Замена ядерной энергии

МГД

Магнитогидродинамический генератор, МГД-генератор — энергетическая установка, в которой энергия рабочего тела (жидкой или газообразной электропроводящей среды), движущегося в магнитном поле, преобразуется непосредственно в электрическую энергию.

Происхождение названия[править | править исходный текст]

В МГД-генераторе происходит прямое преобразование механической энергии движущейся среды в электрическую энергию. Движение таких сред описывается магнитной гидродинамикой, что и дало наименование устройству.

Принцип действия[править | править исходный текст]

Так же как и в обычных машинных генераторах, принцип работы МГД-генератора основан на явлении электромагнитной индукции, то есть на возникновении тока в проводнике, пересекающем силовые линии магнитного поля. Но, в отличие от машинных генераторов, в МГД-генераторе проводником является само рабочее тело, в котором при движении поперёк магнитного поля возникают противоположно направленные потоки носителей зарядов противоположных знаков.

Рабочим телом МГД-генератора могут служить следующие среды:

Электролиты

Жидкие металлы

Плазма (ионизированный газ)

Первые МГД-генераторы использовали в качестве рабочего тела электропроводные жидкости (электролиты), в настоящее время применяют плазму, в которой носителями зарядов являются в основном свободные электроны и положительные ионы, отклоняющиеся в магнитном поле от траектории, по которой газ двигался бы в отсутствие поля. В таком генераторе может наблюдаться дополнительное электрическое поле, так называемое поле Холла (см. Эффект Холла), которое объясняется смещением заряженных частиц между соударениями в сильном магнитном поле в плоскости, перпендикулярной магнитному полю.

Устройство[править | править исходный текст]

МГД-генератор состоит из канала, по которому движется рабочее тело (обычно плазма), системы магнитов для создания магнитного поля и электродов, отводящих полученную энергию. В качестве магнитов могут быть использованы электромагниты или постоянные магниты, а также другие источники магнитного поля.

Для создания электропроводности газа, его необходимо нагреть до температуры термической ионизации (около 10000 К). Для работы при меньших температурах газ обогащают парами щелочных металлов, что позволяет снизить температуру смеси до 2200—2700 К.

В отличие от МГД-генератора с жидким рабочим телом, где генерирование электроэнергии идёт только за счёт преобразования части кинетической или потенциальной энергии потока при постоянной температуре, в МГД-генераторах с газовым рабочим телом принципиально возможны три режима:

С сохранением температуры и уменьшением кинетической энергии;

С сохранением кинетической энергии и уменьшением температуры;

Со снижением и температуры, и кинетической энергии.

Классификация[править | править исходный текст]

По источнику тепла[править | править исходный текст]

Реактивные двигатели;

Ядерные реакторы;

Теплообменные устройства;

По рабочему телу[править | править исходный текст]

Продукты сгорания ископаемых топлив

Инертные газы с присадками щелочных металлов (или их солей);

Пары щелочных металлов;

Двухфазные смеси паров и жидких щелочных металлов;

Жидкие металлы и электролиты.

По типу рабочего цикла[править | править исходный текст]

МГД-генераторы с открытым циклом. В данном случае продукты сгорания являются рабочим телом, а использованные газы после удаления из них присадки щелочных металлов выбрасываются в атмосферу.

МГД-генераторы с замкнутым циклом. Здесь тепловая энергия, полученная при сжигании топлива, передаётся в теплообменнике рабочему телу, которое затем, пройдя МГД-генератор, возвращается через компрессор, замыкая цикл.

По способу отвода электроэнергии[править | править исходный текст]

Кондукционные. В рабочем теле, протекающем через поперечное магнитное поле, возникает электрический ток, который через съёмные электроды, вмонтированные в боковые стенки канала, замыкается на внешнюю цепь. В зависимости от изменения магнитного поля или скорости движения рабочего тела такой МГД-генератор может генерировать постоянный или пульсирующий ток

Индукционные. В индукционных МГД-генераторах электроды отсутствуют. Такие установки генерируют только переменный ток и требуют создания бегущего вдоль канала магнитного поля.

