Хемотермические технологии аккумулирования энергии ядерных энергоисточников тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Столяревский, Анатолий Яковлевич

• Столяревский, Анатолий Яковлевич
• доктор технических наук
• 2009

Оглавление диссертации доктор технических наук Столяревский, Анатолий Яковлевич

Предисловие

Условные обозначения и сокращения

Введение

Глава 1. Разработка технологий конверсии высокотемпературного тепла в высокоэффективные энергоносители

1.1. Исследование требований систем потребления водорода.

1.2. Анализ технологий производства водорода

1.3. Выбор эффективных циклов производства водорода

1.4. Разработка систем на основе адиабатической конверсии метана 62 Выводы

Глава 2. Технологии аккумулирования энергии ядерных реакторов

2.1. Анализ требований и возможностей систем аккумулирования энергии

2.2. Исследование атомных энергоустановок для переменных графиков нагрузки

2.3. Выбор параметров и схем теплофикационных систем на базе ВТГР

2.4. Разработка хемотермических систем дальнего транспорта энергии

Глава 3. Системы передачи высокотемпературного тепла

3.1. Анализ возможных потребителей высокотемпературного тепла

3.2. Определение требований к энерготехнологическим реакторным установкам

3.3. Разработка эффективных систем передачи ВТТ

3.4. Обоснование системы прямой передачи ВТТ по факторам безопасности 207 Выводы

Глава 4. Сорбционные системы утилизации низкопотенциального тепла

4.1. Низкотемпературные циклы накопления энергии

4.2. Разработка водоаммиачных регуляторов мощности

4.3. Выбор эффективных циклов сорбционного накопления рабочего тела

4.4. Разработка низкотемпературных углекислотных аккумулирующих энергоустановок

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Хемотермические технологии аккумулирования энергии ядерных энергоисточников»

Диссертационная работа является результатом исследований и разработок, выполненных автором по новому направлению: хемотермические технологии аккумулирования энергии ядерных реакторов для решения задачи обеспечения более широкого применения ядерных энергоисточников (ЯЭИ) в различных секторах энергопотребления и основанных на процессах преобразования тепловой энергии в физико-химических системах.

В работе предложены и исследуются системы производства энергоносителей на основе хемотермических технологий аккумулирования тепловой энергии ядерных энергоисточников, условно разделённых на два класса: к первому относятся хемотермические технологии преобразования тепловой энергии высокотемпературных ЯЭИ для производства из воды и метана водорода и содержащих его энергоносителей с последующим их использованием для энергоёмких процессов и хемотермического транспорта тепловой энергии, ко второму классу можно отнести хемотермические энерготехнологии в составе ЯЭИ различного типа для аккумулирования и передачи тепловой энергии с помощью термохимических материалов и возможностью преобразования этих материалов в электроэнергию пиковой нагрузки.

Диссертационная работа направлена на повышение эффективности ядерных энерготехнологических установок, надежности их функционирования, обеспечение требований энергосистем и промышленности за счет использования наиболее эффективных и экономичных хемотермических систем и технологий аккумулирования энергии ядерных реакторов и разработки наиболее совершенных схем и параметров таких систем и технических решений для их реализации.

С.365, табл. 34, рис.84, библ. 90 наим.

Условные обозначения и сокращения

АВЭ - атомно-водородная энергетика АГВ - аккумуляторы горячей воды

АНТ - аккумуляторы низкопотенциального тепла

АПВ - аккумуляторы питательной воды APT - аккумулятор рабочего тела АС - атомная станция

АСДТ - атомная станция дальнего теплоснабжения АСПТ - атомная станция промышленного теплоснабжения ACT - атомная станция теплоснабжения

АСУТП - автоматизированная система управления технологическим процессом

АУТ - аппарат утилизации тепла

АФП - аккумуляторы фазового перехода

АТЭЦ - атомная теплоэлектроцентраль

АЭС - атомная электростанция

АЭТС - атомная энерготехнологическая станция

БГВ - баки горячей воды

БЗО -боковой защитный отражатель

БГР - быстрый гелиевый реактор

БН - быстрый натриевый реактор

БПЭ - блок преобразования энергии

БТА - блок утилизации тепла и генерации пара

БХВ -баки холодной воды

ВАТТУ - воздушно - аккумулирующими газотурбинная установка ВАРМ - водоаммиачные регуляторы мощности ВАТТ - водоаммиачный транспорт тепла ВУВ -воздушная ударная волна ВАЭС - воздушно-аккумулирующие электростанции ВВЭР - легководный энергетический реактор

ВГ-400 - проект Российского опытно-промышленного ВТГР с шаровыми твэлами, тепловой мощностью 1060МВт

ВГМ - проект Российского опытно-промышленного ВТГР модульного типа с шаровыми твэлами, тепловой мощностью 200 МВт ВКГ - влажный конвертированный газ

ВПТО - высокотемпературный промежуточный теплообменник

ВТГР - высокотемпературный газоохлаждаемый реактор

ВТО - высокотемпературный теплообменник

ВТЭ

ГАЭС- гидроаккумулиругощие станции

ГВС -газовоздушная смесь

ГеоТЭС - геотермальные электростанции

ГРУМ -газографитовая реакторная установка для металлургии

ГТ-МГР - модульный гелиевый реактор с газовой турбиной

ДАНТ - департамент по атомной науке и техники Минатома России

ДАЭ - департамент по атомной энергетике Минатома России

ДВС - двигатель внутреннего сгорания

ДММ -диметанолметил

ДМЭ -диметштовый эфир

ЕТР -европейская территория России

ЖКХ -жилищно-коммунальное хозяйство

ЖСТ -жидкое синтетическое топливо

ЖРО - жидкие радиоактивные отходы

ИВТ РАН - Институт высоких температур РАН

ИЖТ - искусственное жидкое топливо

ИНПРО - Международная программа по инновационным ядерным реакторам

ИЯС - инновационные ядерные системы

КВД - компрессор высокого давления

КН -конденсатный насос

КНД - компрессор низкого давления

КИМ - коэффициент использования мощности

ККР - конверсионный каталитический реактор

КПД - коэффициент полезного действия

КЦА -короткоцикловая адсорбция

МАГАТЭ - Международное Агентство по атомной энергии

МГР-Т - модульный гелиевый реактор для технологических целей

МДЭА - монодготаноламиновая отмывка СО2

НВИЭ - неископаемые возобновляемые источники энергии

НЗО -нижний защитный отражатель

НД - нормативные документы

НИОКР (НИР и ОКР) - научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы ННЭ -нарушение нормальной эксплуатации НРБ-99 -нормы радиационной безопаности НПЗ - нефтеперерабатывающий завод

