ЯДЕРНО-ХИМИЧЕСКИЙ КОМПЛЕКС Российский патент 2004 года по МПК G21D9/00 

Изобретение относится к области энергетики и может быть использовано для получения энергоносителя газообразного водорода.

Известны аналогичные комплексы, работающие с использованием ядерного реактора и включающие конвертор, теплообменник и парогенератор (см., например, а.с. №701376, МПК 7 G 212 D 9/00, 23.01.1983).

Недостатком таких комплексов является отсутствие безопасности и надежности в работе из-за возможной утечки водорода внутри реактора.

Технической задачей предлагаемого изобретения является безопасное максимальное использование ядерного реактора.

Технический результат достигается тем, что теплообменник для подогрева газа связан с парогенератором трубопроводом горячих газов, отходящих из конвертора, парогенератор связан с дополнительно размещенной установкой разделения газов трубопроводом горячей воды, а ядерный реактор связан с одной стороны трубопроводом перегретого пара с конвертором, а с другой стороны - с парогенератором водяного пара.

На чертеже представлены схема предлагаемого ядерно-химического комплекса.

Ядерно-химический комплекс включает ядерный реактор 1, теплообменник охлаждения ядерного реактора 2, связанный с парогенератором 3, трубопроводом водяного пара 4 и с конвертором 5 трубопроводом перегретого пара 6. Конвертор 5 связан также трубопроводом горячего метана 7 с теплообменником для подогрева газа 8 и с парогенератором 3 трубопроводом отходящих газов 9, а парогенератор 3 связан с теплообменником 8 трубопроводом отходящих газов 10. Теплообменник 8, в который поступает метан по трубопроводу 11, связан трубопроводом 12 с установкой для разделения газа 13, в которую поступает охлаждающая вода по трубопроводу 14, и уже нагретая вода по трубопроводу 15 поступает в парогенератор 3.

Ядерно-химический комплекс работает следующим образом. Водяной пар из парогенератора 3 нагрет в теплообменнике 2 теплоносителем, поступающим из ядерного реактора 1, до температуры 800-1100°С и отсюда поступает в конвертор 5, куда одновременно поступает по трубопроводу 7 метан, подогретый в теплообменнике 8. При этом происходит конверсия метана водяным паром с образованием водорода и углекислого газа. Образующиеся при этом горячие газы последовательно охлаждаются в парогенераторе 3, а затем в теплообменнике 8 и поступают в установку разделения газа 13, где происходит разделение смеси на водород Н₂ и углекислый газ СО₂, который затем подают в подземное хранилище, а водород - по трубопроводу к потребителю (на чертеже не показано).

Изобретение относится к области энергетики и может быть использовано для получения энергоносителя газообразного водорода. Техническим результатом изобретения является безопасное максимальное использование ядерного реактора. Теплообменник для подогрева, поступающего в конвертор газа, связан с парогенератором трубопроводом горячих газов, отходящих из конвертора. Парогенератор связан с дополнительно размещенной установкой разделения газов трубопроводом горячей воды, а ядерный реактор связан с одной стороны трубопроводом перегретого пара с конвертором, а с другой стороны с парогенератором трубопроводом водяного пара. 1 ил.

Ядерно-химический комплекс для получения универсального энергоносителя, например, в виде газообразного водорода, включающий ядерный реактор, конвертер, теплообменник, парогенератор, отличающийся тем, что теплообменник для подогрева газа связан с парогенератором трубопроводом горячих газов, отходящих из конвертера, парогенератор связан с дополнительно размещенной установкой разделения газов трубопроводом горячей воды, а ядерный реактор связан с одной стороны трубопроводом перегретого пара с конвертером, а с другой стороны - трубопроводом водяного пара с парогенератором.