По форме канала[править | править исходный текст]

Линейные — для кондукционных и индукционных генераторов;

Дисковые и коаксиальные холловские — в кондукционных;

Радиальные — в индукционных генераторах.

По системам соединений электродов[править | править исходный текст]

Фарадеевский генератор со сплошными или секционированными электродами. Секционирование электродов в фарадеевском МГД-генераторе делается для того, чтобы уменьшить циркуляцию тока вдоль канала и через электроды (эффект Холла) и тем самым направить носители зарядов перпендикулярно оси канала на электроды и в нагрузку; чем значительнее эффект Холла, тем на большее число секций необходимо разделить электроды, причём каждая пара электродов должна иметь свою нагрузку, что весьма усложняет конструкцию установки.

Холловский генератор, в котором расположенные друг против друга электроды короткозамкнуты, а напряжение снимается вдоль канала за счёт наличия поля Холла. Применение наиболее выгодно при больших магнитных полях. За счёт наличия продольного электрического поля, можно получить значительное напряжение на выходе генератора.

Сериесный генератор с диагональным соединением электродов.

Наибольшее распространение с 1970-х годов получили кондукционные линейные МГД-генераторы на продуктах сгорания ископаемых топлив с присадками щелочных металлов, работающие по открытому циклу.

Термоэлектрогенератор — это техническое устройство (электрический генератор), предназначенное для прямого преобразования тепловой энергии в электричество посредством использования в его конструкции термоэлементов (термоэлектрических материалов).

История изобретения термоэлектрогенераторов[править | править исходный текст]

Типы применяемых термоэлектрогенераторов[править | править исходный текст]

Топливные: тепло от сжигания топлива (природный газ, нефть, уголь) и тепло от горения пиротехнических составов (шашек).

Радиоизотопные: тепло от распада изотопов (распад не контролируется и работа определяется периодом полураспада).

Атомные: тепло атомного реактора (уран-233, уран-235, плутоний-238, торий), как правило, здесь термоэлектрогенератор — вторая и третья ступень преобразования.

Солнечные: тепло от солнечных коллекторов (зеркала, линзы, тепловые трубы).

Утилизационные: Тепло из любых источников, выделяющих сбросное тепло (выхлопные и печные газы и др).

Полупроводниковые материалы для прямого преобразования энергии[править | править исходный текст]

Для термоэлектрогенераторов используются полупроводниковые термоэлектрические материалы, обеспечивающие наиболее высокий коэффициент преобразования тепла в электричество. Список веществ, имеющих термоэлектрические свойства, достаточно велик (тысячи сплавов и соединений), но лишь немногие из них могут использоваться для преобразования тепловой энергии. Современная наука постоянно изыскивает новые и новые полупроводниковые композиции и прогресс в этой области обеспечивается не столько теорией, сколько практикой, ввиду сложности физических процессов, происходящих в термоэлектрических материалах. Определённо можно сказать, что на сегодняшний день не существует термоэлектрического материала, в полной мере удовлетворяющего промышленность своими свойствами, и главным инструментом в создании такого материала является эксперимент. Важнейшими свойствами полупроводникового материала для термоэлектрогенераторов являются:

КПД: Желателен как можно более высокий КПД;

Технологичность: Возможность любых видов обработки;

Стоимость: Желательно отсутствие в составе редких элементов или их меньшее количество, достаточная сырьевая база (для расширения сфер ассимиляции и доступности);

Коэффициент термо-ЭДС: Желателен как можно более высокий коэффициент термо-ЭДС (для упрощения конструкции);

Токсичность: Желательно отсутствие или малое содержание токсичных элементов (например: свинец, висмут, теллур, селен) или их инертное состояние (в составе сплавов);

Рабочие температуры: Желателен как можно более широкий температурный диапазон для использования высокопотенциального тепла и, следовательно, увеличения преобразуемой тепловой мощности.