ОКБМ - Государственное Унитарное Предприятие «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения» им.И.И.Африкантова, г. Нижний Новгород ОП -опытно-промышленный ОПТ -основной парогенератор

ОЭСР - Организация экономического сотрудничества и развития

ПАТЭС - плавучая АЭС

ПВД - подогреватель высокого давления

ГШ С -пылевоздушная смесь

ПГ - парогенератор

ПГК - промежуточный гелиевый контур

ГТГС - парогазовая смесь

ПКМ - паровая конверсия метана

ПН - питательный насос

ПНД - подогреватель низкого давления

ПП - пароперегреватель

ПТУ - паротурбинная установка

ПКМ - паровая конверсия метана

РАН-Российская Академия наук

РАО - радиоактивные отходы

РБМК - реактор большой мощности канальный

РВ - референтный вариант

РНЦ КИ - Российский Научный Центр «Курчатовский Институт», г.Москва

РФ - Российская Федерация

РУ - реакторная установка

СЖТ - синтетическое жидкое топливо

СИ - термохимический сернокислотно-иодный цикл

СНГ - Содружество независимых государств

СПИН - сверхпроводящие индукционные накопители

СТТ - ступенчатый теплообменник

СУЗ - система управления и защиты

США - Соединенные Штаты Америки

ТА - тепловые аккумуляторы

ТВС - тепловыделяющая сборка а.з (топливный блок) твэл - тепловыделяющий элемент

ТЗ - техническое задание

ТК - турбокомпрессор

ТКА - термоконверсионный агрегат

ТНУ -теплонасосная установка

ТМС - термодинамический сдвиг

ТС - транспортное средство

ТСЧ -теплосиловая часть

ТХА -термохимический аккумулятор

ТХЦ - термохимический цикл

ТЦ - топливный цикл

ТЭК - топливно-энергетический комплекс

ТЭС -теплоэлектростанция

УКЭУ -углекислотная конденсационная установка

ФРГ - федеративная республика Германия

ХРТ -хранилище рабочего тела

ХТБ - химико-технологический блок

ХТС - хемотермические системы

ХТЧ - химико-технологическая часть

ЦВД -цилиндр высокого давления

ЦНД -цилиндр низкого давления

ШТ - шаровые твэлы

ЭС -электростанция

ЭТК - энерготехнологический комплекс ЭТУ - энерготехнологическая установка эфф. - эффективных

ЭХА - электрохимический аккумулятор ЭХГ - электрохимический генератор ЭХМ - электрохимический модуль ЭХС - электрохимическая секция ЯВК - ядерно-водородный комплекс ЯМК - ядерно-металлургический комплекс ЯНХК - ядерный нефтехимический комплекс ЯТК - ядерный технологический комплекс ЯТЧ - ядерная технологическая часть ЯКЦ - ядерный конверсионный центр ЯЭИ - ядерный энергетический источник ЯЭС - ядерная энергетическая система

AVR - исследовательский ВТГР с шаровыми твэлами (ФРГ)

ASME - American Society of Mechanical Engineers

EPRI - Институт электроэнергетических исследований (США)

FSV - демонстрационная АС с ВТГР электрической мощностью 300 МВт (США)

IAEA - МАГАТЭ

ША - Международное Энергетическое Агентство

IIASA - Международный Институт прикладного системного анализа в г. Лаксенбург (Австрия)

INPRO - Международная программа по инновационным ядерным реакторам JAERI - Японский Исследовательский центр по атомной энергии (Япония) LWR - легководный реактор

MIT - Массачусетский технологический институт (США)

OECD - Организация экономического сотрудничества и развития

HTR -10 - исследовательский ВТГР мощностью 10 МВт (Китай)

HTTR - экспериментальный ВТГР (Япония)

Peach-Bottom" - первая АС с ВТГР (США)

PSA - короткоцикловая адсорбция

S-I - сернокислотный цикл с разложением иодоводорода

SRES - специальный доклад по сценариям эмиссии

THTR-300 - АС с ВТГР электрической мощностью 300 МВт (ФРГ)

VHTR - сверхвысокотемпературный ВТГР vpm - МО"4 % (объемных)

ВВЕДЕНИЕ

Хемотермические технологии аккумулирования энергии ядерных реакторов являются новым направлением решения задачи обеспечения более широкого применения ядерных энергоисточников (ЯЭИ) в различных секторах энергопотребления и основаны на процессах преобразования тепловой энергии в физико-химических системах.

Необходимость аккумулирования энергии ядерных энергоисточников (ЯЭИ) обусловлена требованиями потребителей энергоносителей (электроэнергии, водорода, отопительного тепла и др.), графики потребления и характер использования которых не соответствуют наиболее эффективному режиму работы ЯЭИ, требующему по условиям экономической эффективности и безопасности максимальной постоянной нагрузки.

Наряду с широким созданием мощных энергоблоков различного типа для несения постоянной электрической нагрузки по условиям топливно-энергетического баланса ядерные энергоисточники могут применяться и в секторах производства водорода для различных энергоёмких потребителей и транспорта, а также дальнего транспорта тепла и производства тепловой и электрической энергии в разуплотнённых графиках потребления.

Решение данной задачи с помощью традиционных технологий не обеспечивает требуемой конкурентоспособности, что сдерживает расширение сфер применения ядерной энергии для сокращения потребления дефицитных видов органического топлива и снижения их вредного воздействия на окружающую среду.

В работе предложены и исследуются системы производства энергоносителей на основе хемотермических технологий аккумулирования тепловой энергии ядерных энергоисточников.

Систематические исследования возможностей расширения сферы применения ядерных энергоисточников в народном хозяйстве начались в начале 70-х годов прошлого века. Были разработаны атомные станции теплоснабжения и атомные теплоэлектроцентрали на основе ядерных реакторов различного типа. Выполнены проекты высокотемпературных ядерных реакторов для технологических процессов. Велись исследования и разработки по процессам получения водорода с помощью ядерной энергии. Однако высокая стоимость и сложность таких систем не позволили создать требуемые ядерно-технологические комплексы.

