可用于小型鉛鉍冷快堆的核能制氫技術分析

孫征　吳曉春　李龍　邵靜

摘 要：核能制氫作為一種有前景的大規模制氫方法，得到廣泛研究。該文介紹了適用于核能制氫的反應堆堆型，以及可用于核能制氫的主要方法，并對可用于小型鉛鉍冷快堆的核能制氫技術進行了分析。分析結果表明，小型鉛鉍冷快堆制氫的潛在技術路線為熱化學裂解水溴鈣循環或甲烷直接裂解法。

關鍵詞：鉛鉍冷快堆 核能制氫 技術分析

中圖分類號：TL364.4 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2016）03（b）-0068-03

Abstract：As a promising massive way，nuclear hydrogen production is being extensively investigated across the world.In this paper，the reactor types and main methods which could be used in nuclear hydrogen production were introduced，and the techniques used in Small Pb-Bi cooled fast reactor for nuclear hydrogen production were investigated.As a result，the potential technical path in Small Pb-Bi cooled fast reactor for nuclear hydrogen production were Ca-Br-Fe thermo-chemical process and methane direct pyrolysis method.

Key Words：Pb-Bi cooled fast reactor；Nuclear hydrogen production；Technique investigation

氫能是一種非常優越的能源形式，被稱為21世紀的新能源。氫在地球上主要在水和有機化合物中存在。與化石燃料如煤、油和天然氣不同，作為燃料的氫氣在自然界中并不存在，不能開采。從長遠的角度考慮，基于油氣資源的短缺和可持續發展的要求，核能是制氫的最佳候選能源。

核能是清潔的一次能源，經過半個多世紀的發展，核電已經成為清潔、安全、成熟的發電技術。核能制氫（Nuclear hydrogen production）就是將核反應堆與采用先進制氫工藝的制氫廠耦合，進行氫的大規模生產。與其他制氫技術相比，核能制氫具有無溫室氣體排放、高效、可實現大規模制氫等優勢[1]。

1 核能制氫研究概況

在美國桑迪亞國家實驗室（SNL）的核能制氫反應堆堆型評估報告中，給出了如下選擇的標準[2]。

（1）基本要求：①化學相容性：即冷卻劑和一回路材料燃料之間的相容性；②冷卻劑的穩定性：即在運行溫度和放射性環境下冷卻劑分子的穩定性；③壓力要求：即主回路的壓力限制；④核方面的要求：即中子俘獲中子活化、裂變產物影響、氣體累積等；⑤可行性：即基本可行性，反應堆發展的要求，反應堆發展的風險。

（2）重要的標準：①安全性；③運行問題；③成本；④中間回路相容性；⑤其他的優點和問題。

根據美國對各種反應堆堆型評估的結果，高溫氣冷堆、先進高溫堆（熔鹽堆）和鉛合金冷卻快堆[3]被認為在核能制氫方面很有前景。

用于以上3種堆型的核能制氫方法主要包括高溫電解水、熱化學分裂解水碘硫循環、熱化學裂解水溴鈣循環和甲烷直接裂解[4]。

1.1 高溫電解水制氫

高溫電解水制氫的化學反應如下。

H2O→H2+1/2O2-242 kJ/mol

電解制氫適用于可以得到廉價電能或者需要高純氫氣的場合。電解反應需要大量的電能，取決于反應焓、熵和反應溫度。

經理論分析和試驗研究，與直接電解水相比，高溫下電解可明顯減少耗電、提高熱效率。高溫電解水一般所需氦氣溫度750 ℃～950 ℃[5]。

1.2 熱化學裂解水碘硫循環制氫

由美國通用原子公司（GA）最先提出的熱化學裂解水碘硫循環被認為是最有應用前景的可利用核能的熱化學分解水制氫技術[4]。圖1為碘硫循環制氫的原理圖，可以看出，該循環要求的最高溫度在約900 ℃。

由于具有制氫效率高、過程涉及物流可全為流體、易于放大等優點，碘硫循環得到了廣泛的研究[5]。

1.3 熱化學裂解水溴鈣循環制氫

另一較有發展前景的熱化學制氫方法為基于溴-鈣-鐵循環的熱化學流程，日本原子能研究院（JAERI）對這種流程做過較多研究[6]。該流程的圖示見圖2。從圖2中可以看出，溴鈣循環所需的最高溫度為730 ℃，低于碘硫循環。溴鈣循環包括4步熱化學反應流程[7]：（1）CaBr2與水于700 ℃～750 ℃下高溫裂解生成CaO和HBr（吸熱）；（2）在500 ℃～600 ℃下通過CaO與Br2反應再生CaBr2，并放出O2；（3）200 ℃～300 ℃下用Fe3O4再生Br2，并生成FeBr2（放熱）；（4）在550 ℃～600 ℃下由水蒸氣反應再生Fe3O4（吸熱）和HBr，并放出H2。

