транспорта и энергетики больших городов», М.,2005:Изд-во Прима-Пресс, С.81-83.

10. Столяревский А.Я. Технология производства водородо-метановой смеси для автотранспорта.//Наука и техника в газовой промышленности.№3,2008, С.73-80.

11. Столяревский А.Я. Производство альтернативного топлива на основе ядерных энергоисточников.//Российский химический журнал.№ 6,2008, t.LII. УДК 661.961:621.039.576.

12. Пономарев-Степной H.H., Столяревский А.Я., Пахомов В.П.. Атомно-водородная энергетика. Системные аспекты и ключевые проблемы. /Монография.-М.:Энергоатомиздат, 2008. С. 108 (вклад автора -4 п.л.)

13. Патент - 2273742 РФ, МПК6 F 01К25/06. Энергоаккумулирующая установка / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС,- N 2004126596/06; Заяв. 2004.09.03; Опубл. 2006.04.10, Бюл. N 10.

14. Патент - 2274600 РФ, МПК6 С 01B3/38. Способ многостадийного получения синтетического газа / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС.- N 2004126507/15; Заяв. 2004.09.03; Опубл. 2006.04.20, Бюл. N11.

15. А. с. 685042 СССР, МПК6 G21D3/12. Ядерная энергетическая установка/ А.Я.Столяревский;- N 2489246; Заяв. 1977.05.24; зарегистр. 1979.05.14, Госреестр изобретений.

16. Патент - 2214634 РФ, МПК6 G21C9/06. Система послеаварийной инертизации/ А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС,- N 2001122034/06; Заяв. 2001.08.08; Опубл. 2003.10.20, Бюл. N 22.

17. Патент - 2214633 РФ, МПК6 G21C1/03. ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА, АКТИВНАЯ ЗОНА И СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС,- N 2001122033/06; Заяв. 2001.08.08; Опубл. 2003.04.20, Бюл. N6.

18. Патент - 2183310 РФ, МПК6 F28D15/02. Устройство термостабилизации/ А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС.- N 2000127255/06; Заяв. 2000.10.31; Опубл. 2002.06.10, Бюл. N 10.

19. Патент - 2173661 РФ, МПК6 B65D83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ГАЗА И УСТРОЙСТВО ЗАПРАВКИ ГАЗОНАПОЛНЯЕМЫХ ИЗДЕЛИЙ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС,-N99124236/13; Заяв. 1999.11.12; Опубл. 2001.09.20, Бюл. N 16.

20. Патент - 2171765 РФ, МПК6 B65D83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ГАЗА И СПОСОБ ЕЕ ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС,- N 2000104684/13; Заяв. 2000.02.29; Опубл. 2001.08.10, Бюл. N 14.

21. Патент - 2171214 РФ, МПК6 B65D83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ГАЗА И СПОСОБ ЕЕ ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС,- N 99124241/13; Заяв. 1999.11.12; Опубл. 2001.07.27, Бюл. N 12.

22. Патент - 2157780 РФ, МПК6 B65D83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ГАЗА И СПОСОБ ЕЕ ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС,- N 99112244/13; Заяв. 1999.06.03; Опубл. 2000.10.20, Бюл. N 14.

23. Патент - 2157780 РФ, МПК6 F16K15/14. ПЕРЕПУСКНОЕ КЛАПАННОЕ УСТРОЙСТВО / А.Я.Столяревекий; Центр КОРТЭС.- N 94030503/06; Заяв. 1994.08.10; Опубл. 1998.02.20, Бюл. N 2.

24. Патент - 2157780 РФ, МПК6 B65D83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ГАЗА И СПОСОБ ЕЕ ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС.- N 99112244/13; Заяв. 1999.06.03; Опубл. 2000.10.20, Бюл. N 14.

25. Патент - 6770118 США, B65D83/14. GAS STORAGE CAPSULE AND METHOD FOR FILLING SAID CAPSULE / Anatoly Stolyarevsy; Center CORTES.- N 10/064924; Заяв. 2002.08.29 ; Опубл. 2004.08.03, USPTO.

26. Столяревский А.Я., Аваков В.Б., Касаткин М.А.,.Хуснутдинов В.А. Регулирующая энергетическая установка для систем промышленного и коммунального электроснабжения на базе электрохимического генератора с замкнутым водородным циклом.//Электросистемы.№4,2007,С.24-28.

27. Столяревский А.Я., Энергоаккумулирующая установка. // Изобретатели машиностроению. - 2008.№2(47).-С.48-51.

28. Столяревский А.Я., Верхивкер Г.П., Кравченко В.П. и др. О схемах хемотермической части АЭТС с высокотемпературными реакторами // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.З, М., 1985, с. 22-24.

29. Столяревский А.Я., Хуснутдинов В.А., Касаткин М.А., Регулирующие энергетические установки на базе электрохимических генераторов и формирование территориальной водородной инфраструктуры. // International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, ISJAEE, №4, 2007, C.l 10-118.

30. Столяревский А.Я., Чабак А.Ф., Прохоров, А.Ф.,Николаевский В.Б. Исследования водородной проницаемости материалов термоконверсионных агрегатов // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.З, М., 1980, с. 42-44.

31. Столяревский А.Я., Федотов И.Л., Сявриков А.Я. Анализ возможностей создания термоконверсионного агрегата с вынесенным реакционным объемом // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, выи. 1(8), М., 1981, с. 1011.

32. Столяревский А.Я., Костин В.И., Кодочигов Н.Г., Васяев A.B., Кузнецов Л.Е., Пономарев-Степной H.H., Кухаркин Н.Е. МГР-Т - инновационная ядерная технология для

40

комбинированного производства водорода и электроэнергии. Доклад на Второй Российской научно - технической конференции "Материалы ядерной техники" (МАЯТ-2) : Рос. конф, 1923 сент. 2005 г., Агой (Краснодар, край).: Тез. докл.. -М.: РИО ВНИИНМ, 2005.

33. Столяревский А.Я., Проценко А.Н., Маргулис У .Я., Хрулёв A.A. и др. Оценка возможного радиационного воздействия при использовании водорода, получаемого на АЭТУ с ВТГР // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.1(5),М„ 1979, с. 80-85.

34. Столяревский А.Я., Пономарев-Степной H.H., Проценко А.Н., Кирюшин А.И. Особенности обеспечения безопасности опытно-промышленной атомной энергетической установки ВГ-400// Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.2, М., 1988, с. 20-38.

35. Столяревский А.Я., Бескислородное производство синтез-газа и альтернативных моторных топлив на его основе с использованием адиабатической конверсии природного газа. В сб. тезисов докл. Межд. Конф. «Альтернативные источники энергии для транспорта и энергетики больших городов», М.,2005: Изд-во Прима-Пресс, С.81-83.

36. СтоляревскийА.Я., Кузьмин И.И. Перспективы ядерной энергетики // Энергия: Экономика, техника, экология.- 1985.№4,С.44-51.

37. Столяревский А.Я., Михайлова С.А., Брун-Цеховой А.Р., Кацобашвили Я.Р. и др. Об одном из перспективных направлений совершенствования процесса паровой конверсии углеводородов // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.2(9), М., 1981, с. 96-98.

38. Столяревский А.Я., Хуснутдинов В.А., Инновационные технологии атомно-водородной энергетики в проекте «Бакчарская сталь», International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, ISJAEE, №11(55), 2007.pp.114-123.

39. Столяревский А.Я., Михайлова C.A., Дорошенко H.A., Проценко A.H., Алексеев A.M. Возможные пути использования тепловой энергии высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ВГ-400 для производства аммиака// Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.2(7), М., 1980, с. 21-24.

40. Столяревский А.Я., Верхивкер Г.П., Кравченко В.П. и др. О схемах хемотермической части АЭТС с высокотемпературными реакторами // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.З, М., 1985, с. 22-24.

41. Столяревский А.Я., Митенков Ф.М., Кодочигов Н.Г., Васяев A.B., Головко Г.Ф., Кузнецов Л.Е., Пономарев-Степной H.H., Кухаркин Н.Е. Возможность промышленного внедрения РУ с ВТГР для промышленного производства водорода. //Тяжелое машиностроение.- 2007.№3, С.24-28.

42. Столяревский А.Я., Мелентьев JI.A., Пономарев-Степной H.H., Назаров Э.К., Перспективы создания хемотермических систем теплоснабжения на базе высокотемпературных ядерных реакторов.- В сб. Атомно-водородная энергетика и технология,- М.:Энергоатомиздат, 1983,вып.5,С.44-71.

43. Столяревский А.Я., Пономарев-Степной H.H., Проценко А.Н., Гребенник В.Н. Перспективы комплексного использования энергии ядерных реакторов в черной металлургии// Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.1, М., 1976, С. 115-134.

44. Столяревский АЛ., Пахомов В.П., Волощенко Г.П., Мележко Е.В., Атомно-водородная энергетика - энергетика будущего// Бюлл. по атомной энергии. 2003.№5.С.23-32.

45. Столяревский А.Я., Михайлова С.А., Галактионов И.В., Черняев В.А. и др. Вопросы эффективного дальнего теплоснабжения с помощью хемотермических систем // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.1(8), М., 1981, с. 44-47.

46. Large Scale Nuclear Hydrogen&Power Plant based on Helium Cooled Nuclear Reactor MGR-T/N.N. Ponomarev-Stepnoy, N.E.Kukharkin, AnatolyYa. Stolyarevskiy,F.M. Mitenkov, N.G.Kodochigov,A.V.Vasyaev,V.F.Golovko //The report 2.1 HP201 at the IHEC-2005, Istanbul, 13-15 July 2005.

47. Столяревский А.Я., Малевский A.JI., Владимиров B.T., Наумов Ю.В. Выбор состава и параметров оборудования АТЭЦ с ВТГР на базе ГТУ // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Ядерная техника и технология, вып.2, М., 1990, с. 12-15.

48. Столяревский А.Я., Малевский А.Л., Владимиров В.Т. Влияние компановочных решений оборудования первого контура на параметры газотурбинной АТЭЦ с ВТГР// Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.З, М., 1988, с. 10-12.

49. Столяревский А.Я., Пономарев-Степной H.H., Проценко А.Н., Перспективы создания атомных энергоустановок с хемотермическим аккумулированием тепловой энергии, - В сб. Атомно-водородная энергетика и технология,- М.:Энергоатомиздат, 1979,вып.2,С. 184-183.

50. Столяревский А.Я., Проценко А.Н., Шевелев Я.В. Развитие атомной энергетики СССР.// Атомная наука и техника СССР/под общей ред. А.М.Петросьянца. М., Энергоатомиздат, 1987, с. 26-35.

51. A.Ya. Stolyarevskiy, N.N.Ponomarev-Stepnoy, A.N.Protsenko, E.K.Nazarov et al, Problems of attracting nuclear energy resources in order to provide economical and rational consumption of fossil fuels//Int. J. Hydrogen Energy. 1990. vol.15, No.l.P.45-54.

52. Столяревский А.Я., Пономарев-Степной H.H. Атомно-водородная энергетика// Экономика России-XXl век.-2003. №5(13).

53. Столяревский А.Я., Назаров Э.К. Энерготехнологическое применение высокотемпературных ядерных реакторов.- В сб. Атомно-водородная энергетика и технология.- М.:Энергоатомиздат,1980.вып.З,С.58-129.

