Атомно-водородная энергетика: Совет Российской Академии наук и Корпорации НИК НЭП

27 июня 2006 года

Заседание Совета по водородной энергетике РАН

27 июня с.г. в здании Президиума РАН (Ленинский проспект, 14) состоялось заседание Совета по научному руководству и координации научно- исследовательских и опытно-конструкторских работ по водородной энергетике и топливным элементам. Повестка дня Совета: «Научно-технические проблемы создания атомно-водородных комплексов на основе высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов».

На заседании присутствовали представители Администрации Президента РФ, компании «Интеррос», ГМК «Норильский никель», Росатома, Межведомственного аналитического центра, руководители профильных институтов РАН и конструкторских бюро,  члены Научно-технического совета Национальной инновационной компании «Новые энергетические проекты» (НИК НЭП).

Со вступительным словом к собравшимся выступили председатель Совета по водородной энергетике РАН академик Г. Месяц и заместитель председателя Совета, генеральный директор НИК НЭП, член-корреспондент РАН Б. Кузык. После вступительного слова были заслушаны три  доклада по повестке дня Совета:

  • Атомно-водородная энергетика. Инновационная технология высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВГТР) для энерготехнологического применения (Н.Н. Пономарев-Степной, академик РАН, вице-президент РНЦ «Курчатовский институт», Н. Г. Кодочигов, главный конструктор ФГУП «ОКБМ»);
  • Катализ в атомно-водородной энергетике (В.Н. Пармон, академик РАН, директор Института катализа Сибирского отделения РАН);
  • Твердооксидные электролизеры. Возможности, проблемы, перспективы. (А.К. Демин, заведующий лабораторией ИВТЭ Уральского отделения РАН).

После докладов и их обсуждения было принято постановление, в котором, в частности, отмечается, что  кардинальное решение проблемы энергетики ближайшего будущего связано с разработкой и осуществлением концепции атомно-водородной энергетики (КАВЭ), предусматривающей крупномасштабное производство на базе высокотемпературных ядерных реакторов нового поколения не одного, как сейчас, а двух энергоносителей - водорода и электроэнергии. В таких атомно-водородных комплексах при использовании высокотемпературных реакторов на быстрых нейтронах более экономично можно будет решать и вопросы воспроизводства ядерного топлива с замыканием ядерного топливного цикла.

Такие реакторы в сочетании с термохимическими конверсионными процессами могут найти широкое применение как источник высокопотенциального тепла не только для выработки водорода, но и для теплоэлектроснабжения различных удаленных от ядерного реактора объектов за счет термокаталитической передачи его энергии на большие расстояния практически без потерь.

Накопленный опыт разработки, строительства и эксплуатации экспериментальных и первых опытно-промышленных высокотемпературных реакторов с гелиевым охлаждением (ВТГР) показывает, что на пути их создания нет проблем, которые могли бы вызвать принципиальные затруднения. За рубежом уже приступили к созданию промышленных ВТГР и активно ведутся исследования и экспериментальная отработка термохимических процессов получения водорода из воды с использованием высокотемпературного тепла.

Российский Научный Центр «Курчатовский институт», осуществляющий  научное руководство,  и ОКБ машиностроения имени И.И.Африкантова, задействованное в конструировании систем, совместно с другими российскими и американскими компаниями уже на протяжении ряда лет ведут разработки и ОКР по такому реактору (ГТ-МГР) для производства электроэнергии и в перспективе - водорода с использованием термохимических циклов и высокотемпературного электролиза воды.

Основными преимуществами такого ядерного реактора по сравнению с нынешними реакторами являются:

  • высокий КПД производства электроэнергии за счет использования прямого газотурбинного цикла;
  • производство высокопотенциального тепла, которое может быть использовано для эффективного получения водорода, обеспечения экономической термокаталической конверсии метана, для нефтехимии, металлургии и других энергоемких отраслей экономики;
  • повышенная безопасность;
  • эффективное использование ядерного топлива в урано-плутониевых и торий- урановых циклах и др.

За счет использования высокопотенциального тепла и новых принципов аккумулирования энергии на базе высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов могут быть созданы эффективные АЭС, работающие в любом переменном графике нагрузок при постоянной мощности ядерного реактора.

Учитывая особую государственную важность инновационных водородных и ядерных технологий для обеспечения энергетической безопасности страны,  Совет  считает целесообразным приступить к комплексной системной проработке Концептуального проекта атомно-водородного комплекса (АВК) на базе высокотемпературного реактора для производства водорода, электроэнергии и высокопотенциального тепла для снабжения электроэнергией, теплом и водородом энергоемких отраслей и объектов промышленности, жилищно-коммунального хозяйства и социальной сферы.

В этой связи Совет считает целесообразным обратиться к руководству Росатома с предложением рассмотреть вопрос о включении работ по Концептуальному проекту атомно-водородного комплекса на базе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора в целевую федеральную программу по разработке и созданию новых  источников ядерной энергии, а также об участии конструкторских и проектных организаций Росатома в работах по указанному Концептуальному проекту.

27.06.2006, 1697  просмотров.