В настоящее время в России и за рубежом становится всё более актуальным разработка технологий, позволяющих перевести энергоёмких потребителей на ядерное энергообеспечение, что обусловлено резко возрастающими ценами на природные энергоресурсы и, в первую очередь, - на жидкие и газообразные углеводороды, а также необходимостью уменьшения климатического влияния процессов сжигания этих энергоресурсов с помощью атмосферного кислорода.

Такое направление получило название Атомно-водородная энергетика, инициатива создания которой в России принадлежит коллективу ученых, работающих под руководством академика РАН, профессора Пономарева-Степного Николая Николаевича. Созданы проекты ядерно-технологических комплексов с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами (В'П'Р), разработаны технологии производства водорода из воды на основе этого типа энергоисточников. При этом условно можно выделить два класса: к первому относятся хемотермические технологии преобразования тепловой энергии высокотемпературных ЯЭИ для производства из воды и метана водорода и содержащих его энергоносителей с последующим их использованием для энергоёмких процессов и хемотермического транспорта тепловой энергии, ко второму классу можно отнести хемотермические энерготехнологии в составе ЯЭИ различного типа для аккумулирования и передачи тепловой энергии с помощью термохимических материалов и возможностью преобразования этих материалов в электроэнергию пиковой нагрузки.

Разработаны применительно к ядерным энергоисточникам отечественные и зарубежные технологии производства водородосодержащих энергоносителей на базе электролизных и плазмохимических процессов мощностью до 1 МВт.

Разработаны и внедрены в практику в России и за рубежом энергоаккумулирующие системы различного типа (гидравлические, электрохимические) с эффективностью аккумулирования выше 90%, соответствующей задаче их использования для мощных ЯЭИ.

Современные технологии аккумулирования энергии (гидравлические, электрохимические) для ядерных энергоисточников имеют ограниченный сегмент применения по причине чрезвычайно высоких капитальных затрат и больших расходов электроэнергии, не позволяющих применять их для мощных ЯЭИ.

Цель диссертационной работы заключалась в научном обосновании технических разработок хемотермических систем и технологий аккумулирования энергии ядерных реакторов, имеющих существенное значение для расширения сферы применения и повышения эффективности ядерных энергоисточников на базе производства водорода, энергообеспечения энергоёмких промышленных потребителей и транспорта, а также работы в разуплотнённых графиках электрической нагрузки.

Диссертационная работа направлена на повышение эффективности ядерных энерготехнологических установок, надежности их функционирования, обеспечение требований энергосистем и промышленности за счет использования наиболее эффективных и экономичных хемотермических систем и технологий аккумулирования энергии ядерных реакторов и разработки наиболее совершенных схем и параметров таких систем и технических решений для их реализации.

Предмет исследования - хемотермические технологии аккумулирования энергии ядерных реакторов.

Научная проблема диссертационного исследования формулируется следующим образом: разработка схем и параметров и технических решений по энерготехнологической части ядерной энергоустановки, предназначенной для преобразования тепловой энергии в высокоэффективные энергоносители на основе хемотермических процессов и применения этих энергоносителей для аккумулирования энергии.

Направления исследований:

1. Поиск технологических решений и концепции энерготехнологических систем с инновационными ядерными энергоисточниками с высокими термодинамическими параметрами для крупномасштабного производства водорода, аккумулирования и транспорта энергии с применением хемотермических технологий на основе анализа состояния вопросов теории и практики их проектирования, современных тенденций развития.

2. Развитие теоретических положений по расчету и проектированию хемотермических технологий аккумулирования энергии ядерных энергоустановок.

3. Систематизация способов производства водорода с помощью ЯЭИ, оценка их эффективности. Разработка рекомендаций по использованию предлагаемых хемотермических технологий на основе паровой конверсии метана.

4. Поиск и разработка новых технических решений энерготехнологических систем по эффективному преобразованию тепловой энергии ЯЭИ в хемотермические энергоносители.

5. Разработка на основе известных теоретических положений концепции, практических решений по технологии и выбору оборудования установок теплоэнергоаккумулирования энергии ЯЭИ с применением в качестве рабочего тела диоксида углерода сверхкритических параметров с сорбционной и криогенной системой запасения рабочего тела.

Для выполнения исследований были разработаны экспериментальные и расчётные методы определения термодинамических и кинетических параметров, энергетической эффективности отдельных элементов хемотермической технологии и энерготехнологической системы в целом.

В первой главе диссертационной работы приведен обзор технологий производства водорода на базе высокотемпературных ЯЭИ. Выполнен анализ показателей электро- и термохимических технологий отечественного и зарубежного производства. Рассмотрены различные схемы выполнения водородного производства. Значительное место уделено рассмотрению предлагаемых термохимических методов разложения воды, позволяющих учесть различные факторы, влияющие на их конкурентоспособность. Показана практическая неэффективность применения серно-иодного цикла в ядерно-технологическом комплексе производства водорода. Приведены результаты комплексных исследований по выбору эффективной технологии производства водорода с помощью ядерного энергоисточника, разработана высокоэффективная технология термохимического разложения воды и природного газа в адиабатическом процессе каталитической конверсии, определены параметры и схемные решения данной технологии, создана практическая основа применительно к производству различных водородосодержащих продуктов. Применительно к реакторной установке МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл) определены технологические решения, схема и параметры процесса производства водорода из воды и природного газа, задачи исследования.

Во второй главе приведены результаты комплексных исследований требований и возможностей систем аккумулирования энергии, обеспечивающих увеличение доли АЭС в энергосистемах, показана необходимость создания накопителей энергии с низкими удельными капитальными затратами, суммарная мощность которых для сбалансированности работы энергосистем должна составлять 10-15 % суммарной установленной мощности АЭС и ТЭС. Представлены результаты разработки схемы и определения основных технических решений по маневренной АЭС с ВТГР на основе применения бинарного парогазового цикла с хемотермическим аккумулированием, позволяющего не только получить высокую тепловую экономичность, но и обеспечить процесс конверсии метана технологическим паром, утилизировать теплоту охлаждения смеси Н2 и СО и рационально использовать аккумулированную теплоту. Определены параметры и конструктивные характеристики газовой и паровой турбин. Расчётами показано, что разработанная схема АЭУ позволяет при постоянной мощности реактора в 1000 МВт (тепл) изменять нагрузку блока в диапазоне от 240 до 560 МВт со среднесуточным КПД около 42%. Применительно к задачам теплофикации представлена схема АТЭЦ на базе ГТУ с ВТГР, исследования которой определили схемы, параметры и способы компоновки оборудования. Применительно к схеме атомных станций дальнего теплоснабжения с хемотермической передачей тепла даны основные технические решения, схемы и технологические параметры по контуру конверсии метана.