54. Столяревский А.Я., Ольховский Г.Г., Пономарев-Степной H.H., Проценко А.Н., Чернецкий Н.С., Курочкин Ю.П., Афанасьев Б.П., Рублев В.Я., Комаров Е.В. Манёвренный энергоблок с газоохлаждаемым реактором// Теплоэнергетика.-1981 ,.№8,С. 11-16.

600 тао т т у

г н,о/сн<

Рис. 1. Диаграмма равновесия (сухой конвертированный газ) Рис. 2. Схема пиковой генерации пара

ЗОО'С

.тр.т'с (Шло

Вшмоеательпый парогенератор

иетанатор 210'с

чхай гхсог ¡XV, -1 Г

ВПГ 55МВт

100 200 300 0,МВтр)

Рис. 3. С}—Т-диаграмма вспомогательного парогенератора-метанатора

Рис. 4. Принципиальная тепловая схема. 1 - реактор; 2- высокотемпературный теплообменник; 3 - газовая турбина; 4- компрессор; 5- основной парии генератор; 6-паровая турбина; 7 -паровой пароперегреватель; 8 - подогреватель низкого давления; 9-аппарат утилизации теплоты; 10 - парогенератор низкого давления; // - регенератор; 12 -влагоотделитель; 13- газохранилище; 14- метанатор; 15 - вспомогательный парогенератор; 16 - химическая очистка отселарированной воды; 17-электрический генератор паротурбинной установки; 18 - конденсатор; 19 - питательный насос; 20 - электрический генератор ГТУ; / — гелий; // — вода; /// — пар; 1У-СН4; У-СО+ЗН2.

т во кс /70 но т гя> г Рис. 5. Связь параметров и показателей установки в базовом режиме.

по шо w гоо гт ш на'с Рис.б. Диаграмма режимов установки

Рис. 7. Принципиальная схема АТЭЦ с ВТГР на базе ГТУ: 1 -ВТГР; 2 — турбина; 3 -паровой охладитель газа; 4 - сетевой охладитель газа; 5 - концевой охладитель газа; 6 и 8 -компрессоры; 7 - промежуточный охладитель газа; 9 - генератор; 10 - насосы; 11 - сухая градирня; 12 - сетевой подогреватель; 13 - парогенератор; 14 - регенератор.

Рис.8. Водоаммиачный накопитель энергии на АЭС

1 - редукционно-охлаждающее устройство; 2 - теплообменник «пар-вода» промежуточного контура; 3 - насос промежуточного контура; 4 - расширительный бак; 5 -генератор низкого давления; 6 - дефлегматор;

7 - теплообменник «крепкий - слабый раствор»; 8 - насос крепкого раствора; 9- хранилище крепкого раствора; 10 - конденсатор аммиака; И - хранилище аммиака; 12 -испаритель аммиака; 13 - абсорбер низкого давления; 14 - аммиачная турбина; 15 -охладитель крепкого раствора; 16 - хранилище слабого раствора; 17 - насос аммиака; 19 -пароперегреватель- абсорбер высокого давления; 20 - генератор высокого давления.

Рис.9. Схема ВАРМ-С02

I - редукционно-охлаждающее устройство; 2 - теплообменник пар-вода промежуточного контура; 3 - насос промежуточного контура; 4 - расширительный бак; 5 - генератор высокого давления; 6 - дефлегматор; 7 - теплообменник «крепкий - слабый раствор»; 8 -насос крепкого раствора; 9- хранилище крепкого раствора; 10 - конденсатор углекислоты;

II - хранилище СОг; 12 - испаритель углекислоты; 13 - абсорбер низкого давления; 14 -углекислотная турбина; 15 - охладитель крепкого раствора; 16 - хранилище слабого раствора; 17 - насос аммиака; 19 - пароперегреватель.

Рис. 10. Упрощенная принципиальная схема САУ

Турбина 1, приемник - аккумулятор рабочего тела (APT) 2, аккумулятор -хранилище сжиженного рабочего тела (ХРТ) 3, основной нагнетатель -главный циркуляционный насос 4, нагревающий теплообменник -парогенератор-пароперегреватель 5, приемник рабочего тела 2, встроенный теплообменник 51, компрессор 6, охлаждающий теплообменник 7.

список

Научных трудов

Ведущего научного сотрудника ОтВЭ Института ядерных реакторов РНЦ «Курчатовский институт» Столяревского Анатолия Яковлевича

1. Столяревский А .Я., Легасов В. А., Пономарев-Степной H.H., Проценко А.Н. др. Сравнительная оценка возможностей использовани высокотемпературного и низкотемпературного реакторов для производств стали при электролитическом получении водорода// Препринт ИАЭ им Курчатова, ИАЭ-2577. М., 1975.

2. Проценко А.Н., Столяревский А.Я. К проблеме передач высокопотенциального тепла от реактора к технологическому контуру.- В сб Атомно-водородная энергетика и технология.- М. Энергоатомиздат, 1978.вып. 1,С. 150-183.

3. Столяревский А.Я., Пономарев-Степной H.H., Проценко А.Н. Выбор схемы и мощности атомных энерготехнологических станций различного назначения н базе ВТГР// Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.1(6), М., 1980, с. 19-27.

4. N.N. Ponomarev-Stepnoy, A.N. Protsenko, A.Ya. Stolyarevsky, Yu.F. Chernilin. Aspects of Strategy of HTGR Introduction into Hydrogen Energy. Int. J. Hydrogen Energy, vol. 8, No. 11/12, pp. 881-889, 1983.

5. Пономарев-Степной H.H., Столяревский А.Я. Атомно-водородная энергетика. Водород и Атом - путь к чистой энергетике. Доклад: 2й международный симпозиум «Безопасность и экономика водородного транспорта», г. Саров, Россия, 18-21 августа 2003г. (Сб. тезисов Второго Международного Симпозиума «Безопасность и экономика водородного транспорта». IFSSEHT-2003.)

6. Пономарев-Степной H.H., А.Я. Столяревский А.Я., Атомно-водородная энергетика, Научно-практический межотраслевой журнал «Интеграл», №5(13), 2003 г.

7. Пономарев-Степной Н.Н., Столяревский А.Я., Атомно-водородная энергетика, International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, ISJAEE, №3(11), 2004.C.5-10.

8. Митенков Ф.М., Кодочигов Н.Г., Васяев A.B., Головко В.Ф., Пономарев-Степной Н.Н., Кухаркин Н.Е., Столяревский А.Я. Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор - энергоисточник для промышленного производства водорода. //Атомная энергия.- 2004.-т. 97, вып. 6.- С. 432-446.

9. Пономарев-Степной Н.Н., Столяревский А.Я., От мега- к гигапроектам // «Экономика России-XXl век», №22, 2006 г.

10.Столяревский А.Я. Аккумулирование вторичной энергии.- В сб. Атомно-водородная энергетика и технология.- - М.:Энергоатомиздат,1980.вып.4,С.60-126.

11.Столяревский А.Я. Ядерно-технологические комплексы на основе высокотемпературных реакторов. / Монография. - М.:Энергоатомиздат,1988.

12.Пономарев-Степной Н.Н., Столяревский А.Я., Атомно-водородная энергетика// Экономика России-XXl век.-2003. №5(13).

1 З.Назаров Э.К., Столяревский А.Я. Энерготехнологическое применение высокотемпературных ядерных реакторов.- В сб. Атомно-водородная энергетика и технология,- М.:Энергоатомиздат,1980.вып.З,С.58-129.

14.Столяревский А.Я., Ольховский Г.Г., Пономарев-Степной Н.Н. и др. Манёвренный энергоблок с газоохлаждаемым реактором// Теплоэнергетика.-1981,.№8,С.11-16.

15.N.N.Ponomarev-Stepnoy, A.N.Protsenko, A.Ya. Stolyarevskiy, E.K.Nazarov et al, Problems of attracting nuclear energy resources in order to provide economical and rational consumption of fossil fuels// Int. J. Hydrogen Energy. 1990. vol.15, No.l.P.45-54.

16.Столяревский А.Я., Проценко A.H., Шевелев Я.В. Развитие атомной энергетики СССР.// Атомная наука и техника СССР/под общей ред. А.М.Петросьянца. М., Энергоатомиздат, 1987, с. 26-35.

17.Костин В.И., Кодочигов Н.Г., Васяев A.B., Кузнецов JI.E., Пономарев-Степно! H.H., Кухаркин Н.Е., Столяревский А.Я. Атомно-водородная энергетика ш основе инновационных ядерных технологий. Доклад на Европейской Ядерно' Конференции, 2005 г., Версаль, Франция, 11-14 декабря 2005 г.

18.Столяревский А.Я. и др. Атомно-водородная энергетика - энергетик будущего// Бюлл. по атомной энергии. 2003.№5.С.23-32.

19.Столяревский А.Я., Михайлова С.А., Галактионов И.В., Черняев В.А. и др Вопросы эффективного дальнего теплоснабжения с помощь хемотермических систем // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно водородная энергетика и технология, вып. 1(8), М., 1981, с. 44-47.

20.Large Scale Nuclear Hydrogen&Power Plant based on Helium Cooled Nucle Reactor MGR-T/N.N. Ponomarev-Stepnoy, N.E.Kukharkin, AnatolyY Stolyarevskiy,F.M. Mitenkov, N.G.Kodochigov,A.V.Vasyaev,V.F.Golovko //T report 2.1 HP201at the IHEC-2005, Istanbul, 13-15 July 2005.

21.Столяревский А.Я., Малевский A.JI., Владимиров B.T., Наумов Ю.В. Выбо состава и параметров оборудования АТЭЦ с ВТГР на базе ГТУ // Вопрось атомной науки и техники, сер.: Ядерная техника и технология, вып.2, М. 1990, с. 12-15.

22. Столяревский А.Я., Малевский A.JL, Владимиров В.Т. Влияни компановочных решений оборудования первого контура на параметрь газотурбинной АТЭЦ с ВТГР// Вопросы атомной науки и техники, сер. Атомно-водородная энергетика и технология, вып.З, М., 1988, с. 10-12.

23.Пономарев-Степной H.H., Проценко А.Н., Столяревский А.Я. Перспективь создания атомных энергоустановок с хемотермическим аккумулирование тепловой энергии.- В сб. Атомно-водородная энергетика и технология. М.:Энергоатомиздат, 1979,вып.2,С. 184-183.

24. Столяревский А.Я., Хемотермические циклы и установки аккумулировани энергии. // International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology IJAEE. -2005.№3(23). C.33-46.

25.Столяревский А.Я., Мелентьев Л.А., Пономарев-Степной Н.Н., Назаров Э.К., Перспективы создания хемотермических систем теплоснабжения на базе высокотемпературных ядерных реакторов,- В сб. Атомно-водородная энергетика и технология,- М.:Энергоатомиздат,1983,вьш.5,С.44-71.

26.Столяревский А.Я., Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н., Гребенник В.Н. Перспективы комплексного использования энергии ядерных реакторов в черной металлургии// Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.1, М., 1976, с. 115-134.

27.Митенков Ф.М., Кодочигов Н.Г., Васяев А.В., Головко Г.Ф., Кузнецов Л.Е., Пономарев-Степной Н.Н., Кухаркин Н.Е., Столяревский А.Я. Возможность промышленного внедрения РУ с ВТГР для промышленного производства водорода. //Тяжелое машиностроение.- 2007,№3.