Пути развития и повышения КПД[править | править исходный текст]

Эффективный термоэлектрический материал: КПД преобразования, термо-ЭДС, пластичность, тонкоплёночное исполнение.

Эффективный и совместимый с теплообменником жидкометаллический теплоноситель.

Расширение использования высококачественной керамики в конструкции ТЭГ.

Унификация узлов, приспособленных для разных случаев применения.

Предельное повышение энергоплотности ТЭГов до уровня автомобильных и авиационных двигателей и выше.

Термоэмиссионный преобразователь - преобразователь тепловой энергии в электрическую на основе использования эффекта теромоэлектронной эмиссии. Представляет собой ламповый диод, к эмиттеру которого подводится тепло, разогревая его до высокой температуры. Для нейтрализации влияния поля объемного заряда и увеличения термоэмиссии путем снижения работы выхода катода в колбу прибора вводятся пары цезия. По сравнению с другими методами преобразования тепловой и химической энергии в электрическую термоэмиссионный метод имеет следующие преимущества: самые низкие весовые характеристики на единицу выходной мощности и возможность работы при высокой температуре холодильника (анода). Эти преимущества термоэмиссионного преобразователя могут быть использованы для создания автономных энергетических генераторов космических летательных аппаратов с использованием ядерных реакторов. Термоэмиссионные преобразователи также могут применяться в обычных тепловых электростанциях, в качестве надставок, повышающих коэффициент полезного действия преобразования тепловой энергии в электрическую. Первый в мире термоэмиссионный реактор-преобразователь (установка "Топаз I") был создан в СССР в 1970 г.

Топливный элемент — электрохимическое устройство, подобное гальваническому элементу, но отличающееся от него тем, что вещества для электрохимической реакции подаются в него извне[1] — в отличие от ограниченного количества энергии, запасенного в гальваническом элементе или аккумуляторе.

Топливные элементы осуществляют превращение химической энергии топлива в электричество, минуя малоэффективные, идущие с большими потерями, процессы горения. Это электрохимическое устройство в результате высокоэффективного «холодного» горения топлива непосредственно вырабатывает электроэнергию.

Естественным топливным элементом является митохондрия живой клетки. Митохондрии перерабатывают органическое «горючее» — пируваты и жирные кислоты, синтезируя АТФ — универсальный источник энергии для всех биохимических процессов в живых организмах, одновременно создавая разность электрических потенциалов на своей внешней мембране. Однако копирование этого процесса для получения электроэнергии в промышленных масштабах лишено смысла, т. к. на долю электрической разности потенциалов приходится ничтожная доля химической энергии исходных веществ: почти вся энергия передаётся молекулам АТФ.

Устройство ТЭ[править | править исходный текст]

Топливные элементы — это электрохимические устройства, которые теоретически могут иметь очень высокий коэффициент преобразования химической энергии в электрическую (~80 %)[источник не указан 1463 дня].

КПД, определённый по теплоте химической реакции, может быть и выше 100 % из-за того, что в работу может превращаться и теплота окружающей среды[2]. Здесь тем не менее нет никакого противоречия с ограничениями на КПД тепловых машин, поскольку топливные элементы не работают по замкнутому циклу и реагирующие вещества не возвращаются в начальное состояние. При химической реакции в топливном элементе в электрическую энергию превращается в конечном счёте не теплота реагентов, а их внутренняя энергия и, возможно, некоторое количество теплоты из окружающей среды.