Третья глава содержит результаты системных комплексных исследований, анализа возможных потребителей высокопотенциального тепла применительно к развитию атомных энергоисточников, требования и масштабы отраслевых технологий применительно к производству водорода с помощью ВТГР. Даны основные технологические решения по процессам производства водорода из воды на базе ВТГР на основе применения многоступенчатой адиабатической конверсии метана и высокотемпературного электролиза. Представлено обоснование системы передачи тепла от ВТГР к технологическому контуру с применением технологического пара, перегреваемого вместе с водородосодержащей средой в первом контуре. Применительно к разработанной схеме передачи тепла для установки МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл) изложены факторы радиационной и пожаровзрывобезопасности, рекомендации и технологические решения по их обеспечению применительно к атомно-водородному комплексу производительностью более 400 тыс. т водорода/год.

В четвертой главе приведены материалы по разработке концепции низкотемпературных водо-аммиачных циклов аккумулирования и транспорта тепловой энергии, предложены и обоснованы схемы, параметры, составы рабочих тел и проектные решения по водоаммиачным регуляторам мощности (ВАРМ) применительно к АЭС различного типа, а также схемы и технология применения отборов пара низкого давления на АЭС с водоохлаждаемыми реакторами для дальней (до 60 км) транспортировки низпотенциального отопительного тепла в химически связанном состоянии. Даны результаты разработки технологии и технических средств электро- и теплогенерации с ЯЭИ различного типа на основе высокоэффективных аккумулирующих углекислотных циклов высокого давления с сорбционным накоплением рабочего тела (САУ — сорбционных аккумулирующих установок), утилизирующих сбросное тепло основной энергоустановки. Изложены результаты комплексных исследований, поиска и рекомендаций для практического применения диапазона рабочих параметров САУ, обеспечивающих наибольший эффект в режиме аккумулирования низкопотенциального тепла. Представлена концепция, даны практические решения по технологии и выбору оборудования хемотермических установок теплоэнергоаккумулирования с применением в качестве рабочего тела диоксида углерода сверхкритических параметров с сорбционной и криогенной системой запасения рабочего тела. Показана возможность эффективного применения сезонного регулирования режимов аккумулирования энергии ЯЭИ с приростом мощности на 20-30%.

В заключение работы приведена общая характеристика работы и основные выводы по результатам диссертации.

На защиту выносятся:

Системный анализ отечественных и зарубежных разработок систем производства водорода и хемотермического аккумулирования энергии ядерных энергоисточников, на основе которых впервые представлен выбор эффективной технологии производства водорода с помощью высокотемпературного ЯЭИ, позволяющей провести комплексную разработку и создание крупномасштабного производства водорода на основе предложенной и обоснованной автором технологии адиабатической паровой конверсии метана, также путей её практического применения в энерготехнологических системах.

Созданные и защищенные авторскими свидетельствами и патентами новые устройства и способы хемотермического аккумулирования энергии ядерных энергоустановок, позволяющие существенно расширить сферу применения и поднять эффективность использования ЯЭИ.

Разработанные теоретические положения: концепция атомно-водородной энергетики, математические модели схем и параметров ядерных энерготехнологических установок, методические подходы к определению эффективности комбинированных ядерно-энергетических систем производства тепловой и электрической энергии с неравномерными графиками их потребления, предложенные автором решения по технологии и выбору оборудования хемотермических установок теплоэнергоаккумулирования с применением в качестве рабочего тела диоксида углерода сверхкритических параметров с сорбционной и криогенной системой запасения рабочего тела.

Расчётно-экспериментальное обоснование предложенной автором системы передачи тепла от ВИТ к технологическому контуру с применением технологического пара, перегреваемого вместе с водородосодержащей средой в первом контуре, выполненное применительно к разработанной схеме передачи тепла для установки МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл) с учётом выявленных факторов радиационной и пожаровзрывобезопасности, найдены и рекомендованы технологические решения по их обеспечению применительно к атомно-водородному комплексу производительностью более 400 тыс. т водорода/год.

Автор благодарит коллег по работе, в особенности академика РАН профессора Пономарёва-Степного Николая Николаевича за внимание к проведённым исследованиям, ценные советы и рекомендации, конструктивное обсуждение результатов работы, а также кандидата химических наук Пахомова Валерия Петровича за многолетние совместные работы по поиску наиболее эффективных решений различных энерготехнологических систем.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Столяревский, Анатолий Яковлевич

включения

ТКА установке

МГР-Т

ХТБ

Нагретый в реакторной установке (РУ) гелий поступает в ТКА, где проводится ПКМ, а затем с температурой 850С подается на вход в гелиевую турбину БПЭ, где служит для выработки электроэнергии в регенеративном цикле Брайтона с кпд свыше 45%. После газотурбинной установки гелий нагревается в регенераторе до температуры 550С и возвращается для нагрева в активную зону реактора.

Принятый вариант ЛТК позволяет производить около 0.4 млн. т Н2/год и около 700 МВт электроэнергии (нетто).

Предварительные оценки удельных затрат и экономических показателей принятого варианта ЯТК показывают, что на основе референтных показателей (VHTR, Gen IV System Evaluation Tool, 2003 ) в данной системе выполняются: критерии ИНПРО, в частности, удельные капиталовложения в 4хмодульный ЯЭИ для ЯТК в электрическом эквиваленте составляют (по максимальной вероятности оценок) значение 1122 $/кВт (эл), что ниже чем у базового (референтного) варианта - РВ, а также, как показал анализ, в районах дорогого топлива (природного газа, в частности, в США) стоимость водорода, вырабатываемого ЯТК в варианте с процессом ПКМ (500$/т), ниже чем у продаваемого в настоящее время водорода, вырабатываемого при сжигании природного газа (800-1500 $/т). В варианте с процессом СИ стоимость водорода заметно выше: 1800-2200$/т.

