Использование альтернативных источников энергии
Использование альтернативных источников энергии
Введение
Во второй половине ХХ столетия перед человечеством восстала глобальное
проблема – это загрязнение окружающей среды продуктами сгорания
органического топлива. Даже если рассматривать отдельно каждую отрасль этой
проблемы, то картина будет складываться ужасная. К примеру, вот данные
статистики по выбросам в окружающую среду вредных веществ автомобилями: с
выхлопными газами автомобилей в атмосферу попало 14,7 миллиона тонн оксида
углерода, 3,4 миллиона тонн углеводородов, около одного миллиона тонн
оксидов азота, более 5,5 тысячи тонн высокотоксичных соединений свинца. И
это данные на далекий 1993 год и если учесть, что каждый год с конвейеров
автомобильных заводов сходит свыше 40 миллионов машин, и темпы производства
растут, то можно сказать, что уже через десять лет все крупные города мира
увязнут в смоге. К этому еще необходимо добавить продукты сгорания топлива
на тепловых электростанциях, затопление огромных территорий
гидроэлектростанциями и постоянная опасность в районах АЭС. Но у этой
проблемы есть и вторая сторона медали: все ныне используемые источники
энергии являются исчерпаемыми ресурсами. То есть через столетие при таких
темпах потребления угля, нефти и газа население Земли увязнет в
энергетическом кризисе.
Потому ныне перед всеми учеными мира стоит проблема нахождения и разработки
новых альтернативных источников энергии. В данной работе будут рассмотрены
проблемы нахождения новых видов топлива, которые можно было бы назвать
безотходными и неисчерпаемыми; также проблемы использования различных
материалов для солнечной энергетики. Отдельно будут рассмотрены два самых
перспективных источника энергии: водород и солнечная энергия.
Водород – топливо будущего
На данный момент водород является самым разрабатываемым «топливом
будущего». На это есть несколько причин: при окислении водорода образуется
как побочный продукт вода, из нее же можно водород добывать. А если учесть,
что 73% поверхности Земли покрыты водой, то можно считать, что водород
неисчерпаемое топливо. Так же возможно использование водорода для
осуществления термоядерного синтеза, который вот уже несколько миллиардов
лет происходит на нашем Солнце и обеспечивает нас солнечной энергией.
Управляемый термоядерный синтез.
Управляемый термоядерный синтез использует ядерную энергию выделяющуюся при
слиянии легких ядер, таких как ядра водорода или его изотопов дейтерия и
трития. Ядерные реакции синтеза широко распространены в природе, будучи
источником энергии звезд. Ближайшая к нам звезда - Солнце - это
естественный термоядерный реактор, который уже многие миллиарды лет
снабжает энергией жизнь на Земле. Ядерный синтез уже освоен человеком в
земных условиях, но пока не для производства мирной энергии, а для
производства оружия он используется в водородных бомбах. Начиная с 50
годов, в нашей стране и параллельно во многих других странах проводятся
исследования по созданию управляемого термоядерного реактора. С самого
начала стало ясно, что управляемый термоядерный синтез не имеет военного
применения. В 1956 г. исследования были рассекречены и с тех пор проводятся
в рамках широкого международного сотрудничества. В то время казалось, что
цель близка, и что первые крупные экспериментальные установки, построенные
в конце 50 годов, получат термоядерную плазму. Однако потребовалось более
40 лет исследований для того, чтобы создать условия, при которых выделение
термоядерной мощности сравнимо с мощностью нагрева реагирующей смеси. В
1997 г. самая крупная термоядерная установка - Европейский токамак, JET,
получила 16 МВт термоядерной мощности и вплотную подошла к этому порогу.
Что же явилось причиной такой задержки? Оказалось, что для достижения цели
физикам и инженерам пришлось решить массу проблем, о которых и не
догадывались в начале пути. В течении этих 40 лет была создана наука -
физика плазмы, которая позволила понять и описать сложные физические
процессы, происходящие в реагирующей смеси. Инженерам потребовалось решить
не менее сложные проблемы, в том числе научиться создавать глубокий вакуум
в больших объемах, разработать большие сверхпроводящие магниты, мощные
лазеры и источники рентгеновского излучения, разработать инжекторы
способные создавать мощные пучки нейтральных атомов, разработать методы
высокочастотного нагрева смеси и многое другое.
