Речь идет об использовании водорода не только в качестве топлива (например, в транспортных установках), но и в качестве своего рода аккумулятора энергии, а также химического реагента в производстве метанола, удобрений и других необходимых экономике продуктов. Но пока главная проблема - высокая себестоимость производства Н2, поэтому во многих странах ведутся разработки, направленные на повышение эффективности этого процесса.
Известных способов получения водорода три: электролиз воды, паровая конверсия метана и газификация угля. И в соответствии с ними сложилась мировая классификация, условно обозначенная разными цветами, например, черный водород получают из угля, серый - из природного газа с выделением СО2, голубой - также из углеводородов, но с улавливанием углекислого газа, зеленый - самый экологически чистый- с использованием возобновляемых источников энергии.
-Пока порядка 90 процентов водорода в мире производится путем паровой конверсии метана.Ее суть - разложение СН4 при высокой температуре. Но для производства этого тепла в итоге сжигают половину метана. Плюс необходимость строить установки, улавливающие СО2. Отсюда и высокая стоимость, хотя такой процесс все же наиболее дешевый, - разъясняет начальник отдела реакторных испытаний Института реакторных материалов Константин Кощеев.
Вариант получения Н2 из воды с помощью электролиза тоже весьма недешев. При этом не образуется углекислый газ, то есть этот процесс экологичный, но энергозатратный. Поэтому одним из самых перспективных направлений в этой сфере является использование мощностей ядерной энергетики. Во-первых, коэффициент установленной мощности реактора составляет 89-90 процентов, тогда как, например, у ветряков - 32-33 процента. Во-вторых, речь идет о реакторах нового типа -ВТГР, или высокотемпературных газоохлаждаемых, которые, в отличие от традиционных, более безопасны и к тому же многофункциональны, то есть помимо вырабатываемой ими электроэнергии для производства водорода можно использовать высокопотенциальное тепло.
Небольшой экскурс в историю развития ядерной энергетики. Изначально, с 1940 годов, и в нашей стране, и в других государствах оно шло главным образом по пути создания реакторов, в которых в качестве теплоносителя используется вода (в России это наиболее распространенные типы РБМК и ВВЭР).
- На сегодняшний день таких реакторов в мире эксплуатируется 443. Но в то же время еще в 1944 году физики мира уже задумались над использованием в качестве теплоносителя газа-СО2 либо гелия. С 1964-го по 1967 год были созданы три демонстрационных реактора мощностью от 30 до 40 МВт- в США, Великобритании и ФРГ, - рассказывает Кощеев. - Они эксплуатировались в течение 7-18 лет, затем это направление получило продолжение - ввод в опытно-промышленную эксплуатацию реактора на 800 МВт в США и чуть позднее - на 300 МВт в Германии. В России в 1970-1980 годах также прорабатывались концептуальные проекты трех типов высокотемпературных реакторов: АБЦУ-50, ВГ-400 и ВГМ.
Надо сказать, что ВТГР имеют огромное преимущество в плане безопасности: их активная зона графито-керамическая, то есть металла в ней нет, соответственно, нет коррозионного воздействия и не происходят паро-циркониевые реакции, которые стали одной из причин аварий на водо-водяных реакторах на АЭС "Три-Майл-Айленд" в США, в Чернобыле, на Фукусиме. Кроме того, если в легководных реакторах температура теплоносителя примерно 320-340 градусов, то даже у первых ВТГР она была на уровне 460-650, а за полвека ее удалось довести до 750-950 градусов. А это не только резко повышает КПД при выработке электроэнергии, но и позволяет использовать высокопотенциальное тепло.
Тем не менее до сих пор это направление ядерной энергетики в мире не приобрело промышленных масштабов, поскольку оказалось слишком затратным. После чернобыльской катастрофы радиофобия во многих странах сильно затормозила развитие ядерной энергетики. У нас же после развала СССР исследования в области создания высокотемпературных реакторов практически остановили: на протяжении почти трех десятилетий в России развивали лишь два направления - легководные и реакторы на быстрых нейтронах. В других странах разработки ВТГР тоже шли в вялотекущем режиме, однако в последние годы они резко активизировались именно в ракурсе применения в водородной энергетике.