Стоимость тепла, вырабатываемого ЯЭИ, по данным аналога (VHTR) оценивается на уровне 12$/МВт.ч /NTDG report, 2002/, что соответствует примерно стоимости газа 110-120 $/103 нм3. Более того, как показал анализ, в сравнении с рассмотренным аналогом в ЯТК с МГР-Т используется возможность заметного снижения указанного показателя за счет упрощения схемы ЯТК (отказ от промконтура) и введения когенерации (БПЭ), как это предусмотрено концепцией ЯТК.

Предложение о целесообразности дополнения анализа экономических показателей удельными затратами отнесенными к единице вырабатываемого продукта наиболее наглядно видны при сравнении вариантов ЯТК на базе ПКМ и ЯТК с ТХЦ (процессом СИ).

Все материальные расходные показатели: расход урана, удельные металлозатраты на ЯЭИ, удельная масса и объем отходов, а также другие показатели, характеризующие, как показано ниже, качество системы, в варианте ЯТК с ПКМ примерно в девять раз ниже, чем в варианте ЯТК (ТХЦ) с получением водорода из воды с помощью процесса СИ. Такой анализ особенно важен с точки зрения возможной динамики развертывания таких ядерных комплексов в соответствующем секторе для реализации рыночного потенциала, поскольку инвестиционные ресурсы, необходимые в строительство ЯТК с ПКМ будут также примерно в 9-10 раз ниже, чем для сернокислотного производства водорода на базе МГР-Т.

Рассматриваемая система имеет высокие показатели по суммарной эффективности использования тепловой энергии (более 63% первичной энергии переходит в энергию качественных энергоносителей - водорода и электроэнергии).

Для сравнения с референтным вариантом (РВ), в качестве которого принята АЭС с ЛВР, условно принималось, что рассматриваемая система МГР-Т служит для выработки электроэнергии с кпд 50%, что может трактоваться как суммарное производство электроэнергии на самом ЯЭИ (в расчете на один модуль МГР-Т) с помощью газотурбинного цикла (180 МВтэл ) и производство электроэнергии у потребителя с помощью ЭХГ, работающего на производимом ЯТК водороде и имеющего эффективность 60% (консервативная оценка), что позволяет выработать дополнительный эквивалент 120 Мвтэл , которые составляют примерно 30% всей электроэнергии, вырабатываемой на ЭХГ из водорода, т.е. без учета электроэнергии, получаемой из водорода, условно производимого при процессе ПКМ из природного газа (около 70%).

Такое сравнение совпадает с результатами выполненной по программе Generation IV сравнительной оценки различных ядерных систем.

В частности, по принятому в методологии ИНПРО базовому принципу БП-0.1, в соответствии с которым воздействие на окружающую среду системы с МГР-Т должно быть более низким, чем у принятых в текущей практике систем производства того же продукта.

И указанный БП-O.l и вытекающие из него ТП-О.1.1 и ТП-О.1.2 в ЯТК с МГР-Т эффективно выполняются с существенным снижением (примерно в 22.5 раза) таких видов воздействия как сброс тепла в окружающую среду, а с учетом перехода в МГР-Т на охлаждение сухими градирнями, чему способствует высокая температура сбрасываемого тепла, с наибольшей эффективностью реализуется и ТП-01.2 (ALARP), поскольку затраты воды на охлаждение в рассматриваемой ИЯС практически сводятся к нулю.

С точки зрения БП-02 и ТП-02.1 и ТП-02.2 в рассматриваемой ИЯС: расход урана в т и/ГВтэл.год составляет в открытом ТЦ 150-190 т и/ГВтэЛ.год при обогащении 15% и выгорании 180 ГВт.сут/т, что примерно соответствует показателям PBMR и не превышает РВ; замещение органического топлива ядерным в рассматриваемой системе примерно в в 1.7-1.8 раза превышает показатели РВ, что означает, что при том же расходе невосполняемых ресурсов в глобальном энергообеспечении ИЯС с МГР-Т почти в 2 раза дает больший эффект по результирующей выработке энергии и снижению эмиссии парниковых газов.

В отношении безопасности модульные ВТГР, как известно, обладают уникальными характеристиками, позволяющими с большой уверенностью выполнять все предусмотренные методологией ИНПРО базовые принципы и требования потребителей.

Основным барьером в реализуемой в МГР-Т «защите-в-глубину» является способность микротоплива удерживать радионуклиды при нормальных и аварийных условиях. Температуры топлива даже при наложении ряда отказов при постулированных тяжелых авариях температура топлива, а значит, и выход радионуклидов остаются в допустимых пределах. Большая тепловая инерция графитовой активной зоны переводит скорость процессов в активной зоне из категории «минутных» в «часовые» или даже «суточные» («дни против минут»). Общий выход радионуклидов снижается более чем в 10 раз по сравнению с РВ. Даже при тяжелых авариях на границе площадки ожидаемая доза облучения на все тело составлет несколько миллирэм.

Как и в РВ защищенность доступа в реакторное здание, выполнение всех функций безопасности пассивными средствами или за счет физических характеристик ЯЭИ без необходимости в электропитании, оперативном вмешательстве или поддержания систем подачи воды совпадает по принципам построения безопасности и в МГР-Н2.

В то же время подземное размещение реактора обеспечивают лучшие условия по внешним воздействиям, в том числе и вызванным специфической (по сравнению с РВ) установкой получения водорода.

Выполнение базовых принципов предусмотрено в МГР-Т в соответствии с основами физической концепции, построенной на использовании графитовой активной зоны с микротопливом, обеспечивающим высокое (до 180 ГВт.суг/т) выгорание и удержание радионуклидов во всем диапазоне рабочих и аварийных температур.

По сравнению с РВ масса отходов уменьшается примерно в 2-3 раза (6т/ ГВтзл.год против 15-20 т/ ГВтэл.год в РВ). При этом в силу низкой энергонапряженности активной зоны объем отходов практически совпадает с РВ (15-20 м3/ ГВтэл-год), но отработанное ядерное топливо (ОЯТ) в МГР-Т допускает прямое захоронение, что позволяет не накапливать его на площадке размещения ЯЭИ.