1.4 甲烷直接裂解制氫

美國布克海文國家實驗室（BNL）比較分析了各種制氫方法的能耗，認為甲烷直接熱裂解是潛在的最低能耗，最少二氧化碳排放的制氫方法[2]。甲烷制氫的反應溫度在700 ℃～1 000 ℃。在根據甲烷直接裂解制氫的化學反應如下。

H2O→H2+1/2O2-242 kJ/mol

經熱力學計算，理論上甲烷直接裂解在較低溫度下就能獲得高轉化率。在500 ℃時甲烷的理論轉化率為45.7%，在600 ℃時轉化率達到71.8%。但是由于甲烷分子的惰性很強，反應一般在催化條件下進行。反應生成的碳會覆蓋在催化劑的表面導致催化劑的失活，該問題目前還沒有得到很好的解決。

若采用高溫直接裂解，則轉化率偏低。根據上海交通大學的研究[8]，在實驗溫度1 000 ℃，甲烷流量7 mL/s的反應條件下，測得的甲烷最高轉化率為22%。該項研究指出，可通過增加甲烷停留時間，增加甲烷在鉛池的接觸面積來提高轉化率。

2 小型鉛鉍冷快堆用于制氫

小型核電機組是指發電功率在300 MWe以下的機組。由于其具有初始投資小、建造周期短、可以有效解決中小電網輸電問題的優勢，近年來得到了世界各國，尤其是發展中國家的關注。

按照技術路線的不同，小型反應堆大致可分為輕水堆、高溫氣冷堆、液態金屬冷卻快堆和熔鹽堆四大類。鉛鉍冷快堆是第四代反應堆的6種主要堆型之一，也是小型堆的重要研究方向，與其他類型的小型堆相比，小型鉛鉍冷快堆具有固有安全性好、燃料資源利用率高、熱效率高、機動性好和用途廣泛等優點。

基于小型鉛鉍冷反應堆在物理、熱工和安全方面的優良特性，采用先進的非能動安全設計，簡化系統，降低成本，可以實現安全性和經濟性的統一。應用模塊化的設計，將反應堆模塊分別和發電、制氫、海水淡化、供熱等模塊配合使用，有可能實現同一小型鉛鉍冷快堆的多用途。

在小型鉛鉍冷快堆的諸多用途中，最常提及的是發電和制氫的用途組合。從圖3可以看出，制氫是對堆芯出口溫度要求最高的用途。而在第四代反應堆的六種堆型中，鉛鉍冷快堆（屬于鉛合金冷反應堆）是滿足制氫要求的4種堆型中堆芯出口溫度最低的。

在核能制氫的4種方法中，高溫電解水一般所需氦氣溫度750 ℃～950 ℃，可見該方法更適用于高溫氣冷堆或氣冷快堆；熱化學分裂解水碘硫循環要求的最高溫度在約900 ℃，比鉛鉍冷快堆的出口溫度高約100 ℃，可見該方法并不適用于小型鉛鉍冷快堆；熱化學裂解水溴鈣循環要求的最高溫度約為730 ℃。低于鉛鉍冷快堆的出口溫度，可用作小型鉛鉍冷快堆制氫的技術路線；甲烷直接裂解要求的溫度可低至700 ℃，也可作為小型鉛鉍冷快堆制氫技術路線的選擇。

對于上述結論，可以作為佐證的是，在美國阿貢國家實驗室（ANL）開發小型鉛鉍冷快堆STAR-H2中，制氫就采用了熱化學裂解水溴鈣循環[7]。另外，結合鉛冷快堆的冷卻劑穩定性好、出口溫度高等優點，阿貢國家實驗室還提出了以鉛冷快堆為熱源的甲烷裂解制氫構想[9]。我國上海交通大學也提出過鉛冷快堆與甲烷熱裂解制氫反應器相互耦合的核能制氫系統方案[8]，見圖4。該方案將核反應堆與制氫反應器簡單的組合，以反應堆液態金屬冷卻劑作為熱源，甲烷氣體直接與鉛液接觸發生熱裂解反應。這種制氫方案原理簡單，系統較簡化。

3 結論

通過對核能制氫以及小型鉛鉍冷快堆制氫的調研和論證分析，可以得出如下結論。

（1）在核能制氫方面有前景的第四代反應堆包括高溫氣冷堆、熔鹽堆和鉛合金冷卻快堆。

（2）核能制氫的主要方法包括高溫電解水、熱化學分裂解水碘硫循環、熱化學裂解水溴鈣循環和甲烷直接裂解。

（3）受到堆芯出口溫度等因素的限制，小型鉛鉍冷快堆制氫的潛在技術路線為熱化學裂解水溴鈣循環或甲烷直接裂解法。

參考文獻

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