Навигация: => 

ИЗОБРЕТЕНИЕ
Патент Российской Федерации RU2280927

СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ТЕРМОЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКИХ ГЕНЕРАТОРОВ (ТЭХГ)
ДЛЯ ПОЛУЧЕНИЯ ВОДОРОДА ПРИ ИОНИЗАЦИОННОМ ОБЛУЧЕНИИ

Имя изобретателя: Ворогушин Виктор Тихонович (RU); Тельнова Галина Борисовна (RU); Солнцев Константин Александрович (RU) 
Имя патентообладателя: Институт физико-химических проблем керамических материалов РАН (RU)
Адрес для переписки: 119361, Москва, ул. Озерная, 48, ИПК РАН
Дата начала действия патента: 2004.10.15 

Изобретение относится к получению водорода из воды при эксплуатации атомных электростанций с помощью термоэлектрохимических генераторов.

Техническим результатом изобретения является повышение эффективности способа получения водорода из воды за счет использования энергии ионизирующего излучения и тепла, выделяемого в процессе генерирования электроэнергии. Согласно изобретению способ эксплуатации энергоустановки, включающей несколько ТЭХГ с твердыми керамическими электролитами, в том числе твердый электролит с протонной проводимостью и твердый электролит с проводимостью по ионам кислорода с нанесенными на их поверхность пористыми электродными покрытиями на основе палладия, систему подачи воды, разделения и отвода водорода и кислорода, а также дополнительный ТЭХГ электрохимической системы Na-Na с твердым электролитом на основе натриевого бета-глинозема с проводимостью по ионам натрия с нанесенным на его поверхность пористым электродным покрытием, указанные ТЭХГ помещают в отсек с водой или паром и делящимся веществом U²³⁵ или его оксидами с последующим перемещением отсека в активную зону ядерного реактора, а при замыкании электродов через внешнюю нагрузку генерируют электрический ток на этих генераторах с одновременным разделением продуктов разложения воды при ионизационном облучении, при этом выделяемое в отсеке тепло в процессе ядерного деления и генерирования электрической энергии направляют в дополнительный ТЭХГ электрохимической системы Na-Na. Перед эксплуатацией в анодную полость дополнительного ТЭХГ помещают делящееся вещество U²³⁵ или его оксиды.

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Изобретение относится к области преобразования ядерной и тепловой энергии в электрическую для получения водорода.

Известен способ эксплуатации атомных электростанций, в которых вся энергия, выделяющаяся в процессе ядерной реакции, превращается в тепловую энергию, затем в термодинамическом цикле турбогенератора в механическую и электрическую энергию [1]. Полученная электроэнергия поступает в электролизер для получения водорода из воды. Такой же тепловой цикл происходит в ТЭХГ при преобразовании тепловой энергии в электрическую [2].

Известно, что в процессе генерирования электрической энергии часть полезной потенциальной энергии превращается в тепло (в основном за счет потерь на электродах и в электролите), которое обычно отводится непроизводительно [3]. Эти потери тепла значительны и в режиме максимальной мощности равны половине потенциальной энергии [4], т.е. в этом случае к.п.д. преобразования потенциальной энергии (  _э) равен 0,5 (50%) от к.п.д. цикла Карно (_к).

При температуре подогрева Т_г 1000 К и температуре холодильника 400 К суммарный к.п.д. будет равен

_к· _э= 0,6.0,5=0,3 (30%).

Если анодную и катодную полость ТЭХГ выдерживать при максимальной температуре цикла, то и тепло, выделяемое в процессе генерирования электрической энергии, также будет характеризоваться максимальной температурой и следовательно может полностью утилизироваться в самом термодинамическом цикле, повышая его к.п.д. [5].

В этом случае предельное значение к.п.д. определяется по формуле = _к· _э/1- _к·(1- _э).

При получении водорода из воды в электролизере в режиме максимальной мощности значение к.п.д. электролизера _эл. будет составлять 0,5 (50%), а значение суммарного к.п.д. энергоустановки для получения водорода будет равно

= _к·_э·_эл=0,15 (15%).

Применительно к использованию для этих целей в электролизере электроэнергии, вырабатываемой АЭС, указанное значение суммарного к.п.д. энергоустановки с учетом преобразования высокопотенциальной ядерной энергии будет сравнительно низким.

Известно, что энергия ионизирующего излучения, возникающего в процессе ядерной реакции, на один акт деления U²³⁵ составляет 200 МэВ (энергия быстрых нейтронов - 5 МэВ, - лучей - 10 МэВ, - и нейтрино-частиц - 18 МэВ, осколков деления - 166 МэВ) [6]. Следовательно, энергия любой частицы ионизирующего излучения в тысячи раз больше энергии связи атомов в молекулах (˜5 эВ) и энергии связи валентных электронов с атомами (˜10 эВ) [7].

Известно, что в процессе ионизационного облучения молекула воды разлагается на водород и кислород. Часть образовавшихся атомов водорода и кислорода вступают в обратную реакцию с образованием воды и выделением тепла, а другая часть в виде смеси газов этих элементов накапливается [7]. Благодаря ТЭХГ с твердыми электролитами с проводимостью по ионам водорода (протонная) и соответственно по ионам кислорода, с нанесенными электродными покрытиями на основе палладия, становится возможным разделение и отвод этих газов из зоны реакции с одновременной генерацией электрического тока.