Остаточное энерговыделение в ОЯТ лежит на уровне РВ (1-3 кВт/ ГВтэл.год), но может быть снижено при переводе ЯЭИ на ториевый топливный цикл (ТЦ). Долговременная радиотоксичность составляет 100-500 mSv/ ГВтэл.год, что ниже, чем у РВ (500-1500 mSv/ ГВтэл.год) за счет меньшего количества миноритарных актинидов при более жестком спектре и большем обогащении (15%).

В рассматриваемой системе МГР-Т защищенность против несанкционированного доступа к делящимся материалам примерно эквивалентна показателям РВ поскольку несмотря на более высокое начальное обогащение топлива требуется больше ОЯТ для создания критической массы, а также в силу того, что не существует работающих установок по переработке ОЯТ такой системы и вследствие большого выгорания в ОЯТ изотопный вектор является менее привлекательным с точки зрения оружейного использования.

Наиболее показательным с точки зрения сопряженных областей в МГР-Т является высокая гибкость по возможностям адаптации ко многим сценариям и стратегиям развития ЯЭ.

Более того, в рассматриваемом варианте МГР-Т с ПКМ система в принципе инвариантна по отношению к изменению рыночной конъюнктуры вырабатывемой продукции, поскольку позволяет производить как чистый водород, например, для нужд автотранспорта, так и, в случае перехода в ТС на прямое использование метанола, производить метанол или диметиловый эфир или (в процессах Фишера-Тропша) синтетический бензин и другие продукты.

Построение схемы и компановка ЯЭИ допускают замену ТКА на высокотемпературный промежуточный теплообменник (ВПТО) с переходом в ХТБ на другие технологии, если в период эксплуатации ЯЭИ появятся технологии с большей эффективностью или изменится рыночная картина.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Столяревский, Анатолий Яковлевич, 2009 год

1. N.N. Ponomarev-Stepnoy, A.N. Protsenko, A.Ya. Stolyarevsky, Yu.F.Chemilin. Aspects of Strategy of HTGR Introduction into Hydrogen Energy. 1.t. J. Hydrogen Energy, vol. 8, No. 11/12, pp. 881-889, 1983.

2. Пономарев-Степной Н.Н., А.Я. Столяревский А.Я., Атомно-водороднаяэнергетика, Научно-практический межотраслевой журнал «Интеграл», №5(13), 2003 г.

3. Пономарев-Степной Н.Н., Столяревский А.Я., Атомно-водороднаяэнергетика, International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, ISJAEE, №3(11), 2004.C.5-10.

4. Пономарев-Степной Н.Н., Столяревский А.Я., От мега- к гигапроектам// «Экономика России-XXl век», №22, 2006 г.

5. Столяревский А.Я. Аккумулирование вторичной энергии.- В сб.Атомно-водородная энергетика и технология. М.:Энергоатомиздат,1980.вып.4,С.60-12б.

6. Столяревский А.Я. Ядерно-технологические комплексы на основевысокотемпературных реакторов. / Монография. М.:Энергоатомиздат,1988.

7. Столяр ев ский А.Я., Ольховский Г.Г., Пономарев-Степной Н.Н. и др.Манёвренный энергоблок с газоохлаждаемым реактором// Теплоэнергетика.- 1981,.№8,С.11-16.

8. N.N.Ponomarev-Stepnoy, A.N.Protsenko, A.Ya. Stolyarevskiy,E.K.Nazarov et al, Problems of attracting nuclear energy resources in order to provide economical and rational consumption of fossil fuels// Int. J. Hydrogen Energy. 1990. vol.15, No.l.P.45-54.

9. Столяревский А.Я., Проценко A.H., Шевелев Я.В. Развитие атомнойэнергетики СССР.// Атомная наука и техника СССР/под общей ред. А.М.Петросьянца. М., Энергоатомиздат, 1987, с. 26-35.

10. Столяревский А.Я. и др. Атомно-водородная энергетика - энергетикабудущего//Бюлл. по атомной энергии. 2003.№5.С.23-32.

11. Large Scale Nuclear Hydrogen&Power Plant based on Helium CooledNuclear Reactor MGR-T/N.N. Ponomarev-Stepnoy, N.E.Kukharkin, AnatolyYa. Stolyarevskiy,F.M. Mitenkov, N.G.Kodochigov,A.V.Vasyaev,V.F.Golovko //The report 2.1 HP201at the

13. Столяревский А.Я., Малевский А.Л., Владимиров B.T., Наумов Ю.В.Выбор состава и параметров оборудования АТЭЦ с ВТГР на базе ГТУ // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Ядерная техника и технология, вьш.2, М., 1990, с. 12-15.

14. Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н., Столяревский А.Я.Перспективы создания атомных энергоустановок с хемотермическим аккумулированием тепловой энергии.- В сб. Атомно-водородная энергетика и технология.- М.:Энергоатомиздат,1979,вып.2,С. 184-183.

15. Столяревский А.Я., Хемотермические циклы и установкиаккумулирования энергии. // International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, IJAEE. -2005.№3(23). C.33-46.

16. Митенков Ф.М., Кодочигов Н.Г., Васяев А.В., Головко Г.Ф., КузнецовЛ.Е., Пономарев-Степной Н.Н., Кухаркин Н.Е., Столяревский А.Я. Возможность промышленного внедрения РУ с ВТГР для промышленного производства водорода. //Тяжелое машиностроение.2007.№3.

17. A.Stolyarevskiy, Concept and Status of Efforts to Create Nuclear Hydrogenin Russia. Report to ANS Embedded Topical on "Safety and Technology of Nuclear Hydrogen Production, Control and Management" (ST-NH2). Boston, MA, June 26, 2007

18. Столяревский А.Я., Хуснутдинов B.A., Инновационные технологииатомно-водородной энергетики в проекте «Бакчарская сталь», 1.ternational Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology,

20. Столяревский А.Я., Верхивкер Г.П., Кравченко В.П. и др. О схемаххемотермической части АЭТС с высокотемпературными реакторами // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.З, М., 1985, с. 22-24.

21. А. Stolyarevskiy, Novel technology for syn-gas and alternative fuelproduction, GAFF-2005

22. A. Stolyarevskiy, Innovative natural gas reforming for hydrogen production,Report to Intnl. Forum "Hydrogen technologies for energy production", Moscow, 6-10 Febr. 2006.