28.A.Stolyarevskiy, Concept and Status of Efforts to Create Nuclear Hydrogen in Russia. Report to ANS Embedded Topical on "Safety and Technology of Nuclear Hydrogen Production, Control and Management" (ST-NH2). Boston, MA, June 26, 2007

29. A. Stolyarevskiy, The effective technology of hydrogen production in the transition, Report on II International Forum « Hydrogen technologies for the developing world » held in conjunction with 9th meeting of the Steering Committee of the IPHE. April 22-23, 2008. Moscow, «President Hotel»

30.Столяревский А.Я., Хуснутдинов B.A., Инновационные технологии атомно-водородной энергетики в проекте «Бакчарская сталь», International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, ISJAEE, №11(55), 2007.pp.l 14-123.

31.Столяревский А.Я., Михайлова C.A., Дорошенко H.A., Проценко А.Н., Алексеев A.M. Возможные пути использования тепловой энергии высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ВГ-400 для производства аммиака// Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.2(7), М., 1980, с. 21-24.

32.Столяревский А.Я., Верхивкер Г.П., Кравченко В.П. и др. О схемах хемотермической части АЭТС с высокотемпературными реакторами //

Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.З, М., 1985, с. 22-24.

33.A. Stolyarevskiy, Novel technology for syn-gas and alternative fuel production, GAFF-2005

34.A. Stolyarevskiy, Innovative natural gas reforming for hydrogen production, Report to Intnl. Forum "Hydrogen technologies for energy production", Moscow, 6-10 Febr. 2006.

35.Столяревский А.Я., Технология получения синтез-газа для водородной энергетики// International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, ISJAEE .-2005.2(22). C.26-32

36.Столяревский А.Я., Бескислородное производство синтез-газа и альтернативных моторных топлив на его основе с использованием адиабатической конверсии природного газа. В сб. тезисов докл. Межд. Конф. «Альтернативные источники энергии для транспорта и энергетики больших городов», М.,2005: Изд-во Прима-Пресс, С.81-83.

37.СтоляревскийА.Я., Кузьмин И.И. Перспективы ядерной энергетики // Энергия: Экономика, техника, экология,- 1985.№4,С.44-51.

38.Столяревский А.Я., Михайлова С.А., Брун-Цеховой А.Р., Кацобашвили Я.Р. и др. Об одном из перспективных направлений совершенствования процесса паровой конверсии углеводородов // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.2(9), М., 1981, с. 96-98.

39.Application of the methane-hydrogen fuel compositions (MHFC) for a vehicle with high ecological quality. Shelisch P.B. , Ramenskiy A.Yu.,Stolyarevskiy A.Ya., Nefedkin S.I. Report on II International Forum « Hydrogen technologies for the developing world » held in conjunction with 9th meeting of the Steering Committee of the IPHE. April 22-23,2008. Moscow, «President Hotel».

40.Костин В.И., Кодочигов Н.Г., Васяев A.B., Кузнецов JI.E., Пономарев-Степной Н.Н., Кухаркин Н.Е., Столяревский А.Я. МГР-Т - инновационная ядерная технология для комбинированного производства водорода и электроэнергии. Доклад на Второй Российской научно - технической

конференции "Материалы ядерной техники" (МАЯТ-2): Рос. конф, 19-23 сент. 2005 г., Агой (Краснодар, край).: Тез. докл.. -М.: РИО ВНИИНМ, 2005.

41.Столяревский А .Я., Проценко А.Н., Маргулис У .Я., Хрулёв А. А. и др. Оценка возможного радиационного воздействия при использовании водорода, получаемого на АЭТУ с ВТГР // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.1(5), М., 1979, с. 80-85.

42.Столяревский А.Я., Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н., Кирюшин А.И. Особенности обеспечения безопасности опытно-промышленной атомной энергетической установки ВГ-400// Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.2, М., 1988, с. 20-38.

43.A.Stolyarevskiy, Concept and Status of Efforts to Create Nuclear Hydrogen in Russia. Report to ANS Embedded Topical on "Safety and Technology of Nuclear Hydrogen Production, Control and Management" (ST-NH2). Boston, MA, June 26, 2007

44.Столяревский А.Я., Чабак А.Ф., Прохоров, А.Ф.,Николаевский В.Б. Исследования водородной проницаемости материалов термоконверсионных агрегатов // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.З, М., 1980, с. 42-44.

45.Столяревский А.Я., Федотов И.Л., Сявриков А.Я. Анализ возможностей создания термоконверсионного агрегата с вынесенным реакционным объемом // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.1(8), М., 1981, с. 10-11.

46.Столяревский А.Я., Хуснутдинов В.А., Касаткин М.А., Регулирующие энергетические установки на базе электрохимических генераторов и формирование территориальной водородной инфраструктуры. // International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, ISJAEE, №4, 2007, C.110-118.

47.Столяревский А.Я., Верхивкер Г.П., Кравченко В.П. и др. О схемах хемотермической части АЭТС с высокотемпературными реакторами //

s>

Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.З, М., 1985, с. 22-24.

48.Аваков В.Б., Касаткин М.А, Столяревский А.Я.,Хуснутдинов В.А. Регулирующая энергетическая установка для систем промышленного и коммунального электроснабжения на базе электрохимического генератора с замкнутым водородным циклом.//Электросистемы.№4,2007,С.24-28.

49.Столяревский А.Я., Энергоаккумулирующая установка. // Изобретатели -машиностроению. - 2008.№2(47).-С.48-51.

50.Патент - 2273742 РФ, МГЖ6 F 01К25/06. Энергоаккумулирующая установка / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС.- N 2004126596/06; Заяв. 2004.09.03; Опубл. 2006.04.10, Бюл. N 10.

5 I.A. с. 1373046 СССР, МПК6 G21D1/00. Водоаммиачная пиковая энергетическая установка/ Верхивкер Г.П., Кравченко В.П., А.Я.Столяревский и др.; Одесский политехнический институт,- N 4086666; Заяв. 1986.07.14; зарегистр. 1987.10.08, Госреестр изобретений.

52.Патент - 2274600 РФ, МПК6 С 01B3/38. Способ многостадийного получения синтетического газа / АЛ.Столяревский; Центр КОРТЭС.- N 2004126507/15; Заяв. 2004.09.03; Опубл. 2006.04.20, Бюл. N11.

53.А. с. 897037 СССР, МПК6 G21D1/00. Ядерная энергетическая установка/ Пономарев-Степной H.H., Проценко А.Н., А.Я.Столяревский и др.; - N 2932952/25; Заяв. 1980.06.06; Опубл. 1999.03.27, Бюл. N 2.

54.А. с. 801740 СССР, МПК6 G21C1/01. Активная зона высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора/ Проценко А.Н., А.Я.Столяревский, Попов С.В. и др.; - N 2802960; Заяв. 1979.07.27; зарегистр. 1981.01.01, Госреестр изобретений.

55.А. с. 1148502 СССР, МПК6 G21D1/00. Ядерная энергетическая установка / Ларин Е.А., А.Я.Столяревский, Онищенко В.Я. и др.; Саратовский политехнический институт- N 3612992; Заяв. 1983.07.01; зарегистр. 1984.12.01, Госреестр изобретений.

56.А. с. 668483 СССР, МПК6 G21D3/12. Ядерная энергетическая установка/ Пономарев-Степной H.H., Проценко А.Н., А.Я.Столяревский и др.;.- N 2489245; Заяв. 1977.05.24; зарегистр. 1979.02.22, Госреестр изобретений.

57.А. с. 1207314 СССР, МПК6 G21D1/00. Ядерная энергетическая установка / Ларин Е.А., АЛ.Столяревский, Онищенко В.Я. и др.; Саратовский политехнический институт,- N 3612379; Заяв. 1983.06.30; зарегистр. 1985.09.22, Госреестр изобретений.

58.А. с. 1251639 СССР, МПК6 G21D1/00. Способ передачи тепловой энергии/ Легасов В.А., Пономарев-Степной H.H., АЛ.Столяревский и др.;.- N 3791148; Заяв. 1984.08.23; зарегистр. 1986.15.04, Госреестр изобретений.

59.А. с. 1474401 СССР, МПК6 G21D1/00. Абсорбционная теплонасосная установка/ Верхивкер Г.П., Джурляк C.B., А.Я.Столяревский и др.; Одесский политехнический институт.- N 4278682; Заяв. 1987.06.11; зарегистр. 1988.12.22, Госреестр изобретений.

60.А. с. 1340446 СССР, МПК6 G21D1/00. Атомная электростанция/ Хараз Д.И., Пономарев-Степной H.H., А.Я.Столяревский и др.;- N 4006455; Заяв. 1986.01.13; зарегистр. 1987.05.22, Госреестр изобретений.

61.A. с. 904326, МПК6 С21В13/00. Способ прямого восстановления металлов из окислов / Протопопов A.A., Мартынов О.В., А.Я.Столяревский и др.; Тульский политехнический институт,- N 2971558/02; Заяв. 1980.08.11; Опубл. 2000.01.20, Бюл. N 1.

62.А. с. 896912 СССР, МПК6 С21В13/00. Устройство для восстановления металлов из окислов / Мартынов О.В., Пономарев-Степной H.H., А.Я.Столяревский и др.; Тульский политехнический институт.- N 5560386/3006; Заяв. 11.08.1980; Опубл. 2000.01.20, Бюл. N 1.

63.А. с. 972853, МПК6 С21В13/00. Способ прямого восстановления металлов из окислов / Мартынов О.В., Пономарев-Степной H.H., А.Я.Столяревский и др.; Тульский политехнический институт.- N 2969574/02; Заяв. 1980.08.11; Опубл. 2000.01.20, Бюл. N 1.

64.А. с. 651543, МКИ С01В1/07. Способ получения водорода/ Белоусов И.Г., Легасов В.А., А.Я.Столяревский и др.;- N 2495744/23-26; Заяв. 1977.11.14; зарегистр. 1978.11.14, Госреестр изобретений.

65.А. с. 935474, МКИ С01ВЭ/32. Способ получения восстановительного газ Верхивкер Г.П., Кравченко В.П., А.Я.Столяревский, Лапшов В.Н.; Одесски" политехнический институт.- N 2698887/23-26; Заяв. 1978.11.04; Опубл 1982.06.15, Бюл. N 22.

66.А. с. 685042 СССР, МПК6 02103/12. Ядерная энергетическая установка/ А.Я.Столяревский;- N 2489246; Заяв. 1977.05.24; зарегистр. 1979.05.14, Госреестр изобретений.

67.Патент - 2214634 РФ, МПК6 С21С9/06. Система послеаварийной инертизации/ А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС.- N 2001122034/06; Заяв. 2001.08.08; Опубл. 2003.10.20, Бюл. N22.

68.Патент - 2214633 РФ, МПК6 021С1/03. ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА, АКТИВНАЯ ЗОНА И СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС.- N 2001122033/06; Заяв. 2001.08.08; Опубл. 2003.04.20, Бюл. N 6.

69.Патент - 2183310 РФ, МПК6 Р28Б15/02. Устройство термостабилизации/ А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС,- N 2000127255/06; Заяв. 2000.10.31; Опубл. 2002.06.10, Бюл. N 10.