Первое поколение термоядерных реакторов, которые пока находятся в стадии
разработки и исследований, по-видимому будет использовать реакцию синтеза
дейтерия с тритием
D + T = He + n,
в результате которой образуется ядро гелия, Не, и нейтрон. Необходимое
условие для того, чтобы такая реакция пошла - это достижение высокой
температуры смеси (сто миллионов градусов). Только в этом случае
реагирующие частицы могут преодолеть электростатическое отталкивание и при
столкновении, хотя бы на короткое время, приблизиться друг к другу на
расстояние, при котором возможна ядерная реакция. При такой температуре
смесь изотопов водорода полностью ионизируется и превращается в плазму -
смесь электронов и ионов. Кроме высокой температуры, для положительного
выхода энергии нужно, чтобы время жизни плазмы, t, помноженное на плотность
реагирующих ионов, n, было достаточно велико nt > 5*1 000 000 000 000 000
c/см3. Последнее условие называется критерием Лоусона. Основная физическая
проблема, с которой столкнулись исследователи на первых шагах на пути к
термоядерному синтезу - это многочисленные плазменные неустойчивости,
приводящие к плазменной турбулентности. Именно они сокращали время жизни в
первых установках до величины на много порядков меньше ожидаемой и не
позволяли достигнуть выполнения критерия Лоусона. За 40 лет исследований
удалось найти способы борьбы с плазменными неустойчивостями и построить
установки способные удерживать турбулентную плазму.
Существуют два принципиально различных подхода к созданию термоядерных
реакторов, и пока не ясно, какой подход окажется наиболее выгодным.
В так называемом инерционном термоядерном синтезе несколько миллиграмм
дейтериево-тритиевой смеси сжимаются оболочкой, ускоряемой за счет
реактивных сил, возникающих при испарении оболочки с помощью мощного
лазерного или рентгеновского излучения. Энергия выделяется в виде
микровзрыва, когда в процессе сжатия в смеси дейтерия с тритием достигаются
необходимые условия для термоядерного горения. Время жизни такой плазмы
определяется инерционным разлетом смеси и поэтому критерий Лоусона для
инерционного удержания принято записывать в терминах произведения rr, где r
- плотность реагирующей смеси и r - радиус сжатой мишени. Для того, чтобы
за время разлета смесь успела выгореть, нужно, чтобы rr Ё 3 Г/см2. Отсюда
сразу следует, что критическая масса топлива, М, будет уменьшаться с ростом
плотности смеси, М ~ rr3 ~ 1/r2 , а следовательно и энергия микровзрыва
будет тем меньше, чем большей плотности смеси удастся достичь при сжатии.
Ограничения на степень сжатия связаны с небольшой, но всегда существующей
неоднородностью падающего на оболочку излучения и с несимметрией самой
мишени, которая еще и нарастает в процессе сжатия из-за развития
неустойчивостей. В результате появляется некая критическая масса мишени и,
следовательно, критическая энергия, которую нужно вложить оболочку для ее
разгона и получения положительного выхода энергии. По современным оценкам ,
в мишень с массой топлива около 5 миллиграмм и радиусом 1-2 миллиметра
нужно вложить около 2 МДж за время 5-10Ч10-9 с. При этом энергия
микровзрыва будет на уровне всего 5Ч108 Дж (эквивалентно около 100 кг
обычной взрывчатки) и может быть легко удержана достаточно прочной камерой.
Предполагается, что будущий термоядерный реактор будет работать в режиме
последовательных микровзрывов с частотой в несколько герц, а выделяемая в
камере энергия будет сниматься теплоносителем и использоваться для
получения электроэнергии.
