Реферат: Использование альтернативных источников энергии
Реферат: 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..