70.Патент - 2173661 РФ, МПК6 В65Б83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ГАЗА И УСТРОЙСТВО ЗАПРАВКИ ГАЗОНАПОЛНЯЕМЫХ ИЗДЕЛИЙ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС,- N 99124236/13; Заяв. 1999.11.12; Опубл. 2001.09.20, Бюл. N 16.

71.Патент - 2171765 РФ, МПК6 В65083/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ГАЗА И СПОСОБ ЕЕ ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС,- N 2000104684/13; Заяв. 2000.02.29; Опубл. 2001.08.10, Бюл. N 14.

72.Патент - 2171214 РФ, МПК6 В65Б83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ГАЗА И СПОСОБ ЕЕ ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС.- N 99124241/13; Заяв. 1999.11.12; Опубл. 2001.07.27, Бюл. N 12.

73.Патент - 2164043 РФ, МПК6 G21C9/016. УСТРОЙСТВО ДЛЯ УЛАВЛИВАНИЯ РАСПЛАВЛЕННЫХ МАТЕРИАЛОВ ИЗ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА / Пономарев-Степной H.H., Вознесенский В. А., А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС.- N 99117206/06; Заяв. 1999.08.04; Опубл. 2001.03.10, Бюл. N 4.

74.Патент - 2163037 РФ, МПК6 G21C9/016. УСТРОЙСТВО ДЛЯ УЛАВЛИВАНИЯ РАСПЛАВЛЕННЫХ МАТЕРИАЛОВ ИЗ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА / А.Я.Столяревский, Осадчий А.И.; Центр КОРТЭС,- N 99112243/06; Заяв. 1999.06.03; Опубл. 2001.02.10, Бюл. N2.

75.Патент - 2157780 РФ, МПК6 B65D83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ГАЗА И СПОСОБ ЕЕ ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС.- N 99112244/13; Заяв. 1999.06.03; Опубл. 2000.10.20, Бюл. N 14.

76.Патент - 2157780 РФ, МПК6 B65D83/14. СПОСОБ СОЗДАНИЯ ИЗБЫТОЧНОГО ДАВЛЕНИЯ В ПРОПЕЛЛЕНТНОЙ СИСТЕМЕ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ / АЛ.Столяревский, Доронин A.C.; Центр КОРТЭС,- N 94005158/13; Заяв. 1994.02.14; Опубл. 1998.02.27, Бюл. N 2.

77.Патент - 2157780 РФ, МПК6 F16K15/14. ПЕРЕПУСКНОЕ КЛАПАННОЕ УСТРОЙСТВО / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС.- N 94030503/06; Заяв. 1994.08.10; Опубл. 1998.02.20, Бюл. N 2.

78.Патент - 2095859 РФ, МПК6 G21C3/32. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора / Пономарев-Степной H.H., Лунин Г.Л., А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС,-N96107056/25; Заяв. 1996.04.11; Опубл. 1997.11.10, Бюл. N 20.

79.Патент - 2100853 РФ, МПК6 G21C9/016. УСТРОЙСТВО ДШ УЛАВЛИВАНИЯ РАСПЛАВЛЕННЫХ МАТЕРИАЛОВ ИЗ ЯДЕРНОЙ РЕАКТОРА / Новак В.П, Лунин Г.Л., А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС,- i 95106434/25; Заяв. 1995.04.27; Опубл. 1997.12.27, Бюл. N 24.

80.Патент - 2092515 РФ, МПК6 С09К5/04. ОЗОНОБЕЗОПАСНАЯ РАБОЧАЯ СМЕСЬ ДЛЯ ХОЛОДИЛЬНЫХ МАШИН / Мазурин И.М., А.Я.Столяревский,

Шевцов A.B.; Центр КОРТЭС.- N 93046020/04; Заяв. 1993.09.29; Опуб 1997.10.10, Бюл. N18.

81.Патент - 2157780 РФ, МПК6 B01D53/04. СПОСОБ ОБОГАЩЕНИЯ ГАЗО ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ И УСТРОЙСТВА ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ А.Я.Столяревский, Столяревский A.A., Прибылов A.A.; Центр КОРТЭС,-94005191/25; Заяв. 1994.02.14; Опубл. 1997.09.10, Бюл. N 16.

82.Патент - 2063915 РФ, МПК6 B65D83/14. РАСПЫЛЯЮЩИЙ КОНТЕЙНЕР СПОСОБЫ ЕГО ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревскнй, Доронин A.C.; Цент КОРТЭС.- N 94004847/13; Заяв. 1994.02.14; Опубл. 1996.07.20, Бюл. N 10.

83.Патент - 2023654 РФ, МПК6 С01В13/11. ПЛАЗМОДИНАМИЧЕСКЙ СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ОЗОНА И ПЛАЗМОДИНАМИЧЕСКЙ ГЕНЕРАТОР ОЗОНА / Иванов В.Н., А.Я.Столяревскнй, Чижов Ю.Л.;-5024522/26; Заяв. 1991.12.25; Опубл. 1994.11.30, Бюл. N 16.

84.Патент - 2018983 РФ, МПК6 G21C9/06. УСТРОЙСТВО ДЛЯ СОЗДАНИЯ ИЗБЫТОЧНОГО ДАВЛЕНИЯ В СИСТЕМЕ ЛОКАЛИЗАЦИИ РАДИОАКТИВНОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ / А.Я.Столяревский, Доронин A.C.; Российский научный центр "Курчатовский институт".- N 4949703/25; Заяв. 1991.06.28; Опубл. 1994.08.30, Бюл. N 14.

85.Патент - 2157780 РФ, МПК6 B65D83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ГАЗ И СПОСОБ ЕЕ ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС.-99112244/13; Заяв. 1999.06.03; Опубл. 2000.10.20, Бюл. N 14.

86.Патент - 2228892 РФ, МПК6 B65D83/14. Распыляющий контейнер А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС.- N 2002111884/12; Заяв. 2002.05.08 Опубл. 2004.05.20, Бюл. N 8.

87.Патент - 6770118 США, B65D83/14. GAS STORAGE CAPSULE AN METHOD FOR FILLING SAID CAPSULE / Anatoly Stolyarevsy; Cente CORTES.- N 10/064924; Заяв. 2002.08.29 ; Опубл. 2004.08.03, USPTO.

88.Столяревский А.Я. Технология производства водородо-метановой смеси для

автотранспорта.//Наука и техника в газовой промышленности.№3,2008,С.73-

89.Столяревский А.Я. Производство альтернативного топлива на основе ядерных энергоисточников.//Российский химический журнал.№6,2008, t.LII. УДК 661.961:621.039.576.

90.Пономарев-Степной H.H., Столяревский А.Я., Пахомов В.П.. Атомно-водородная энергетика. Системные аспекты и ключевые проблемы. М.:ЭнергоатомизДат, 2ÖÖ& С. 108

80.

Столяревский А.Я.

^.М.йссй,.

Подпись руки Столяревского Анатолия Яковлевича заверяю.

Ученый секретарь ИЯР РНЦ «Курчатовский институт»

Невиница В.А.

28 ноября 2008 г.

Формат 60x90/16 Печать офсетная. Усл. печ, л. 3,75 Тираж 65 экз. Заказ 7.

Отпечатано в РНЦ «Курчатовский институт» 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1

Предисловие

Условные обозначения и сокращения

Введение

Глава 1. Разработка технологий конверсии высокотемпературного тепла в высокоэффективные энергоносители

1.1. Исследование требований систем потребления водорода.

1.2. Анализ технологий производства водорода

1.3. Выбор эффективных циклов производства водорода

1.4. Разработка систем на основе адиабатической конверсии метана 62 Выводы

Глава 2. Технологии аккумулирования энергии ядерных реакторов

2.1. Анализ требований и возможностей систем аккумулирования энергии

2.2. Исследование атомных энергоустановок для переменных графиков нагрузки

2.3. Выбор параметров и схем теплофикационных систем на базе ВТГР

2.4. Разработка хемотермических систем дальнего транспорта энергии

Глава 3. Системы передачи высокотемпературного тепла

3.1. Анализ возможных потребителей высокотемпературного тепла

3.2. Определение требований к энерготехнологическим реакторным установкам

3.3. Разработка эффективных систем передачи ВТТ

3.4. Обоснование системы прямой передачи ВТТ по факторам безопасности 207 Выводы

Глава 4. Сорбционные системы утилизации низкопотенциального тепла

4.1. Низкотемпературные циклы накопления энергии

4.2. Разработка водоаммиачных регуляторов мощности

4.3. Выбор эффективных циклов сорбционного накопления рабочего тела

4.4. Разработка низкотемпературных углекислотных аккумулирующих энергоустановок

Диссертационная работа является результатом исследований и разработок, выполненных автором по новому направлению: хемотермические технологии аккумулирования энергии ядерных реакторов для решения задачи обеспечения более широкого применения ядерных энергоисточников (ЯЭИ) в различных секторах энергопотребления и основанных на процессах преобразования тепловой энергии в физико-химических системах.

В работе предложены и исследуются системы производства энергоносителей на основе хемотермических технологий аккумулирования тепловой энергии ядерных энергоисточников, условно разделённых на два класса: к первому относятся хемотермические технологии преобразования тепловой энергии высокотемпературных ЯЭИ для производства из воды и метана водорода и содержащих его энергоносителей с последующим их использованием для энергоёмких процессов и хемотермического транспорта тепловой энергии, ко второму классу можно отнести хемотермические энерготехнологии в составе ЯЭИ различного типа для аккумулирования и передачи тепловой энергии с помощью термохимических материалов и возможностью преобразования этих материалов в электроэнергию пиковой нагрузки.

Диссертационная работа направлена на повышение эффективности ядерных энерготехнологических установок, надежности их функционирования, обеспечение требований энергосистем и промышленности за счет использования наиболее эффективных и экономичных хемотермических систем и технологий аккумулирования энергии ядерных реакторов и разработки наиболее совершенных схем и параметров таких систем и технических решений для их реализации.

С.365, табл. 34, рис.84, библ. 90 наим.