За прошедшие годы достигнут большой прогресс в понимании физических
процессов происходящих при сжатии мишени и взаимодействии лазерного и
рентгеновского излучения с мишенью. Более того, современные многослойные
мишени уже были проверены с помощью подземных ядерных взрывов, которые
позволяют обеспечить требуемую мощность излучения . Было получены зажигание
и большой положительный выход термоядерной энергии, и поэтому нет сомнений,
что этот способ в принципе может привести к успеху. Основная техническая
проблема, с которой сталкиваются исследователи, работающие в этой области -
создание эффективного импульсного драйвера для ускорения оболочки.
Требуемые мощности можно получить, используя лазеры (что и делается в
современных экспериментальных установках ), но к.п.д лазеров слишком мал
для того, чтобы можно было рассчитывать на положительный выход энергии. В
настоящее время разрабатываются и другие драйверы для инерционного синтеза
основанные на использовании ионных и электронных пучков, и на создании
рентгеновского излучения с помощью Z пинчей. За последнее время здесь также
достигнут существенный прогресс . В настоящее время в США ведется
строительство большой лазерной установки, NIF, рассчитанной на получение
зажигания .
Другое направление в управляемом термоядерном синтезе - это термоядерные
реакторы, основанные на магнитном удержании. Магнитное поле используется
для изоляции горячей дейтериево-тритиевой плазмы от контакта со стенкой. В
отличие от инерционных реакторов магнитные термоядерные реакторы - это
стационарные устройства с относительно низким объемным выделением энергии и
относительно большими размерами. За 40 лет термоядерных исследований были
предложены различные системы для магнитного удержания, среди которых
токамак занимает сейчас лидирующее положение. Другая система для магнитного
удержания плазмы - это стелларатор. Крупные стеллараторы строятся в
настоящее время в Японии и Германии.
В токамаке горячая плазма имеет форму тора и удерживается от контакта со
стенкой с помощью магнитного поля создаваемого как внешними магнитными
катушками, так и током протекающим по самой плазме. Характерная плотность
плазмы в токамаке 100 000 000 000 000 частиц в см3 , температура Т = 10-20
кеВ (1 еВ ¦ 12000¦C) и давление 2-3 атм. Для того, чтобы удержать это
давление требуется магнитное поле с индукцией В ¦ 1 Т. Однако плазменные
неустойчивости ограничивают допустимое давление плазмы на уровне нескольких
процентов от магнитного давления и поэтому требуемое магнитное поле
оказывается в несколько раз выше, чем то, которое нужно для равновесия
плазмы. Для избежания энергетических расходов на поддержание магнитного
поля, оно будет создаваться в реакторе сверхпроводящими магнитами. Такая
технология уже имеется в нашем распоряжении - один из крупнейших
экспериментальных токамаков, Т-15, построенный несколько лет назад в
России, использует сверхпроводящие магниты для создания магнитных полей.
Токамак реактор будет работать в режиме самоподдерживающегося термоядерного
горения, при котором высокая температура плазмы обеспечивается за счет
нагрева плазмы заряженными продуктами реакции (3) - альфа-частицами (ионами
Не). Для этого, как видно из условия Лоусона, нужно иметь время удержания
энергии в плазме не меньше 5 с. Большое время жизни плазмы в токамаках и
других стационарных системах достигается за счет их размеров, и поэтому
существует некий критический размер реактора. Оценки показывают, что
самоподдерживающаяся реакция в токамаке возможна в том случае, если большой
радиус плазменного тора будет 7-9 м. Соответственно, токамак-реактор будет
иметь полную тепловую мощность на уровне 1 ГВт. Удивительно, что эта цифра
примерно совпадает с мощностью минимального инерционного термоядерного
реактора.
За прошедшие годы достигнут впечатляющий прогресс в понимании физических
явлений, ответственных за удержание и устойчивость плазмы в токамаках.