Принцип разделения потоков топлива и окислителя[править | править исходный текст]

Обычно в низкотемпературных топливных элементах используются: водород со стороны анода и кислород на стороне катода (водородный элемент) или метанол и кислород воздуха. В отличие от топливных элементов, одноразовые гальванические элементы и аккумуляторы содержат расходуемые твёрдые или жидкие реагенты, масса которых ограничена объёмом батарей, и, когда электрохимическая реакция прекращается, они должны быть заменены на новые либо электрически перезаряжены, чтобы запустить обратную химическую реакцию, или по крайней мере в них нужно поменять израсходованные электроды и загрязнённый электролит. В топливном элементе реагенты втекают, продукты реакции вытекают, и реакция может протекать так долго, как поступают в неё реагенты и сохраняется реакционная способность компонентов самого топливного элемента, чаще всего определяемая их «отравлением» побочными продуктами недостаточно чистых исходных веществ.

Пример водородно-кислородного топливного элемента[править | править исходный текст]

Водородно-кислородный топливный элемент с протонообменной мембраной (например, «с полимерным электролитом») содержит протонопроводящую полимерную мембрану, которая разделяет два электрода — анод и катод. Каждый электрод обычно представляет собой угольную пластину (матрицу) с нанесённым катализатором — платиной или сплавом платиноидов и др. композиции.

На катализаторе анода молекулярный водород диссоциирует и теряет электроны. Катионы водорода проводятся через мембрану к катоду, но электроны отдаются во внешнюю цепь, так как мембрана не пропускает электроны.

На катализаторе катода молекула кислорода соединяется с электроном (который подводится из внешних коммуникаций) и пришедшим протоном и образует воду, которая является единственным продуктом реакции (в виде пара и/или жидкости).

Топливные элементы не могут хранить электрическую энергию, как гальванические или аккумуляторные батареи, но для некоторых применений, таких как работающие изолированно от электрической системы электростанции, использующие непостоянные источники энергии (солнце, ветер), они совместно с электролизёрами, компрессорами и ёмкостями для хранения топлива (например, баллоны для водорода) образуют устройство для хранения энергии. Общий КПД такой установки (преобразование электрической энергии в водород и обратно в электрическую энергию) 30–40 %.[источник не указан 1102 дня]

Мембрана[править | править исходный текст]

Мембрана обеспечивает проводимость протонов, но не электронов. Она может быть полимерной (Нафион (Nafion), полибензимидазол и др.) или керамической (оксидной и др.). Впрочем, существуют ТЭ и без мембраны[3].

Управляемый термоядерный синтез (УТС) — синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерных взрывных устройствах), носит управляемый характер. Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной энергетики тем, что в последней используется реакция распада, в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий(2H) и тритий (3H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 (3He) и бор-11 (11B).

Типы реакций[править | править исходный текст]

Реакция синтеза заключается в следующем: два или более относительно лёгких атомных ядра в результате теплового движения сближаются настолько, что короткодействующее сильное взаимодействие, проявляющееся на таких расстояниях, начинает преобладать над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего образуются ядра других, более тяжёлых элементов. Система нуклонов потеряет часть своей массы, равную энергии связи и по известной формуле E=mc², при создании нового ядра освободится значительная энергия сильного взаимодействия. Атомные ядра, имеющие небольшой электрический заряд, легче свести на нужное расстояние, поэтому тяжелые изотопы водорода являются лучшим видом топлива для управляемой реакции синтеза.

Установлено, что смесь двух изотопов, дейтерия и трития, требует менее всего энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надёжнее контролироваться, или, что более важно, производить меньше нейтронов. Особенный интерес вызывают так называемые «безнейтронные» реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на вывод из эксплуатации и утилизацию. Проблемой остаётся то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому D-T реакция считается только необходимым первым шагом.

Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.

Конструкции реакторов[править | править исходный текст] Эта статья или часть статьи содержит информацию об ожидаемых событиях.

Здесь описываются события, которые ещё не произошли.

Существуют две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза, разработки которых продолжаются в настоящее время (2012):

Квазистационарные системы (), в которых нагрев и удержание плазмы осуществляется магнитным полем при относительно низком давлении и высокой температуре. Для этого применяются реакторы в виде токамаков, стеллараторов (торсатронов) и зеркальных ловушек, которые отличаются конфигурацией магнитного поля. К квазистационарным реакторам относится реактор ITER, имеющий конфигурацию токамака.