Условные обозначения и сокращения

АВЭ - атомно-водородная энергетика АГВ - аккумуляторы горячей воды

АНТ - аккумуляторы низкопотенциального тепла

АПВ - аккумуляторы питательной воды APT - аккумулятор рабочего тела АС - атомная станция

АСДТ - атомная станция дальнего теплоснабжения АСПТ - атомная станция промышленного теплоснабжения ACT - атомная станция теплоснабжения

АСУТП - автоматизированная система управления технологическим процессом

АУТ - аппарат утилизации тепла

АФП - аккумуляторы фазового перехода

АТЭЦ - атомная теплоэлектроцентраль

АЭС - атомная электростанция

АЭТС - атомная энерготехнологическая станция

БГВ - баки горячей воды

БЗО -боковой защитный отражатель

БГР - быстрый гелиевый реактор

БН - быстрый натриевый реактор

БПЭ - блок преобразования энергии

БТА - блок утилизации тепла и генерации пара

БХВ -баки холодной воды

ВАТТУ - воздушно - аккумулирующими газотурбинная установка ВАРМ - водоаммиачные регуляторы мощности ВАТТ - водоаммиачный транспорт тепла ВУВ -воздушная ударная волна ВАЭС - воздушно-аккумулирующие электростанции ВВЭР - легководный энергетический реактор

ВГ-400 - проект Российского опытно-промышленного ВТГР с шаровыми твэлами, тепловой мощностью 1060МВт

ВГМ - проект Российского опытно-промышленного ВТГР модульного типа с шаровыми твэлами, тепловой мощностью 200 МВт ВКГ - влажный конвертированный газ

ВПТО - высокотемпературный промежуточный теплообменник

ВТГР - высокотемпературный газоохлаждаемый реактор

ВТО - высокотемпературный теплообменник

ВТЭ

ГАЭС- гидроаккумулиругощие станции

ГВС -газовоздушная смесь

ГеоТЭС - геотермальные электростанции

ГРУМ -газографитовая реакторная установка для металлургии

ГТ-МГР - модульный гелиевый реактор с газовой турбиной

ДАНТ - департамент по атомной науке и техники Минатома России

ДАЭ - департамент по атомной энергетике Минатома России

ДВС - двигатель внутреннего сгорания

ДММ -диметанолметил

ДМЭ -диметштовый эфир

ЕТР -европейская территория России

ЖКХ -жилищно-коммунальное хозяйство

ЖСТ -жидкое синтетическое топливо

ЖРО - жидкие радиоактивные отходы

ИВТ РАН - Институт высоких температур РАН

ИЖТ - искусственное жидкое топливо

ИНПРО - Международная программа по инновационным ядерным реакторам

ИЯС - инновационные ядерные системы

КВД - компрессор высокого давления

КН -конденсатный насос

КНД - компрессор низкого давления

КИМ - коэффициент использования мощности

ККР - конверсионный каталитический реактор

КПД - коэффициент полезного действия

КЦА -короткоцикловая адсорбция

МАГАТЭ - Международное Агентство по атомной энергии

МГР-Т - модульный гелиевый реактор для технологических целей

МДЭА - монодготаноламиновая отмывка СО2

НВИЭ - неископаемые возобновляемые источники энергии

НЗО -нижний защитный отражатель

НД - нормативные документы

НИОКР (НИР и ОКР) - научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы ННЭ -нарушение нормальной эксплуатации НРБ-99 -нормы радиационной безопаности НПЗ - нефтеперерабатывающий завод

ОКБМ - Государственное Унитарное Предприятие «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения» им.И.И.Африкантова, г. Нижний Новгород ОП -опытно-промышленный ОПТ -основной парогенератор

ОЭСР - Организация экономического сотрудничества и развития

ПАТЭС - плавучая АЭС

ПВД - подогреватель высокого давления

ГШ С -пылевоздушная смесь

ПГ - парогенератор

ПГК - промежуточный гелиевый контур

ГТГС - парогазовая смесь

ПКМ - паровая конверсия метана

ПН - питательный насос

ПНД - подогреватель низкого давления

ПП - пароперегреватель

ПТУ - паротурбинная установка

ПКМ - паровая конверсия метана

РАН-Российская Академия наук

РАО - радиоактивные отходы

РБМК - реактор большой мощности канальный

РВ - референтный вариант

РНЦ КИ - Российский Научный Центр «Курчатовский Институт», г.Москва

РФ - Российская Федерация

РУ - реакторная установка

СЖТ - синтетическое жидкое топливо

СИ - термохимический сернокислотно-иодный цикл

СНГ - Содружество независимых государств

СПИН - сверхпроводящие индукционные накопители

СТТ - ступенчатый теплообменник

СУЗ - система управления и защиты

США - Соединенные Штаты Америки

ТА - тепловые аккумуляторы

ТВС - тепловыделяющая сборка а.з (топливный блок) твэл - тепловыделяющий элемент

ТЗ - техническое задание

ТК - турбокомпрессор

ТКА - термоконверсионный агрегат

ТНУ -теплонасосная установка

ТМС - термодинамический сдвиг

ТС - транспортное средство

ТСЧ -теплосиловая часть

ТХА -термохимический аккумулятор

ТХЦ - термохимический цикл

ТЦ - топливный цикл

ТЭК - топливно-энергетический комплекс

ТЭС -теплоэлектростанция

УКЭУ -углекислотная конденсационная установка

ФРГ - федеративная республика Германия

ХРТ -хранилище рабочего тела

ХТБ - химико-технологический блок

ХТС - хемотермические системы

ХТЧ - химико-технологическая часть

ЦВД -цилиндр высокого давления

ЦНД -цилиндр низкого давления

ШТ - шаровые твэлы

ЭС -электростанция

ЭТК - энерготехнологический комплекс ЭТУ - энерготехнологическая установка эфф. - эффективных

ЭХА - электрохимический аккумулятор ЭХГ - электрохимический генератор ЭХМ - электрохимический модуль ЭХС - электрохимическая секция ЯВК - ядерно-водородный комплекс ЯМК - ядерно-металлургический комплекс ЯНХК - ядерный нефтехимический комплекс ЯТК - ядерный технологический комплекс ЯТЧ - ядерная технологическая часть ЯКЦ - ядерный конверсионный центр ЯЭИ - ядерный энергетический источник ЯЭС - ядерная энергетическая система

AVR - исследовательский ВТГР с шаровыми твэлами (ФРГ)

ASME - American Society of Mechanical Engineers

EPRI - Институт электроэнергетических исследований (США)

FSV - демонстрационная АС с ВТГР электрической мощностью 300 МВт (США)

IAEA - МАГАТЭ

ША - Международное Энергетическое Агентство

IIASA - Международный Институт прикладного системного анализа в г. Лаксенбург (Австрия)

INPRO - Международная программа по инновационным ядерным реакторам JAERI - Японский Исследовательский центр по атомной энергии (Япония) LWR - легководный реактор

MIT - Массачусетский технологический институт (США)

OECD - Организация экономического сотрудничества и развития

HTR -10 - исследовательский ВТГР мощностью 10 МВт (Китай)

HTTR - экспериментальный ВТГР (Япония)

Peach-Bottom" - первая АС с ВТГР (США)

PSA - короткоцикловая адсорбция

S-I - сернокислотный цикл с разложением иодоводорода

SRES - специальный доклад по сценариям эмиссии

THTR-300 - АС с ВТГР электрической мощностью 300 МВт (ФРГ)

VHTR - сверхвысокотемпературный ВТГР vpm - МО"4 % (объемных)

ВВЕДЕНИЕ

Хемотермические технологии аккумулирования энергии ядерных реакторов являются новым направлением решения задачи обеспечения более широкого применения ядерных энергоисточников (ЯЭИ) в различных секторах энергопотребления и основаны на процессах преобразования тепловой энергии в физико-химических системах.

Необходимость аккумулирования энергии ядерных энергоисточников (ЯЭИ) обусловлена требованиями потребителей энергоносителей (электроэнергии, водорода, отопительного тепла и др.), графики потребления и характер использования которых не соответствуют наиболее эффективному режиму работы ЯЭИ, требующему по условиям экономической эффективности и безопасности максимальной постоянной нагрузки.

Наряду с широким созданием мощных энергоблоков различного типа для несения постоянной электрической нагрузки по условиям топливно-энергетического баланса ядерные энергоисточники могут применяться и в секторах производства водорода для различных энергоёмких потребителей и транспорта, а также дальнего транспорта тепла и производства тепловой и электрической энергии в разуплотнённых графиках потребления.

Решение данной задачи с помощью традиционных технологий не обеспечивает требуемой конкурентоспособности, что сдерживает расширение сфер применения ядерной энергии для сокращения потребления дефицитных видов органического топлива и снижения их вредного воздействия на окружающую среду.

В работе предложены и исследуются системы производства энергоносителей на основе хемотермических технологий аккумулирования тепловой энергии ядерных энергоисточников.

Систематические исследования возможностей расширения сферы применения ядерных энергоисточников в народном хозяйстве начались в начале 70-х годов прошлого века. Были разработаны атомные станции теплоснабжения и атомные теплоэлектроцентрали на основе ядерных реакторов различного типа. Выполнены проекты высокотемпературных ядерных реакторов для технологических процессов. Велись исследования и разработки по процессам получения водорода с помощью ядерной энергии. Однако высокая стоимость и сложность таких систем не позволили создать требуемые ядерно-технологические комплексы.

В настоящее время в России и за рубежом становится всё более актуальным разработка технологий, позволяющих перевести энергоёмких потребителей на ядерное энергообеспечение, что обусловлено резко возрастающими ценами на природные энергоресурсы и, в первую очередь, - на жидкие и газообразные углеводороды, а также необходимостью уменьшения климатического влияния процессов сжигания этих энергоресурсов с помощью атмосферного кислорода.

Такое направление получило название Атомно-водородная энергетика, инициатива создания которой в России принадлежит коллективу ученых, работающих под руководством академика РАН, профессора Пономарева-Степного Николая Николаевича. Созданы проекты ядерно-технологических комплексов с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами (В'П'Р), разработаны технологии производства водорода из воды на основе этого типа энергоисточников. При этом условно можно выделить два класса: к первому относятся хемотермические технологии преобразования тепловой энергии высокотемпературных ЯЭИ для производства из воды и метана водорода и содержащих его энергоносителей с последующим их использованием для энергоёмких процессов и хемотермического транспорта тепловой энергии, ко второму классу можно отнести хемотермические энерготехнологии в составе ЯЭИ различного типа для аккумулирования и передачи тепловой энергии с помощью термохимических материалов и возможностью преобразования этих материалов в электроэнергию пиковой нагрузки.

Разработаны применительно к ядерным энергоисточникам отечественные и зарубежные технологии производства водородосодержащих энергоносителей на базе электролизных и плазмохимических процессов мощностью до 1 МВт.

Разработаны и внедрены в практику в России и за рубежом энергоаккумулирующие системы различного типа (гидравлические, электрохимические) с эффективностью аккумулирования выше 90%, соответствующей задаче их использования для мощных ЯЭИ.

Современные технологии аккумулирования энергии (гидравлические, электрохимические) для ядерных энергоисточников имеют ограниченный сегмент применения по причине чрезвычайно высоких капитальных затрат и больших расходов электроэнергии, не позволяющих применять их для мощных ЯЭИ.

Цель диссертационной работы заключалась в научном обосновании технических разработок хемотермических систем и технологий аккумулирования энергии ядерных реакторов, имеющих существенное значение для расширения сферы применения и повышения эффективности ядерных энергоисточников на базе производства водорода, энергообеспечения энергоёмких промышленных потребителей и транспорта, а также работы в разуплотнённых графиках электрической нагрузки.

Диссертационная работа направлена на повышение эффективности ядерных энерготехнологических установок, надежности их функционирования, обеспечение требований энергосистем и промышленности за счет использования наиболее эффективных и экономичных хемотермических систем и технологий аккумулирования энергии ядерных реакторов и разработки наиболее совершенных схем и параметров таких систем и технических решений для их реализации.

Предмет исследования - хемотермические технологии аккумулирования энергии ядерных реакторов.

Научная проблема диссертационного исследования формулируется следующим образом: разработка схем и параметров и технических решений по энерготехнологической части ядерной энергоустановки, предназначенной для преобразования тепловой энергии в высокоэффективные энергоносители на основе хемотермических процессов и применения этих энергоносителей для аккумулирования энергии.