23. Столяревский А.Я., Технология получения синтез-газа для водороднойэнергетики// International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, ISJAEE .-2005.2(22). C.26-32

24. СтоляревскийА.Я., Кузьмин И.И. Перспективы ядерной энергетики //Энергия: Экономика, техника, экология,- 1985.№4,С.44-51.

25. A.Stolyarevskiy, Concept and Status of Efforts to Create Nuclear Hydrogenin Russia. Report to ANS Embedded Topical on "Safety and Technology of Nuclear Hydrogen Production, Control and Management" (ST-NH2). Boston, MA, June 26, 2007

26. Столяревский А.Я., Чабак А.Ф., Прохоров А.Ф.,Николаевский В.Б.Исследования водородной проницаемости материалов термоконверсионных агрегатов // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.З, М., 1980, с. 42-44.

28. Столяревский А.Я., Верхивкер Г.П., Кравченко В.П. и др. О схемаххемотермической части АЭТС с высокотемпературными реакторами // Вопросы атомной науки и техники, сер.: Атомно-водородная энергетика и технология, вып.З, М., 1985, с. 22-24.

29. Столяревский А.Я., Энергоаккумулирующая установка. //Изобретатели -машиностроению. - 2008.№2(47).-С.48-51.

30. Патент - 2273742 РФ, МПК6 F 01К25/06. Энергоаккумулирующаяустановка / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС.- N 2004126596/06; Заяв. 2004.09.03; Опубл. 2006.04.10, Бюл. N 10.

31. А. с. 1373046 СССР, МПК6 G21D1/00. Водоаммиачная пиковаяэнергетическая установка/ Верхивкер Г.П., Кравченко В.П., А.Д.Столяревский и др.; Одесский политехнический институт.- N 4086666; Заяв. 1986.07.14; зарегистр. 1987.10.08, Госреестр изобретений.

32. Патент - 2274600 РФ, МПКб С 01ВЗ/38. Способ многостадийногополучения синтетического газа / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭСN 2004126507/15; Заяв. 2004.09.03; Опубл. 2006.04.20, Бюл. N 11.

33. А. с. 897037 СССР, МПКб G21D1/00. Ддерная энергетическаяустановка/ Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н., А.Я.Столяревский и др.; - N 2932952/25; Заяв. 1980.06.06; Опубл. 1999.03.27, Бюл. N 2.

34. А. с. 801740 СССР, МПКб G21C1/01. Активная зонавысокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора/ Проценко А.Н., А.Я.Столяревский, Попов СВ. и др.; - N 2802960; Заяв. 1979.07.27; зарегистр. 1981.01.01, Госреестр изобретений.

35. А. с. 1148502 СССР, МПКб G21D1/00. Ддерная энергетическаяустановка / Ларин Е.А., А.Я.Столяревский, Онищенко В.Я. и др.; Саратовский политехнический институт- N 3612992; Заяв. 1983.07.01; зарегистр. 1984.12.01, Госреестр изобретений.

36. А. с. 668483 СССР, МПКб G21D3/12. Ддерная энергетическаяустановка/ Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н., А.Я.Столяревский и др.;.- N 2489245; Заяв. 1977.05.24; зарегистр. 1979.02.22, Госреестр изобретений.

37. А. с. 1207314 СССР, МПКб G21D1/00. Ядерная энергетическаяустановка / Ларин Е.А., А.Я.Столяревский, Онищенко В.Я. и др.; Саратовский политехнический институт.- N 3612379; Заяв. 1983.06.30; зарегистр. 1985.09.22, Госреестр изобретений.

38. A. с. 1251639 СССР, МПК6 G21D1/00. Способ передачи тепловойэнергии/ Легасов В.А., Пономарев-Степной Н.Н., А.Я.Столяревский и др.;.- N 3791148; Заяв. 1984.08.23; зарегистр. 1986.15.04, Госреестр изобретений.

39. А. с. 1474401 СССР, МПК6 G21D1/00. Абсорбционная теплонасоснаяустановка/ Верхивкер Г.П., Джурляк СВ., А.Я.Столяревский и др.; Одесский политехнический институт.- N 4278682; Заяв. 1987.06.11; зарегистр. 1988.12.22, Госреестр изобретений.

40. А. с. 1340446 СССР, МПК6 G21D1/00. Атомная электростанция/ ХаразД.И., Пономарев-Степной Н.Н., А.Я.Столяревский и др.;- N 4006455; Заяв. 1986.01.13; зарегистр. 1987.05.22, Госреестр изобретений.

41. А. с. 904326, МПК6 С21В13/00. Способ прямого восстановленияметаллов из окислов / Протопопов А.А., Мартынов О.В., А.Я.Столяревский и др.; Тульский политехнический институт.- N 2971558/02; Заяв. 1980.08.11; Опубл. 2000.01.20, Бюл. N 1.

42. А. с. 896912 СССР, МПК6 С21В13/00. Устройство для восстановленияметаллов из окислов / Мартынов О.В., Пономарев-Степной Н.Н., А.Я.Столяревский и др.; Тульский политехнический институт.- N 5560386/30-06; Заяв. 11.08.1980; Опубл. 2000.01.20, Бюл. N 1.

43. А. с. 972853, МПК6 С21В13/00. Способ прямого восстановленияметаллов из окислов / Мартынов О.В., Пономарев-Степной Н.Н., А.Я.Столяревский и др.; Тульский политехнический институт.- N 2969574/02; Заяв. 1980.08.11; Опубл. 2000.01.20, Бюл. N 1.

44. А. с. 651543, МКИ С01В1/07. Способ получения водорода/Белоусов И.Г., Легасов В.А., А.Я.Столяревский и др.;- N 2495744/23-26; Заяв. 1977.11.14; зарегистр. 1978.11.14, Госреестр изобретений.

45. А. с. 935474, МКИ С01ВЗ/32. Способ получения восстановительногогаза/ Верхивкер Г.П., Кравченко В.П., А.Я.Столяревский, Лапшов В.Н.; Одесский политехнический институт.- N 2698887/23-26; Заяв. 1978.11.04; Опубл. 1982.06.15, Бюл. N22.

46. А. с. 685042 СССР, МПК6 G21D3/12. Ядерная энергетическаяустановка/ А.Я.Столяревский;- N 2489246; Заяв. 1977.05.24; зарегистр. 1979.05.14, Госреестр изобретений.