Импульсные системы (). В таких системах управляемый термоядерный синтез осуществляется путём кратковременного нагрева небольших мишеней, содержащих дейтерий и тритий, сверхмощными лазерными лучами или пучками высокоэнергичных частиц (ионов, электронов). Такое облучение вызывает последовательность термоядерных микровзрывов.

Первый вид термоядерных реакторов намного лучше разработан и изучен, чем второй.

В ядерной физике, при исследованиях термоядерного синтеза, для удержания плазмы в некотором объёме используется магнитная ловушка — устройство, удерживающее плазму от контакта с элементами термоядерного реактора. Магнитная ловушка используется в первую очередь как теплоизолятор. Принцип удержания плазмы основан на взаимодействии заряженных частиц с магнитным полем, а именно на спиральном вращении заряженных частиц вдоль силовых линий магнитного поля. Однако, намагниченная плазма очень нестабильна. В результате столкновений заряженные частицы стремятся покинуть магнитное поле. Поэтому для создания эффективной магнитной ловушки используются мощные электромагниты, потребляющее огромное количество энергии или применяются сверхпроводники.[источник не указан 1162 дня]

Радиационная безопасность

Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нём радиоактивных веществ сравнительно невелико. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии, тоже мала и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера и оболочка криостата должны быть герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектирования ITER большое внимание уделялось радиационной безопасности как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.

Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:

радиоактивный изотоп водорода — тритий;

наведённая радиоактивность в материалах установки в результате облучения нейтронами;

радиоактивная пыль, образующаяся в результате воздействия плазмы на первую стенку;

радиоактивные продукты коррозии, которые могут образовываться в системе охлаждения.

Для того, чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, необходима специальная система вентиляции которая должна поддерживать в здании реактора пониженное давление. Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.

При строительстве реактора, ITER например, где только возможно, будут применяться материалы, уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому, наведённая радиоактивность будет сравнительно небольшой. В частности, даже в случае отказа систем охлаждения, естественной конвекции будет достаточно для охлаждения вакуумной камеры и других элементов конструкции.

Оценки показывают, что даже в случае аварии радиоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.

Цикл топлива[править | править исходный текст]

Реакторы первого поколения будут, вероятнее всего, работать на смеси дейтерия и трития. Нейтроны, которые появляются в процессе реакции, поглотятся защитой реактора, а выделяющееся тепло будет использоваться для нагревания теплоносителя в теплообменнике, и эта энергия, в свою очередь, будет использоваться для вращения генератора.

Реакция с 6Li является экзотермической, обеспечивая получение небольшой энергии для реактора. Реакция с 7Li является эндотермической — но не потребляет нейтронов[4]. По крайней мере, некоторые реакции 7Li необходимы для замены нейтронов, потерянных в реакции с другими элементами. Большинство конструкций реактора используют естественные смеси изотопов лития.

Это топливо имеет ряд недостатков:

Реакция продуцирует значительное количество нейтронов, которые активируют (радиоактивно заражают) реактор и теплообменник. Нейтронное облучение во время D-T реакции настолько велико, что после первой серии тестов на JET, наибольшем реакторе на сегодняшний день на таком топливе, реактор стал настолько радиоактивным, что для завершения годового цикла тестов пришлось[источник не указан 1505 дней] разработать роботизированную систему дистанционного обслуживания[5][6].

Требуются мероприятия для защиты от возможного истока радиоактивного трития.

Только около 20 % энергии синтеза выделяется в форме заряженных частиц (остальное — нейтроны), что ограничивает возможность прямого превращения энергии синтеза в электроэнергию[7].

Использование D-T реакции зависит от имеющихся запасов лития, которые значительно меньше чем запасы дейтерия.

