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

электрического тока. Единичная тепловая мощность ЭВГ в зависимости от

решаемой технической задачи может варьироваться от нескольких десятков ватт

до 1000 МВт. Расчетный удельный расход энергии на производство

газообразного водорода составляет 14,42 МДж?м-3. Стоимость его производства

(0,0038 $/ м3) становится в 1,5-2 раза ниже суммарной стоимости добычи и

транспортировки природного газа. Широкий диапазон регулирования и

неординарные удельные показатели процесса позволяют с гарантированным

успехом применить изобретение в большой и малой энергетике, на всех видах

транспорта, в сельском и коммунальном хозяйствах, в химической, цементной,

целюлозно-бумажной, холодильной, атомной и космической промышленности,

цветной и черной металлургии, при опреснении морской воды, проведении

сварочных работ и т. д..

Физическая сущность рабочего процесса ЭВГ весьма проста и является

логическим развитием известных физических опытов Толмена и Стюарта,

осуществленных ими в 1916 году. Известно, что электролит при растворении

диссоциирует на ионы, которые гидратируются молекулами воды. В результате

вокруг них образуются гидратные оболочки различной прочности . Энергия

взаимодействия гидратированных разноименных ионов друг с другом резко

уменьшается и становится близкой энергии броуновского движения молекул

воды. Если концентрированный раствор диссоциированного электролита,

имеющего значительную разницу масс аниона и катиона, поместить в сильное

искусственное гравитационное (инерционное) поле, например, вращать его в

емкости ЭВГ (расчетная частота вращения для различных электролитов и

параметров устройства 1500-25000 об/мин), то ионы будут отчасти

сепарироваться/

Тяжелые ионы, воздействуя друг на друга своим электрическим полем,

сместятся к периферии емкости. Крайние прижмутся к ее внутренней

поверхности (на Рис.2 к аноду) и создадут пространственный концентрационный

электрический потенциал. При этом результирующая центробежная сила,

действующая на прижатые к аноду ионы (анионы) разрушит их гидратные

оболочки, как наиболее слабые. Легкие ионы менее отзывчивы к гравитации и

окружены более прочными оболочками, поэтому не могут отдать тяжелым ионам

свои молекулы гидратной воды. В силу этих обстоятельств они сосредоточатся

над тяжелыми ионами и в области оси вращения (у катода), образуя

электрический потенциал противоположного знака. Свободные электроны в аноде

под действием пространственного (объемного) заряда анионов переместятся на

катод (свойство цилиндра Фарадея).

При достижении необходимой минимальной (пороговой) частоты вращения емкости

с данным электролитом и принятыми конструктивными параметрами устройства

(см. формулу для ее расчета на Рис.2), т.е. критической величины

электрических потенциалов на электродах, равновесие зарядов нарушится.

Электроны выйдут из катода и ионизируют молекулы гидратных оболочек, а те

передадут заряды катионам . Иначе. говоря, как бы произойдет пробой

своеобразного электролитического конденсатора и начнется разряд ионов с

образованием на катоде свободного водорода, а на аноде кислорода и анодных

газов (осадка). Напряжение электрического тока будет зависеть от разности

скоростей химических реакций на катоде и аноде.

Таким образом, вследствие действия физического принципа обратимости энергии

гравитационное поле породит энергетически адекватное ему электрическое

поле, которое преодолеет энергию гидратации и осуществит электролиз. Этот

процесс протекает с поглощением раствором через теплообменник теплоты и

требует постоянного разбавления его водой до начальной концентрации. Его

принципиальная энергетическая схема во многом схожа со схемой традиционного

Страницы: 1, 2, 3