С целью повышения суммарного к.п.д. энергоустановки для получения водорода из воды предлагается способ эксплуатации ТЭХГ при использовании энергии ионизирующего излучения.

Для достижения этой цели в герметический отсек с изолированными токоотводами помещают ядерное горючее (U²³⁵ или его оксиды) и термоэлектрохимические генераторы с керамическими твердыми электролитами (ТЭ), а именно: с ТЭ, проводящим по ионам водорода (с протонной проводимостью), в частности, на основе цирконата стронция, и с ТЭ с проводимостью по ионам кислорода, и в частности на основе оксидов циркония и церия с добавками оксида иттрия и (или) редкоземельных элементов [8], - покрытыми пористыми электродами на основе палладия, а также систему подачи воды и систему разделения и отвода из зоны реакции образующихся в процессе разложения воды газообразных продуктов реакции в виде водорода и кислорода, а также дополнительный ТЭХГ электрохимической системы натрий-натрий с керамическим ТЭ на основе натриевого бета-глинозема с проводимостью по ионам натрия с нанесенным на его поверхность пористым электродным (например, молибденовым) покрытием.

При перемещении отсека в активную зону ядерного реактора под воздействием ионизирующего излучения ядерной реакции происходит разложение молекул воды с образованием атомов и ионов водорода и кислорода и их радикалов типа ОН [7]. Часть полученных продуктов вступает в обратную реакцию с образованием воды и выделением тепла, а другая часть смеси газообразных продуктов накапливается. Разность парциальных давлений водорода и соответственно кислорода по обеим сторонам твердого электролита с протонной и соответственно с кислородной проводимостью создает потенциальную энергию и соответственно ЭДС на электродах, покрывающих ТЭ.

Соединив токоотводы электродов через полезную нагрузку, можно разделить смесь газообразных продуктов на составляющие компоненты, направляя ионы водорода и соответственно ионы кислорода через твердые электролиты ТЭХГ с соответствующей проводимостью. При этом в одном процессе генерируют электрический ток и одновременно получают и отводят водород и кислород. В отсек подают воду (пар) по мере ее разложения и расходования. При этом выделяемое в отсеке тепло направляют в дополнительный ТЭХГ электрохимической системы натрий-натрий с ТЭ на основе натриевого бета-глинозема, покрытым пористым электродом, перед эксплуатацией которого в анодную полость такого ТЭХГ помещают ядерное горючее. Все потоки электрической энергии направляют в электролизер для получения водорода.

ИСТОЧНИКИ ИНФОРМАЦИИ

1. Бамп Т.Р. Третье поколение реакторов-размножителей. Физика атомного ядра и плазмы. М.: Наука, 1974, вып. №10, с.66-77.

2. Агрус Б. Термически регенерируемый элемент с жидкими металлами. Сб. ППТЭ и ТЭ, 1964, №11.

3. Ворогушин В.Т. Способ повышения к.п.д. термически регенерируемого топливного элемента. Тезисы докладов VI Всесоюзной конференции по электрохимии. Источники тока и преобразователи энергии. 1982, т.1, с.61.

4. Фаворский О.Н. Установки для непосредственного преобразования тепловой энергии в электрическую. М.: Высшая школа, 1965.

5. Ворогушин В.Т. Термодинамический цикл с использованием тепла, выделяемого при генерировании электроэнергии. Журнал физической химии. 1982. т.LVI, с.1092-1095.

6. Мэррей Р. Введение в ядерную технику. И.Л.М. 1995, с.62.

7. Платцман Р.Л. Что такое ионизующие излучения? Физика атомного ядра и плазмы. М.: Наука, 1974, с.3

8. Глебова Е. Рывок в водородное будущее. Наука и жизнь. 2004. №2, с.16-19.

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ

1. Способ эксплуатации системы термоэлектрохимических генераторов (ТЭХГ) с твердыми керамическими электролитами, системой подачи воды, разделения и отвода водорода и кислорода, включая твердый электролит с протонной проводимостью, твердый электролит с проводимостью по ионам кислорода с нанесенными на их поверхность пористыми электродными покрытиями на основе палладия, а также дополнительный ТЭХГ электрохимической системы Na-Na с твердым электролитом на основе натриевого бета-глинозема с проводимостью по ионам натрия с нанесенным на его поверхность пористым электродным покрытием, отличающийся тем, что указанные ТЭХГ помещают в отсек, содержащий воду или пар и делящееся вещество U²³⁵ или его оксиды, с последующим перемещением отсека в активную зону ядерного реактора, дистанционно соединяют электроды ТЭХГ с внешней полезной нагрузкой, генерируют в указанных ТЭХГ электрический ток, отводят соответственно водород и кислород, добавляют в отсек воду по мере ее разложения и расходования, при этом выделяемое в отсеке тепло в процессе ядерного деления и генерирования электроэнергии направляют в дополнительный ТЭХГ электрохимической системы Na-Na.

2. Способ эксплуатации по п.1, отличающийся тем, что в анодную полость ТЭХГ электрохимической системы Na-Na перед эксплуатацией вводят делящееся вещество U²³⁵ или его оксиды.

Версия для печати
Дата публикации 27.11.2006гг

вверх