Существуют, в теории, альтернативные виды топлива, которые лишены указанных недостатков. Но их использованию препятствует фундаментальное физическое ограничение. Чтобы получить достаточное количество энергии из реакции синтеза, необходимо удерживать достаточно плотную плазму при температуре синтеза (108 K) на протяжении определённого времени. Этот фундаментальный аспект синтеза описывается произведением плотности плазмы n на время содержания нагретой плазмы τ, что требуется для достижения точки равновесия. Произведение nτ зависит от типа горючего и является функцией температуры плазмы. Из всех видов горючего дейтерий-тритиевая смесь требует самого низкого значения nτ, по меньшей мере на порядок, и самую низкую температуру реакции, по меньшей мере в 5 раз. Таким образом, D-T реакция является необходимым первым шагом, однако использование других видов горючего остаётся важной целью исследований.[источник не указан 1162 дня]

Реакция синтеза в качестве промышленного источника электроэнергии[править | править исходный текст]

Энергия синтеза рассматривается многими исследователями (в частности, Кристофером Ллуэллин-Смитом) в качестве «естественного» источника энергии в долгосрочной перспективе. Сторонники коммерческого использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:

Практически неисчерпаемые запасы топлива (водород).

Топливо можно добывать из морской воды на любом побережье мира, что делает невозможным монополизацию топливных ресурсов одной или группой стран.

Минимальная вероятность аварийного взрывного увеличения мощности реакции в термоядерном реакторе.

Отсутствие продуктов сгорания.

Нет необходимости использовать материалы, которые могут быть использованы для производства ядерных взрывных устройств, таким образом исключается возможность саботажа и терроризма.

По сравнению с ядерными реакторами вырабатываются радиоактивные отходы с коротким периодом полураспада[8].

С помощью вычислений можно провести оценку, что наперсток, наполненный дейтерием, производит энергию, эквивалентную 20 тоннам угля. Озеро среднего размера в состоянии обеспечить любую страну энергией на сотни лет. Однако следует заметить, что существующие исследовательские реакторы спроектированы для достижения прямой дейтериево-тритиевой (DT) реакции, цикл топлива которой требует использования лития для производства трития, тогда как заявления о неисчерпаемости энергии касаются использования дейтериево-дейтериевой (DD) реакции во втором поколении реакторов.[источник не указан 1505 дней]

Так же, как и реакция распада, реакция синтеза не производит углекислотных выбросов в атмосферу, являющихся, по мнению многих специалистов, главным вкладом в глобальное потепление. Это является значительным преимуществом, поскольку использование ископаемых топлив для производства электроэнергии имеет своим следствием то, что, например, в США производится 29 кг CO2 (один из основных газов, которые могут считаться причиной глобального потепления) на жителя США в день.[источник не указан 1505 дней]

В отличие от неядерных электростанций на возобновляемых источниках энергии, термоядерные реакторы можно устанавливать где угодно (в том числе на транспорте: суда, самолёты и даже автомобили), в каких угодно количествах и без серьёзного вреда для окружающей среды (затопления водохранилищ, поражение птиц лопастями ветровых электростанций…).[источник не указан 1505 дней]

В космосе же они вовсе незаменимы, так как дальше пояса астероидов и, тем более, на ночных сторонах планет солнечные батареи неэффективны, химические топлива неприменимы вовсе, традиционное ядерное топливо есть далеко не везде, а вот водород — в изобилии.[источник не указан 1505 дней]

Стоимость электроэнергии в сравнении с традиционными источниками[править | править исходный текст]

Критики указывают, что вопрос о рентабельности ядерного синтеза в производстве электроэнергии в общих целях остаётся открытым. В том же исследовании, проведённом по заказу Бюро науки и техники британского парламента, указывается, что себестоимость производства электроэнергии с использованием термоядерного реактора будет, вероятно, в верхней части спектра стоимости традиционных источников энергии. Много будет зависеть от доступной в будущем технологии, структуры и регулирования рынка. Стоимость электроэнергии напрямую зависит от эффективности использования, длительности эксплуатации и стоимости утилизации реактора[9].