Направления исследований:

1. Поиск технологических решений и концепции энерготехнологических систем с инновационными ядерными энергоисточниками с высокими термодинамическими параметрами для крупномасштабного производства водорода, аккумулирования и транспорта энергии с применением хемотермических технологий на основе анализа состояния вопросов теории и практики их проектирования, современных тенденций развития.

2. Развитие теоретических положений по расчету и проектированию хемотермических технологий аккумулирования энергии ядерных энергоустановок.

3. Систематизация способов производства водорода с помощью ЯЭИ, оценка их эффективности. Разработка рекомендаций по использованию предлагаемых хемотермических технологий на основе паровой конверсии метана.

4. Поиск и разработка новых технических решений энерготехнологических систем по эффективному преобразованию тепловой энергии ЯЭИ в хемотермические энергоносители.

5. Разработка на основе известных теоретических положений концепции, практических решений по технологии и выбору оборудования установок теплоэнергоаккумулирования энергии ЯЭИ с применением в качестве рабочего тела диоксида углерода сверхкритических параметров с сорбционной и криогенной системой запасения рабочего тела.

Для выполнения исследований были разработаны экспериментальные и расчётные методы определения термодинамических и кинетических параметров, энергетической эффективности отдельных элементов хемотермической технологии и энерготехнологической системы в целом.

В первой главе диссертационной работы приведен обзор технологий производства водорода на базе высокотемпературных ЯЭИ. Выполнен анализ показателей электро- и термохимических технологий отечественного и зарубежного производства. Рассмотрены различные схемы выполнения водородного производства. Значительное место уделено рассмотрению предлагаемых термохимических методов разложения воды, позволяющих учесть различные факторы, влияющие на их конкурентоспособность. Показана практическая неэффективность применения серно-иодного цикла в ядерно-технологическом комплексе производства водорода. Приведены результаты комплексных исследований по выбору эффективной технологии производства водорода с помощью ядерного энергоисточника, разработана высокоэффективная технология термохимического разложения воды и природного газа в адиабатическом процессе каталитической конверсии, определены параметры и схемные решения данной технологии, создана практическая основа применительно к производству различных водородосодержащих продуктов. Применительно к реакторной установке МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл) определены технологические решения, схема и параметры процесса производства водорода из воды и природного газа, задачи исследования.

Во второй главе приведены результаты комплексных исследований требований и возможностей систем аккумулирования энергии, обеспечивающих увеличение доли АЭС в энергосистемах, показана необходимость создания накопителей энергии с низкими удельными капитальными затратами, суммарная мощность которых для сбалансированности работы энергосистем должна составлять 10-15 % суммарной установленной мощности АЭС и ТЭС. Представлены результаты разработки схемы и определения основных технических решений по маневренной АЭС с ВТГР на основе применения бинарного парогазового цикла с хемотермическим аккумулированием, позволяющего не только получить высокую тепловую экономичность, но и обеспечить процесс конверсии метана технологическим паром, утилизировать теплоту охлаждения смеси Н2 и СО и рационально использовать аккумулированную теплоту. Определены параметры и конструктивные характеристики газовой и паровой турбин. Расчётами показано, что разработанная схема АЭУ позволяет при постоянной мощности реактора в 1000 МВт (тепл) изменять нагрузку блока в диапазоне от 240 до 560 МВт со среднесуточным КПД около 42%. Применительно к задачам теплофикации представлена схема АТЭЦ на базе ГТУ с ВТГР, исследования которой определили схемы, параметры и способы компоновки оборудования. Применительно к схеме атомных станций дальнего теплоснабжения с хемотермической передачей тепла даны основные технические решения, схемы и технологические параметры по контуру конверсии метана.

Третья глава содержит результаты системных комплексных исследований, анализа возможных потребителей высокопотенциального тепла применительно к развитию атомных энергоисточников, требования и масштабы отраслевых технологий применительно к производству водорода с помощью ВТГР. Даны основные технологические решения по процессам производства водорода из воды на базе ВТГР на основе применения многоступенчатой адиабатической конверсии метана и высокотемпературного электролиза. Представлено обоснование системы передачи тепла от ВТГР к технологическому контуру с применением технологического пара, перегреваемого вместе с водородосодержащей средой в первом контуре. Применительно к разработанной схеме передачи тепла для установки МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл) изложены факторы радиационной и пожаровзрывобезопасности, рекомендации и технологические решения по их обеспечению применительно к атомно-водородному комплексу производительностью более 400 тыс. т водорода/год.

В четвертой главе приведены материалы по разработке концепции низкотемпературных водо-аммиачных циклов аккумулирования и транспорта тепловой энергии, предложены и обоснованы схемы, параметры, составы рабочих тел и проектные решения по водоаммиачным регуляторам мощности (ВАРМ) применительно к АЭС различного типа, а также схемы и технология применения отборов пара низкого давления на АЭС с водоохлаждаемыми реакторами для дальней (до 60 км) транспортировки низпотенциального отопительного тепла в химически связанном состоянии. Даны результаты разработки технологии и технических средств электро- и теплогенерации с ЯЭИ различного типа на основе высокоэффективных аккумулирующих углекислотных циклов высокого давления с сорбционным накоплением рабочего тела (САУ — сорбционных аккумулирующих установок), утилизирующих сбросное тепло основной энергоустановки. Изложены результаты комплексных исследований, поиска и рекомендаций для практического применения диапазона рабочих параметров САУ, обеспечивающих наибольший эффект в режиме аккумулирования низкопотенциального тепла. Представлена концепция, даны практические решения по технологии и выбору оборудования хемотермических установок теплоэнергоаккумулирования с применением в качестве рабочего тела диоксида углерода сверхкритических параметров с сорбционной и криогенной системой запасения рабочего тела. Показана возможность эффективного применения сезонного регулирования режимов аккумулирования энергии ЯЭИ с приростом мощности на 20-30%.

В заключение работы приведена общая характеристика работы и основные выводы по результатам диссертации.

На защиту выносятся:

Системный анализ отечественных и зарубежных разработок систем производства водорода и хемотермического аккумулирования энергии ядерных энергоисточников, на основе которых впервые представлен выбор эффективной технологии производства водорода с помощью высокотемпературного ЯЭИ, позволяющей провести комплексную разработку и создание крупномасштабного производства водорода на основе предложенной и обоснованной автором технологии адиабатической паровой конверсии метана, также путей её практического применения в энерготехнологических системах.

Созданные и защищенные авторскими свидетельствами и патентами новые устройства и способы хемотермического аккумулирования энергии ядерных энергоустановок, позволяющие существенно расширить сферу применения и поднять эффективность использования ЯЭИ.

Разработанные теоретические положения: концепция атомно-водородной энергетики, математические модели схем и параметров ядерных энерготехнологических установок, методические подходы к определению эффективности комбинированных ядерно-энергетических систем производства тепловой и электрической энергии с неравномерными графиками их потребления, предложенные автором решения по технологии и выбору оборудования хемотермических установок теплоэнергоаккумулирования с применением в качестве рабочего тела диоксида углерода сверхкритических параметров с сорбционной и криогенной системой запасения рабочего тела.

Расчётно-экспериментальное обоснование предложенной автором системы передачи тепла от ВИТ к технологическому контуру с применением технологического пара, перегреваемого вместе с водородосодержащей средой в первом контуре, выполненное применительно к разработанной схеме передачи тепла для установки МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл) с учётом выявленных факторов радиационной и пожаровзрывобезопасности, найдены и рекомендованы технологические решения по их обеспечению применительно к атомно-водородному комплексу производительностью более 400 тыс. т водорода/год.

Автор благодарит коллег по работе, в особенности академика РАН профессора Пономарёва-Степного Николая Николаевича за внимание к проведённым исследованиям, ценные советы и рекомендации, конструктивное обсуждение результатов работы, а также кандидата химических наук Пахомова Валерия Петровича за многолетние совместные работы по поиску наиболее эффективных решений различных энерготехнологических систем.

включения

ТКА установке

МГР-Т

ХТБ

Нагретый в реакторной установке (РУ) гелий поступает в ТКА, где проводится ПКМ, а затем с температурой 850С подается на вход в гелиевую турбину БПЭ, где служит для выработки электроэнергии в регенеративном цикле Брайтона с кпд свыше 45%. После газотурбинной установки гелий нагревается в регенераторе до температуры 550С и возвращается для нагрева в активную зону реактора.

Принятый вариант ЛТК позволяет производить около 0.4 млн. т Н2/год и около 700 МВт электроэнергии (нетто).

Предварительные оценки удельных затрат и экономических показателей принятого варианта ЯТК показывают, что на основе референтных показателей (VHTR, Gen IV System Evaluation Tool, 2003 ) в данной системе выполняются: критерии ИНПРО, в частности, удельные капиталовложения в 4хмодульный ЯЭИ для ЯТК в электрическом эквиваленте составляют (по максимальной вероятности оценок) значение 1122 $/кВт (эл), что ниже чем у базового (референтного) варианта - РВ, а также, как показал анализ, в районах дорогого топлива (природного газа, в частности, в США) стоимость водорода, вырабатываемого ЯТК в варианте с процессом ПКМ (500$/т), ниже чем у продаваемого в настоящее время водорода, вырабатываемого при сжигании природного газа (800-1500 $/т). В варианте с процессом СИ стоимость водорода заметно выше: 1800-2200$/т.

Стоимость тепла, вырабатываемого ЯЭИ, по данным аналога (VHTR) оценивается на уровне 12$/МВт.ч /NTDG report, 2002/, что соответствует примерно стоимости газа 110-120 $/103 нм3. Более того, как показал анализ, в сравнении с рассмотренным аналогом в ЯТК с МГР-Т используется возможность заметного снижения указанного показателя за счет упрощения схемы ЯТК (отказ от промконтура) и введения когенерации (БПЭ), как это предусмотрено концепцией ЯТК.

Предложение о целесообразности дополнения анализа экономических показателей удельными затратами отнесенными к единице вырабатываемого продукта наиболее наглядно видны при сравнении вариантов ЯТК на базе ПКМ и ЯТК с ТХЦ (процессом СИ).

Все материальные расходные показатели: расход урана, удельные металлозатраты на ЯЭИ, удельная масса и объем отходов, а также другие показатели, характеризующие, как показано ниже, качество системы, в варианте ЯТК с ПКМ примерно в девять раз ниже, чем в варианте ЯТК (ТХЦ) с получением водорода из воды с помощью процесса СИ. Такой анализ особенно важен с точки зрения возможной динамики развертывания таких ядерных комплексов в соответствующем секторе для реализации рыночного потенциала, поскольку инвестиционные ресурсы, необходимые в строительство ЯТК с ПКМ будут также примерно в 9-10 раз ниже, чем для сернокислотного производства водорода на базе МГР-Т.

Рассматриваемая система имеет высокие показатели по суммарной эффективности использования тепловой энергии (более 63% первичной энергии переходит в энергию качественных энергоносителей - водорода и электроэнергии).