Одним из флагманов таких исследований стал Китай, где создали ВТГР с шаровой активной зоной с периодом безостановочной эксплуатации до шести лет (микротвэлы в форме шариков заменяются в ней постепенно, без остановки на перегруз топлива, которая необходима для реакторов с другими типами активной зоны). Буквально несколько месяцев назад в КНР запустили первые два энергоблока по 200 МВт и планируют построить еще шесть таких установок. По словам Кощеева, за последние четыре года сильно продвинулись в данной тематике и американские компании, сделавшие ставку на ВТГР двойного назначения. Ведутся исследования в Японии, Германии, ЮАР и ряде других стран.
С 2018 года в России тоже возобновили работу по созданию ВТГР-в ней участвует целый ряд предприятий Росатома во главе с "ОКБМ Африкантов". Свою часть работ по этой программе выполняет Институт реакторных материалов (ИРМ), расположенный в уральском городе Заречном. Задача его сотрудников -оценить работоспособность материалов активной зоны в условиях, максимально приближенных к условиям эксплуатации в высокотемпературном реакторе, то есть протестировать экспериментальные образцы тепловыделяющих элементов (микротвэлов) и топливных компактов ВТГР и подтвердить герметичность их оболочек, размерные характеристики, физико-механические свойства и т. д.
Для проведения таких работ в ИРМ задействован исследовательский реактор и другое специфическое оборудование. Опыт также имеется: по словам Константина Кощеева, обоснованием безопасности элементов активной зоны ВТГР уральцы начали заниматься еще в 1970-1980 годах и к 1990-м имели уже серьезную экспериментальную базу. В последующие годы ИРМ также осуществил ряд исследований твэлов и дисперсионного микротоплива для ВТГР, но, к сожалению, работал только по зарубежным контрактам - для КНР, ЮАР, США, Франции. И вот, наконец-то накопленный опыт пригодился и для российских разработок.
- В конце 2022 года мы завершили этап реакторных испытаний топлива для реакторов ВТГР до трехпроцентного выгорания, а также первичный этап послереакторных исследований топливных компактов. Исследовали микротвэлы с точки зрения герметичности их оболочек: при облучении выход продуктов деления не должен превышать определенный норматив - 10-5. Это вопрос безопасности. На сегодня результаты получены хорошие. По итогам испытаний предстоит дальнейшая технологическая оптимизация производства микротоплива, - рассказывает ученый.
В России сформирована дорожная карта, согласно которой к 2033-2035 году предстоит запустить атомную энерготехнологическую станцию (АЭТС). В ее составе - высокотемпературный реактор мощностью около 600 МВт и химико-технологический остров, обеспечивающий производство около миллиона тонн водорода в год.
- А всего планируется построить около полусотни АЭТС. Чтобы понимать масштаб, приведу цифры: сейчас в России эксплуатируется 11 атомных электростанций с 38 энергоблоками, - говорит Кощеев. - Программа Росатома подразумевает, что через 40 лет мы должны производить такой же объем высокоэнергетического продукта, то есть водорода, сколько производим углеводородов, то есть примерно 10 процентов от мирового объема. Учитывая проблемы с поставками природного газа в Европу, актуальность этой темы возрастает в разы.
Но не окажемся ли мы в аутсайдерах, учитывая 30-летний пробел в разработке этой темы? Ведь в Европе, Азии, Америке также планируют создавать производства под огромные объемы водорода.
- Когда мы испытывали первую серию шаровых твэлов для Китая, результаты были не слишком впечатляющие, но через два-три года они улучшились на три порядка. Так что, если мы будем системно заниматься этой темой, мы догоним лидеров. Технологии не появляются спонтанно, они эволюционные - нужно только набраться терпения и довести их до ума, - уверен Константин Кощеев.