Отдельно стоит вопрос стоимости исследований. Страны Евросоюза тратят около 200 млн евро ежегодно на исследования, и прогнозируется, что нужно ещё несколько десятилетий, пока промышленное использование ядерного синтеза станет возможным. Сторонники альтернативных неядерных источников электроэнергии считают, что было бы целесообразнее направить эти средства на внедрение возобновляемых источников электроэнергии.[источник не указан 1505 дней]

Доступность коммерческой энергии ядерного синтеза[править | править исходный текст]

Несмотря на распространённый оптимизм (с начала первых исследований 1950-х годов), существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены. Неясным является даже то, насколько может быть рентабельным производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя наблюдается постоянный прогресс в исследованиях, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, способного выдержать нейтронную бомбардировку, которая, как оценивается, должна быть в 100 раз интенсивнее, чем в традиционных ядерных реакторах. Тяжесть проблемы усугубляется тем, что сечение взаимодействия нейтронов с ядрами с ростом энергии перестаёт зависеть от числа протонов и нейтронов и стремится к сечению атомного ядра — и для нейтронов энергии 14 МэВ просто не существует изотопа с достаточно малым сечением взаимодействия. Это обуславливает необходимость очень частой замены конструкций D-T и D-D реактора и снижает его рентабельность настолько, что стоимость конструкций реакторов из современных материалов для этих двух типов оказывается больше стоимости произведённой на них энергии. Решения возможны трёх типов[источник не указан 1162 дня]:

Отказ от чистого ядерного синтеза и употребление его в качестве источника нейтронов для деления урана или тория.

Отказ от D-T и D-D синтеза в пользу других реакций синтеза (например D-He).

Резкое удешевление конструкционных материалов или разработка процессов их восстановления после облучения. Требуются также гигантские вложения в материаловедение, но перспективы неопределённые.

Побочные реакции D-D (3%) при синтезе D-He осложняют изготовление рентабельных конструкций для реактора, хотя они возможны на современном технологическом уровне.

Различают следующие фазы исследований:

1. Равновесие или режим «перевала» (Break-even): когда общая энергия, выделяемая в процессе синтеза, равна общей энергии, затраченной на запуск и поддержку реакции. Это соотношение помечают символом Q.

2. Пылающая плазма (Burning Plasma): промежуточный этап, на котором реакция будет поддерживаться главным образом альфа-частицами, которые продуцируются в процессе реакции, а не внешним подогревом. Q ≈ 5. До сих пор (2012) не достигнут.

3. Воспламенение (Ignition): стабильная самоподдерживающаяся реакция. Должна достигаться при больших значениях Q. До сих пор не достигнуто.

Следующим шагом в исследованиях должен стать Международный термоядерный экспериментальный реактор (International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER). На этом реакторе планируется провести исследование поведения высокотемпературной плазмы (пылающая плазма с Q ~ 30) и конструктивных материалов для промышленного реактора.

Окончательной фазой исследований станет DEMO: прототип промышленного реактора, на котором будет достигнуто воспламенение, и продемонстрирована практическая пригодность новых материалов. Самые оптимистичные прогнозы завершения фазы DEMO: 30 лет. Вслед за DEMO может начаться проектирование и строительство коммерческих термоядерных реакторов (условно называются ТЯЭС - термоядерные электростанции). Строительство ТЯЭС может начаться не раньше 2045 года.[10]

В связи с трагической катастрофой Фукусимы в марте 2011 года общественность и политические круги приняли решение перехода на возобновляемые источники энергии. В настоящее время лишь 27% спроса на электроэнергию удовлетворяется за счет атомной энергетики. Согласно отчету исследователей Техасского университета, у Японии большой потенциал для использования фотоэлектрических панелей на крышах для того, чтобы заменить использование ядерных электростанций.

Так 300 кв. километров крыш Токио могли бы вырабатывать 43,1 ГВТ электроэнергии.

Дата добавления: 2015-05-08