Для сравнения с референтным вариантом (РВ), в качестве которого принята АЭС с ЛВР, условно принималось, что рассматриваемая система МГР-Т служит для выработки электроэнергии с кпд 50%, что может трактоваться как суммарное производство электроэнергии на самом ЯЭИ (в расчете на один модуль МГР-Т) с помощью газотурбинного цикла (180 МВтэл ) и производство электроэнергии у потребителя с помощью ЭХГ, работающего на производимом ЯТК водороде и имеющего эффективность 60% (консервативная оценка), что позволяет выработать дополнительный эквивалент 120 Мвтэл , которые составляют примерно 30% всей электроэнергии, вырабатываемой на ЭХГ из водорода, т.е. без учета электроэнергии, получаемой из водорода, условно производимого при процессе ПКМ из природного газа (около 70%).

Такое сравнение совпадает с результатами выполненной по программе Generation IV сравнительной оценки различных ядерных систем.

В частности, по принятому в методологии ИНПРО базовому принципу БП-0.1, в соответствии с которым воздействие на окружающую среду системы с МГР-Т должно быть более низким, чем у принятых в текущей практике систем производства того же продукта.

И указанный БП-O.l и вытекающие из него ТП-О.1.1 и ТП-О.1.2 в ЯТК с МГР-Т эффективно выполняются с существенным снижением (примерно в 22.5 раза) таких видов воздействия как сброс тепла в окружающую среду, а с учетом перехода в МГР-Т на охлаждение сухими градирнями, чему способствует высокая температура сбрасываемого тепла, с наибольшей эффективностью реализуется и ТП-01.2 (ALARP), поскольку затраты воды на охлаждение в рассматриваемой ИЯС практически сводятся к нулю.

С точки зрения БП-02 и ТП-02.1 и ТП-02.2 в рассматриваемой ИЯС: расход урана в т и/ГВтэл.год составляет в открытом ТЦ 150-190 т и/ГВтэЛ.год при обогащении 15% и выгорании 180 ГВт.сут/т, что примерно соответствует показателям PBMR и не превышает РВ; замещение органического топлива ядерным в рассматриваемой системе примерно в в 1.7-1.8 раза превышает показатели РВ, что означает, что при том же расходе невосполняемых ресурсов в глобальном энергообеспечении ИЯС с МГР-Т почти в 2 раза дает больший эффект по результирующей выработке энергии и снижению эмиссии парниковых газов.

В отношении безопасности модульные ВТГР, как известно, обладают уникальными характеристиками, позволяющими с большой уверенностью выполнять все предусмотренные методологией ИНПРО базовые принципы и требования потребителей.

Основным барьером в реализуемой в МГР-Т «защите-в-глубину» является способность микротоплива удерживать радионуклиды при нормальных и аварийных условиях. Температуры топлива даже при наложении ряда отказов при постулированных тяжелых авариях температура топлива, а значит, и выход радионуклидов остаются в допустимых пределах. Большая тепловая инерция графитовой активной зоны переводит скорость процессов в активной зоне из категории «минутных» в «часовые» или даже «суточные» («дни против минут»). Общий выход радионуклидов снижается более чем в 10 раз по сравнению с РВ. Даже при тяжелых авариях на границе площадки ожидаемая доза облучения на все тело составлет несколько миллирэм.

Как и в РВ защищенность доступа в реакторное здание, выполнение всех функций безопасности пассивными средствами или за счет физических характеристик ЯЭИ без необходимости в электропитании, оперативном вмешательстве или поддержания систем подачи воды совпадает по принципам построения безопасности и в МГР-Н2.

В то же время подземное размещение реактора обеспечивают лучшие условия по внешним воздействиям, в том числе и вызванным специфической (по сравнению с РВ) установкой получения водорода.

Выполнение базовых принципов предусмотрено в МГР-Т в соответствии с основами физической концепции, построенной на использовании графитовой активной зоны с микротопливом, обеспечивающим высокое (до 180 ГВт.суг/т) выгорание и удержание радионуклидов во всем диапазоне рабочих и аварийных температур.

По сравнению с РВ масса отходов уменьшается примерно в 2-3 раза (6т/ ГВтзл.год против 15-20 т/ ГВтэл.год в РВ). При этом в силу низкой энергонапряженности активной зоны объем отходов практически совпадает с РВ (15-20 м3/ ГВтэл-год), но отработанное ядерное топливо (ОЯТ) в МГР-Т допускает прямое захоронение, что позволяет не накапливать его на площадке размещения ЯЭИ.

Остаточное энерговыделение в ОЯТ лежит на уровне РВ (1-3 кВт/ ГВтэл.год), но может быть снижено при переводе ЯЭИ на ториевый топливный цикл (ТЦ). Долговременная радиотоксичность составляет 100-500 mSv/ ГВтэл.год, что ниже, чем у РВ (500-1500 mSv/ ГВтэл.год) за счет меньшего количества миноритарных актинидов при более жестком спектре и большем обогащении (15%).

В рассматриваемой системе МГР-Т защищенность против несанкционированного доступа к делящимся материалам примерно эквивалентна показателям РВ поскольку несмотря на более высокое начальное обогащение топлива требуется больше ОЯТ для создания критической массы, а также в силу того, что не существует работающих установок по переработке ОЯТ такой системы и вследствие большого выгорания в ОЯТ изотопный вектор является менее привлекательным с точки зрения оружейного использования.

Наиболее показательным с точки зрения сопряженных областей в МГР-Т является высокая гибкость по возможностям адаптации ко многим сценариям и стратегиям развития ЯЭ.

Более того, в рассматриваемом варианте МГР-Т с ПКМ система в принципе инвариантна по отношению к изменению рыночной конъюнктуры вырабатывемой продукции, поскольку позволяет производить как чистый водород, например, для нужд автотранспорта, так и, в случае перехода в ТС на прямое использование метанола, производить метанол или диметиловый эфир или (в процессах Фишера-Тропша) синтетический бензин и другие продукты.

Построение схемы и компановка ЯЭИ допускают замену ТКА на высокотемпературный промежуточный теплообменник (ВПТО) с переходом в ХТБ на другие технологии, если в период эксплуатации ЯЭИ появятся технологии с большей эффективностью или изменится рыночная картина.

1. N.N. Ponomarev-Stepnoy, A.N. Protsenko, A.Ya. Stolyarevsky, Yu.F.Chemilin. Aspects of Strategy of HTGR Introduction into Hydrogen Energy. 1.t. J. Hydrogen Energy, vol. 8, No. 11/12, pp. 881-889, 1983.

2. Пономарев-Степной Н.Н., А.Я. Столяревский А.Я., Атомно-водороднаяэнергетика, Научно-практический межотраслевой журнал «Интеграл», №5(13), 2003 г.

3. Пономарев-Степной Н.Н., Столяревский А.Я., Атомно-водороднаяэнергетика, International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, ISJAEE, №3(11), 2004.C.5-10.

4. Пономарев-Степной Н.Н., Столяревский А.Я., От мега- к гигапроектам// «Экономика России-XXl век», №22, 2006 г.

5. Столяревский А.Я. Аккумулирование вторичной энергии.- В сб.Атомно-водородная энергетика и технология. М.:Энергоатомиздат,1980.вып.4,С.60-12б.

6. Столяревский А.Я. Ядерно-технологические комплексы на основевысокотемпературных реакторов. / Монография. М.:Энергоатомиздат,1988.

7. Столяр ев ский А.Я., Ольховский Г.Г., Пономарев-Степной Н.Н. и др.Манёвренный энергоблок с газоохлаждаемым реактором// Теплоэнергетика.- 1981,.№8,С.11-16.

8. N.N.Ponomarev-Stepnoy, A.N.Protsenko, A.Ya. Stolyarevskiy,E.K.Nazarov et al, Problems of attracting nuclear energy resources in order to provide economical and rational consumption of fossil fuels// Int. J. Hydrogen Energy. 1990. vol.15, No.l.P.45-54.

9. Столяревский А.Я., Проценко A.H., Шевелев Я.В. Развитие атомнойэнергетики СССР.// Атомная наука и техника СССР/под общей ред. А.М.Петросьянца. М., Энергоатомиздат, 1987, с. 26-35.

10. Столяревский А.Я. и др. Атомно-водородная энергетика - энергетикабудущего//Бюлл. по атомной энергии. 2003.№5.С.23-32.

11. Large Scale Nuclear Hydrogen&Power Plant based on Helium CooledNuclear Reactor MGR-T/N.N. Ponomarev-Stepnoy, N.E.Kukharkin, AnatolyYa. Stolyarevskiy,F.M. Mitenkov, N.G.Kodochigov,A.V.Vasyaev,V.F.Golovko //The report 2.1 HP201at the

13. Столяревский А.Я., Малевский А.Л., Владимиров B.T., Наумов Ю.В.Выбор состава и параметров оборудования АТЭЦ с ВТГР на базе ГТУ // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Ядерная техника и технология, вьш.2, М., 1990, с. 12-15.

14. Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н., Столяревский А.Я.Перспективы создания атомных энергоустановок с хемотермическим аккумулированием тепловой энергии.- В сб. Атомно-водородная энергетика и технология.- М.:Энергоатомиздат,1979,вып.2,С. 184-183.

15. Столяревский А.Я., Хемотермические циклы и установкиаккумулирования энергии. // International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, IJAEE. -2005.№3(23). C.33-46.

16. Митенков Ф.М., Кодочигов Н.Г., Васяев А.В., Головко Г.Ф., КузнецовЛ.Е., Пономарев-Степной Н.Н., Кухаркин Н.Е., Столяревский А.Я. Возможность промышленного внедрения РУ с ВТГР для промышленного производства водорода. //Тяжелое машиностроение.2007.№3.

17. A.Stolyarevskiy, Concept and Status of Efforts to Create Nuclear Hydrogenin Russia. Report to ANS Embedded Topical on "Safety and Technology of Nuclear Hydrogen Production, Control and Management" (ST-NH2). Boston, MA, June 26, 2007

18. Столяревский А.Я., Хуснутдинов B.A., Инновационные технологииатомно-водородной энергетики в проекте «Бакчарская сталь», 1.ternational Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology,

20. Столяревский А.Я., Верхивкер Г.П., Кравченко В.П. и др. О схемаххемотермической части АЭТС с высокотемпературными реакторами // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.З, М., 1985, с. 22-24.

21. А. Stolyarevskiy, Novel technology for syn-gas and alternative fuelproduction, GAFF-2005

22. A. Stolyarevskiy, Innovative natural gas reforming for hydrogen production,Report to Intnl. Forum "Hydrogen technologies for energy production", Moscow, 6-10 Febr. 2006.

23. Столяревский А.Я., Технология получения синтез-газа для водороднойэнергетики// International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, ISJAEE .-2005.2(22). C.26-32

24. СтоляревскийА.Я., Кузьмин И.И. Перспективы ядерной энергетики //Энергия: Экономика, техника, экология,- 1985.№4,С.44-51.

25. A.Stolyarevskiy, Concept and Status of Efforts to Create Nuclear Hydrogenin Russia. Report to ANS Embedded Topical on "Safety and Technology of Nuclear Hydrogen Production, Control and Management" (ST-NH2). Boston, MA, June 26, 2007

26. Столяревский А.Я., Чабак А.Ф., Прохоров А.Ф.,Николаевский В.Б.Исследования водородной проницаемости материалов термоконверсионных агрегатов // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.З, М., 1980, с. 42-44.

28. Столяревский А.Я., Верхивкер Г.П., Кравченко В.П. и др. О схемаххемотермической части АЭТС с высокотемпературными реакторами // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.З, М., 1985, с. 22-24.