47. Патент - 2214634 РФ, МПК6 G21C9/06. Система послеаварийнойинертизации/ А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 2001122034/06; Заяв. 2001.08.08; Опубл. 2003.10.20, Бюл. N 22.

48. Патент - 2214633 РФ, МПК6 G21C1/03. ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯСБОРКА, АКТИВНАЯ ЗОНА И СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ВОДОВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 2001122033/06; Заяв. 2001.08.08; Опубл. 2003.04.20, Бюл. N 6.

49. Патент - 2183310 РФ, МПК6 F28D15/02. Устройствотермостабилизации/ А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 2000127255/06; Заяв. 2000.10.31; Опубл. 2002.06.10, Бюл. N 10.

50. Патент - 2173661 РФ, МПК6 B65D83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯГАЗА И УСТРОЙСТВО ЗАПРАВКИ ГАЗОНАПОЛНЯЕМЫХ ИЗДЕЛИЙ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 99124236/13; Заяв. 1999.11.12; Опубл. 2001.09.20, Бюл. N 16.

51. Патент - 2171765 РФ, МПК6 B65D83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯГАЗА И СПОСОБ ЕЕ ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 2000104684/13; Заяв. 2000.02.29; Опубл. 2001.08.10, Бюл. N14.

52. Патент - 2171214 РФ, МПКб B65D83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯГАЗА И СПОСОБ ЕЕ ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 99124241/13; Заяв. 1999.11.12; Опубл. 2001.07.27, Бюл. N 12.

53. Патент - 2164043 РФ, МПКб G21C9/016. УСТРОЙСТВО ДЛЯУЛАВЛИВАНИЯ РАСПЛАВЛЕННЫХ МАТЕРИАЛОВ ИЗ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА / Пономарев-Степной Н.Н., Вознесенский В.А., А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 99117206/06; Заяв. 1999.08.04; Опубл. 2001.03.10, Бюл. N 4.

54. Патент - 2163037 РФ, МПКб G21C9/016. УСТРОЙСТВО ДЛЯ• УЛАВЛИВАНИЯ РАСПЛАВЛЕННЫХ МАТЕРИАЛОВ ИЗ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА / А.Я.Столяревский, Осадчий А.И.; Центр КОРТЭС- N 99112243/06; Заяв. 1999.06.03; Опубл. 2001.02.10, Бюл. N 2.

55. Патент - 2157780 РФ, МПКб F16K15/14. ПЕРЕПУСКНОЕКЛАПАННОЕ УСТРОЙСТВО / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭСN 94030503/06; Заяв. 1994.08.10; Опубл. 1998.02.20, Бюл. N 2.

56. Патент - 2095859 РФ, МПКб G21C3/32. Тепловыделяющий элементядерного реактора / Пономарев-Степной Н.Н., Лунин Г.Л., А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 96107056/25; Заяв. 1996.04.11; Опубл. 1997.11.10, Бюл. N 20.

57. Патент - 2100853 РФ, МПК6 G21C9/016. УСТРОЙСТВО ДЛЯУЛАВЛИВАНИЯ РАСПЛАВЛЕННЫХ МАТЕРИАЛОВ ИЗ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА / Новак В.П., Лунин Г.Л., А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 95106434/25; Заяв. 1995.04.27; Опубл. 1997.12.27, Бюл. N 24.

58. Патент - 2092515 РФ, МПК6 С09К5/04. ОЗОНОБЕЗОПАСНАЯРАБОЧАЯ СМЕСЬ ДЛЯ ХОЛОДИЛЬНЫХ МАШИН / Мазурин И.М., А.Я.Столяревский, Шевцов А.В.; Центр КОРТЭС- N 93046020/04; Заяв. 1993.09.29; Опубл. 1997.10.10, Бюл. N 18.

59. Патент - 2157780 РФ, МПК6 B01D53/04. СПОСОБ ОБОГАЩЕНИЯГАЗОМ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ И УСТРОЙСТВА ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ / А.Я.Столяревский, Столяревский А.А., Прибылов А.А.; Центр КОРТЭС- N 94005191/25; Заяв. 1994.02.14; Опубл. 1997.09.10, Бюл. N16.

60. Патент - 2063915 РФ, МПК6 B65D83/14. РАСПЫЛЯЮЩИЙКОНТЕЙНЕР И СПОСОБЫ ЕГО ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский, Доронин А.С.; Центр КОРТЭС- N 94004847/13; Заяв. 1994.02.14; Опубл. 1996.07.20, Бюл. N 10.

61. Патент - 2023654 РФ, МПК6 С01В13/11. ПЛАЗМОДИНАМИЧЕСКИЙСПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ОЗОНА И ПЛАЗМОДИНАМИЧЕСКИЙ ГЕНЕРАТОР ОЗОНА / Иванов В.Н., А.Я.Столяревский, Чижов Ю.Л.;N 5024522/26; Заяв. 1991.12.25; Опубл. 1994.11.30, Бюл. N 16.

62. Патент - 2157780 РФ, МПК6 B65D83/14. КАПСУЛА ДЛЯ ХРАНЕНИЯГАЗА И СПОСОБ ЕЕ ЗАПРАВКИ / А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 99112244/13; Заяв. 1999.06.03; Опубл. 2000.10.20, Бюл. N 14.

63. Патент - 2228892 РФ, МПК6 B65D83/14. Распыляющий контейнер /А.Я.Столяревский; Центр КОРТЭС- N 2002111884/12; Заяв. 2002.05.08; Опубл. 2004.05.20, Бюл. N 8.

64. Патент - 6770118 США, B65D83/14. GAS STORAGE CAPSULE ANDMETHOD FOR FILLING SAID CAPSULE / Anatoly Stolyarevsy; Center CORTES.- N10/064924; Заяв. 2002.08.29 ; Опубл. 2004.08.03, USPTO.

65. Столяревский А.Я. Технология производства водородо-метановойсмеси для автотранспортаУ/Наука и техника в газовой промышленности.№3,2008,С.73-80.

66. Столяревский А.Я. Производство альтернативного топлива на основеядерных энергоисточниковУ/Российский химический журнал.№6,2008,С.(в печати).

67. Пономарев-Степной Н.Н., Столяревский А.Я., Пахомов В.П. Атомноводородная энергетика. Системные аспекты и ключевые и/?облелш.М.:Энергоатомиздат, 2008