Использование альтернативных источников энергии

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).