29. Столяревский А.Я., Энергоаккумулирующая установка. //Изобретатели -машиностроению. - 2008.№2(47).-С.48-51.

30. Патент - 2273742 РФ, МПК6 F 01К25/06. Энергоаккумулирующаяустановка / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС.- N 2004126596/06; Заяв. 2004.09.03; Опубл. 2006.04.10, Бюл. N 10.

31. А. с. 1373046 СССР, МПК6 G21D1/00. Водоаммиачная пиковаяэнергетическая установка/ Верхивкер Г.П., Кравченко В.П., А.Д.Столяревский и др.; Одесский политехнический институт.- N 4086666; Заяв. 1986.07.14; зарегистр. 1987.10.08, Госреестр изобретений.

32. Патент - 2274600 РФ, МПКб С 01ВЗ/38. Способ многостадийногополучения синтетического газа / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭСN 2004126507/15; Заяв. 2004.09.03; Опубл. 2006.04.20, Бюл. N 11.

33. А. с. 897037 СССР, МПКб G21D1/00. Ддерная энергетическаяустановка/ Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н., А.Я.Столяревский и др.; - N 2932952/25; Заяв. 1980.06.06; Опубл. 1999.03.27, Бюл. N 2.

34. А. с. 801740 СССР, МПКб G21C1/01. Активная зонавысокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора/ Проценко А.Н., А.Я.Столяревский, Попов СВ. и др.; - N 2802960; Заяв. 1979.07.27; зарегистр. 1981.01.01, Госреестр изобретений.

35. А. с. 1148502 СССР, МПКб G21D1/00. Ддерная энергетическаяустановка / Ларин Е.А., А.Я.Столяревский, Онищенко В.Я. и др.; Саратовский политехнический институт- N 3612992; Заяв. 1983.07.01; зарегистр. 1984.12.01, Госреестр изобретений.

36. А. с. 668483 СССР, МПКб G21D3/12. Ддерная энергетическаяустановка/ Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н., А.Я.Столяревский и др.;.- N 2489245; Заяв. 1977.05.24; зарегистр. 1979.02.22, Госреестр изобретений.

37. А. с. 1207314 СССР, МПКб G21D1/00. Ядерная энергетическаяустановка / Ларин Е.А., А.Я.Столяревский, Онищенко В.Я. и др.; Саратовский политехнический институт.- N 3612379; Заяв. 1983.06.30; зарегистр. 1985.09.22, Госреестр изобретений.

38. A. с. 1251639 СССР, МПК6 G21D1/00. Способ передачи тепловойэнергии/ Легасов В.А., Пономарев-Степной Н.Н., А.Я.Столяревский и др.;.- N 3791148; Заяв. 1984.08.23; зарегистр. 1986.15.04, Госреестр изобретений.

39. А. с. 1474401 СССР, МПК6 G21D1/00. Абсорбционная теплонасоснаяустановка/ Верхивкер Г.П., Джурляк СВ., А.Я.Столяревский и др.; Одесский политехнический институт.- N 4278682; Заяв. 1987.06.11; зарегистр. 1988.12.22, Госреестр изобретений.

40. А. с. 1340446 СССР, МПК6 G21D1/00. Атомная электростанция/ ХаразД.И., Пономарев-Степной Н.Н., А.Я.Столяревский и др.;- N 4006455; Заяв. 1986.01.13; зарегистр. 1987.05.22, Госреестр изобретений.

41. А. с. 904326, МПК6 С21В13/00. Способ прямого восстановленияметаллов из окислов / Протопопов А.А., Мартынов О.В., А.Я.Столяревский и др.; Тульский политехнический институт.- N 2971558/02; Заяв. 1980.08.11; Опубл. 2000.01.20, Бюл. N 1.

42. А. с. 896912 СССР, МПК6 С21В13/00. Устройство для восстановленияметаллов из окислов / Мартынов О.В., Пономарев-Степной Н.Н., А.Я.Столяревский и др.; Тульский политехнический институт.- N 5560386/30-06; Заяв. 11.08.1980; Опубл. 2000.01.20, Бюл. N 1.

43. А. с. 972853, МПК6 С21В13/00. Способ прямого восстановленияметаллов из окислов / Мартынов О.В., Пономарев-Степной Н.Н., А.Я.Столяревский и др.; Тульский политехнический институт.- N 2969574/02; Заяв. 1980.08.11; Опубл. 2000.01.20, Бюл. N 1.

44. А. с. 651543, МКИ С01В1/07. Способ получения водорода/Белоусов И.Г., Легасов В.А., А.Я.Столяревский и др.;- N 2495744/23-26; Заяв. 1977.11.14; зарегистр. 1978.11.14, Госреестр изобретений.

45. А. с. 935474, МКИ С01ВЗ/32. Способ получения восстановительногогаза/ Верхивкер Г.П., Кравченко В.П., А.Я.Столяревский, Лапшов В.Н.; Одесский политехнический институт.- N 2698887/23-26; Заяв. 1978.11.04; Опубл. 1982.06.15, Бюл. N22.

46. А. с. 685042 СССР, МПК6 G21D3/12. Ядерная энергетическаяустановка/ А.Я.Столяревский;- N 2489246; Заяв. 1977.05.24; зарегистр. 1979.05.14, Госреестр изобретений.

47. Патент - 2214634 РФ, МПК6 G21C9/06. Система послеаварийнойинертизации/ А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 2001122034/06; Заяв. 2001.08.08; Опубл. 2003.10.20, Бюл. N 22.

48. Патент - 2214633 РФ, МПК6 G21C1/03. ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯСБОРКА, АКТИВНАЯ ЗОНА И СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ВОДОВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 2001122033/06; Заяв. 2001.08.08; Опубл. 2003.04.20, Бюл. N 6.

49. Патент - 2183310 РФ, МПК6 F28D15/02. Устройствотермостабилизации/ А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 2000127255/06; Заяв. 2000.10.31; Опубл. 2002.06.10, Бюл. N 10.

50. Патент - 2173661 РФ, МПК6 B65D83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯГАЗА И УСТРОЙСТВО ЗАПРАВКИ ГАЗОНАПОЛНЯЕМЫХ ИЗДЕЛИЙ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 99124236/13; Заяв. 1999.11.12; Опубл. 2001.09.20, Бюл. N 16.

51. Патент - 2171765 РФ, МПК6 B65D83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯГАЗА И СПОСОБ ЕЕ ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 2000104684/13; Заяв. 2000.02.29; Опубл. 2001.08.10, Бюл. N14.

52. Патент - 2171214 РФ, МПКб B65D83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯГАЗА И СПОСОБ ЕЕ ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 99124241/13; Заяв. 1999.11.12; Опубл. 2001.07.27, Бюл. N 12.

53. Патент - 2164043 РФ, МПКб G21C9/016. УСТРОЙСТВО ДЛЯУЛАВЛИВАНИЯ РАСПЛАВЛЕННЫХ МАТЕРИАЛОВ ИЗ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА / Пономарев-Степной Н.Н., Вознесенский В.А., А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 99117206/06; Заяв. 1999.08.04; Опубл. 2001.03.10, Бюл. N 4.

54. Патент - 2163037 РФ, МПКб G21C9/016. УСТРОЙСТВО ДЛЯ• УЛАВЛИВАНИЯ РАСПЛАВЛЕННЫХ МАТЕРИАЛОВ ИЗ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА / А.Я.Столяревский, Осадчий А.И.; Центр КОРТЭС- N 99112243/06; Заяв. 1999.06.03; Опубл. 2001.02.10, Бюл. N 2.

55. Патент - 2157780 РФ, МПКб F16K15/14. ПЕРЕПУСКНОЕКЛАПАННОЕ УСТРОЙСТВО / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭСN 94030503/06; Заяв. 1994.08.10; Опубл. 1998.02.20, Бюл. N 2.

56. Патент - 2095859 РФ, МПКб G21C3/32. Тепловыделяющий элементядерного реактора / Пономарев-Степной Н.Н., Лунин Г.Л., А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 96107056/25; Заяв. 1996.04.11; Опубл. 1997.11.10, Бюл. N 20.

57. Патент - 2100853 РФ, МПК6 G21C9/016. УСТРОЙСТВО ДЛЯУЛАВЛИВАНИЯ РАСПЛАВЛЕННЫХ МАТЕРИАЛОВ ИЗ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА / Новак В.П., Лунин Г.Л., А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 95106434/25; Заяв. 1995.04.27; Опубл. 1997.12.27, Бюл. N 24.

58. Патент - 2092515 РФ, МПК6 С09К5/04. ОЗОНОБЕЗОПАСНАЯРАБОЧАЯ СМЕСЬ ДЛЯ ХОЛОДИЛЬНЫХ МАШИН / Мазурин И.М., А.Я.Столяревский, Шевцов А.В.; Центр КОРТЭС- N 93046020/04; Заяв. 1993.09.29; Опубл. 1997.10.10, Бюл. N 18.

59. Патент - 2157780 РФ, МПК6 B01D53/04. СПОСОБ ОБОГАЩЕНИЯГАЗОМ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ И УСТРОЙСТВА ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ / А.Я.Столяревский, Столяревский А.А., Прибылов А.А.; Центр КОРТЭС- N 94005191/25; Заяв. 1994.02.14; Опубл. 1997.09.10, Бюл. N16.

60. Патент - 2063915 РФ, МПК6 B65D83/14. РАСПЫЛЯЮЩИЙКОНТЕЙНЕР И СПОСОБЫ ЕГО ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский, Доронин А.С.; Центр КОРТЭС- N 94004847/13; Заяв. 1994.02.14; Опубл. 1996.07.20, Бюл. N 10.

61. Патент - 2023654 РФ, МПК6 С01В13/11. ПЛАЗМОДИНАМИЧЕСКИЙСПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ОЗОНА И ПЛАЗМОДИНАМИЧЕСКИЙ ГЕНЕРАТОР ОЗОНА / Иванов В.Н., А.Я.Столяревский, Чижов Ю.Л.;N 5024522/26; Заяв. 1991.12.25; Опубл. 1994.11.30, Бюл. N 16.

62. Патент - 2157780 РФ, МПК6 B65D83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯГАЗА И СПОСОБ ЕЕ ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 99112244/13; Заяв. 1999.06.03; Опубл. 2000.10.20, Бюл. N 14.

63. Патент - 2228892 РФ, МПК6 B65D83/14. Распыляющий контейнер /А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 2002111884/12; Заяв. 2002.05.08; Опубл. 2004.05.20, Бюл. N 8.

64. Патент - 6770118 США, B65D83/14. GAS STORAGE CAPSULE ANDMETHOD FOR FILLING SAID CAPSULE / Anatoly Stolyarevsy; Center CORTES.- N10/064924; Заяв. 2002.08.29 ; Опубл. 2004.08.03, USPTO.

65. Столяревский А.Я. Технология производства водородо-метановойсмеси для автотранспортаУ/Наука и техника в газовой промышленности.№3,2008,С.73-80.

66. Столяревский А.Я. Производство альтернативного топлива на основеядерных энергоисточниковУ/Российский химический журнал.№6,2008,С.(в печати).

67. Пономарев-Степной Н.Н., Столяревский А.Я., Пахомов В.П. Атомноводородная энергетика. Системные аспекты и ключевые и/?облелш.М.:Энергоатомиздат, 2008