Разработаны эффективные методы нагрева и диагностики плазмы, позволившие
изучить в нынешних экспериментальных токамаках те плазменные режимы,
которые будут использоваться в реакторах. Нынешние крупные
экспериментальные машины - JET (Европа), JT60-U (Япония), Т-15 (Россия) и
TFTR (США) - были построены в начале 80 годов для изучения удержания плазмы
с термоядерными параметрами и получения условий, при которых нагрев плазмы
сравним в полным выходом термоядерной мощности. Два токамака, TFTR и JET
использовали DT смесь и достигли соответственно 10 и 16 МВт термоядерной
мощности. В экспериментах с DT смесью JET получил режимы с отношением
термоядерной мощности к мощности нагрева плазмы, Q=0.9, и токамак JT60-U на
модельной DD смеси достиг Q = 1.06. Это поколение токамаков практически
выполнило свои задачи и создало все необходимые условия для следующего шага
- строительство установок нацеленных на исследование зажигания, Q Ё 5, и
уже обладающих всеми чертами будущего реактора.
В настоящее время ведется проектирование такого первого экспериментального
термоядерного реактора - ИТЭР. В проекте участвуют Европа, Россия, США и
Япония. Предполагается, что этот первый термоядерный реактор токамак будет
построен к 2010 г.
Существуют огромные запасы топлива для термоядерной энергетики. Дейтерий -
это широко распространенный в природе изотоп, который может добываться из
морской воды. Тритий будет производится в самом реакторе из лития. Запасы
дейтерия и лития достаточны для производства энергии в течении многих тысяч
лет и это топливо, как и продукт реакций синтеза - гелий - не радиоактивны.
Радиоактивность возникает в термоядерном реакторе из-за активации
материалов первой стенки реактора нейтронами. Известны низкоактивирующиеся
конструкционные материалы для первой стенки и других компонент реактора,
которые за 30-50 лет теряют свою активность до полностью безопасного
уровня. Можно представить, что реактор, проработавший 30 лет и выработавший
свой ресурс, будет законсервирован на следующие 30-50 лет, а затем
конструкционные материалы будут переработаны и вновь использованы в новом
термоядерном реакторе. Кроме дейтерий- тритиевой реакции, которая имеет
высокое сечение при относительно низкой температуре, и следовательно легче
всего осуществима, можно использовать и другие реакции . Например, реакции
D с Не3 и p с В11 не дают нейтронов и не приводят к нейтронной активации
первой стенки. Однако, условия Лоусона для таких реакций более жесткие и
поэтому нынешняя термоядерная программа в качестве первого шага нацелена на
использование DT смеси.
Несмотря на большие успехи достигнутые в этом направлении, термоядерным
реакторам предстоит еще пройти большой путь прежде, чем будет построен
первый коммерческий термоядерный реактор. Развитие термоядерной энергетики
требует больших затрат на развитие специальных технологий и материалов и на
физические исследования. При нынешнем уровне финансирования термоядерная
энергетика не будет готова раньше, чем 2020-2040 г.
Электроводордный генератор
В результате проведенных работ изобретено и патентуется по системе РСТ
(международная заявка RU98/00190 от 07.10.97 г.) простое
высокопроизводительное устройство для разложения воды и производства из нее
беспрецедентно дешевого водорода методом гравитационного электролиза
раствора электролита, получившее название “электроводородный генератор
(ЭВГ)”. Он приводится в действие механическим приводом и работает при
обычной температуре в режиме теплового насоса, поглощая через свой
теплообменник необходимое при этом тепло из окружающей среды или утилизируя
теплопотери промышленных или транспортных энергоустановок. В процессе
разложения воды подведенная к приводу ЭВГ избыточная механическая энергия
может быть на 80 % преобразована в электроэнергию, которая затем
используется любым потребителем на нужды полезной внешней нагрузки. При
этом на каждую единицу затраченный мощности привода генератором в
зависимости от заданного режима работы поглощается от 20 до 88
энергетических единиц низкопотенциального тепла, что собственно и
компенсирует отрицательный термический эффект химической реакции разложения
воды. Один кубический метр условного рабочего объема генератора,
работающего в оптимальном режиме с КПД 86-98 %, способен за секунду
произвести 3,5 м 3 водорода и одновременно около 2,2 МДж постоянного
Страницы: 1, 2, 3, 4
|