Страница:
Как известно, беда многих ветряков – мощные воздушные потоки, под действием которых они нередко ломаются. В «Конвет-1Э» применили различные автоматические устройства, чтобы не дать колесу чрезмерно раскрутиться при сильном ветре. Конструкторам удалось добиться аэродинамического КПД в 46-48 процентов. Это достигнуто за счет применения высококачественных неметаллических лопастей с более совершенным, крученным по длине профилем.
Быстроходные ветроустановки иностранных фирм работают главным образом, начиная со скоростей ветра 5-6 метров в секунду. Особая конструкция лопастей и специальные приспособления позволяют «Конвету-1Э» эффективно начинать работать уже при силе ветра 4 метра в секунду.
Суммарная мощность ветроустановок в мире быстро возрастает. По использованию ВЭУ в мире лидируют США, в Европе – Германия, Англия, Дания и Нидерланды.
Германия получает от ветра десятую часть своей электроэнергии, а всей Западной Европе ветер дает 2500 МВт электроэнергии. По мере того как ветряные электростанции окупаются, а их конструкции совершенствуются, цена «воздушного» электричества падает. Так, в 1993 году во Франции себестоимость 1 кВт-ч электроэнергии, полученной на ветростанции, равнялась 40 сантимам, а к 2000 году она снизилась в 1,5 раза.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах
Термоядерная установка
Первая океанская электростанция
Быстроходные ветроустановки иностранных фирм работают главным образом, начиная со скоростей ветра 5-6 метров в секунду. Особая конструкция лопастей и специальные приспособления позволяют «Конвету-1Э» эффективно начинать работать уже при силе ветра 4 метра в секунду.
Суммарная мощность ветроустановок в мире быстро возрастает. По использованию ВЭУ в мире лидируют США, в Европе – Германия, Англия, Дания и Нидерланды.
Германия получает от ветра десятую часть своей электроэнергии, а всей Западной Европе ветер дает 2500 МВт электроэнергии. По мере того как ветряные электростанции окупаются, а их конструкции совершенствуются, цена «воздушного» электричества падает. Так, в 1993 году во Франции себестоимость 1 кВт-ч электроэнергии, полученной на ветростанции, равнялась 40 сантимам, а к 2000 году она снизилась в 1,5 раза.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах
Первая в мире атомная электростанция (АЭС), построенная в городе Обнинске под Москвой, дала ток в июне 1954 года. Мощность ее была весьма скромной – 5 МВт. Однако она сыграла роль экспериментальной установки, где накапливался опыт эксплуатации будущих крупных АЭС. Впервые была доказана возможность производства электрической энергии на основе расщепления ядер урана, а не за счет сжигания органического топлива и не за счет гидравлической энергии.
АЭС использует ядра тяжелых элементов – урана и плутония. При делении ядер выделяется энергия – она и «работает» в атомных электростанциях. Но можно использовать только ядра, имеющие определенную массу – ядра изотопов. В атомных ядрах изотопов содержится одинаковое число протонов и разное – нейтронов, из-за чего ядра разных изотопов одного и того же элемента имеют разную массу. У урана, например, 15 изотопов, но в ядерных реакциях участвует только уран-235.
Реакция деления протекает следующим образом. Ядро урана самопроизвольно распадается на несколько осколков; среди них есть частицы высокой энергии – нейтроны. В среднем на каждые 10 распадов приходится 25 нейтронов. Они попадают в ядра соседних атомов и разбивают их, высвобождая нейтроны и огромное количество тепла. При делении грамм урана выделяется столько же тепла, сколько при сгорании трех тонн каменного угля.
Пространство в реакторе, где находится ядерное топливо, называют активной зоной. Здесь идет деление атомных ядер урана и выделяется тепловая энергия. Чтобы предохранить обслуживающий персонал от вредного излучения, сопровождающего цепную реакцию, стенки реактора делают достаточно толстыми. Скоростью цепной ядерной реакции управляют регулирующие стержни из вещества, поглощающего нейтроны (чаще всего это бор или кадмий). Чем глубже опускают стержни в активную зону, тем больше нейтронов они поглощают, тем меньше нейтронов участвует в реакции и меньше выделяется тепла. И наоборот, когда регулирующие стержни поднимают из активной зоны, количество нейтронов, участвующих в реакции, возрастает, все большее число атомов урана делится, освобождая скрытую в них тепловую энергию.
На случай, если возникнет перегрев активной зоны, предусмотрена аварийная остановка ядерного реактора. Аварийные стержни быстро падают в активную зону, интенсивно поглощают нейтроны, цепная реакция замедляется или прекращается.
Тепло из ядерного реактора выводят с помощью жидкого или газообразного теплоносителя, который прокачивают насосами через активную зону. Теплоносителем может быть вода, металлический натрий или газообразные вещества. Он отбирает у ядерного топлива тепло и передает его в теплообменник. Эта замкнутая система с теплоносителем называется первым контуром. В теплообменнике тепло первого контура нагревает до кипения воду второго контура. Образующийся пар направляют в турбину или используют для теплофикации промышленных и жилых зданий.
До катастрофы на АЭС в Чернобыле советские ученые с уверенностью говорили о том, что в ближайшие годы в атомной энергетике будут широко использовать два основных типа реакторов. Один из них, ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор, а другой – РБМК – реактор большой мощности, канальный. Оба типа относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах.
В водо-водяном реакторе активная зона заключена в огромный, диаметром 4 и высотой 15 метров, стальной корпус-цилиндр с толстыми стенами и массивной крышкой. Внутри корпуса давление достигает 160 атмосфер. Теплоносителем, отбирающим тепло в зоне реакции, служит вода, которую прокачивают насосами. Эта же вода служит и замедлителем нейтронов. В парогенераторе она нагревает и превращает в пар воду второго контура. Пар поступает в турбину и вращает ее. И первый и второй контуры – замкнутые.
Раз в полгода выгоревшее ядерное горючее заменяют на свежее, для чего надо реактор остановить и охладить. В России по этой схеме работают Нововоронежская, Кольская и другие АЭС.
В РБМК замедлителем служит графит, а теплоносителем – вода. Пар для турбины получается непосредственно в реакторе и туда же возвращается после использования в турбине. Топливо в реакторе можно заменять постепенно, не останавливая и не расхолаживая его.
Первая в мире Обнинская АЭС относится именно к этому типу. По той же схеме построены Ленинградская, Чернобыльская, Курская, Смоленская станции большой мощности.
Одной из серьезных проблем АЭС является утилизация ядерных отходов. Во Франции, к примеру, этим занимается крупная фирма «Кожема». Топливо, содержащее уран и плутоний, с большой осторожностью, в специальных транспортных контейнерах – герметичных и охлаждаемых – направляется на переработку, а отходы – на остекловывание и захоронение.
«Нам показали отдельные этапы переработки топлива, привезенного с АЭС с величайшей осторожностью, – пишет в журнале «Наука и жизнь» И. Лаговский. – Разгрузочные автоматы, камера разгрузки. Заглянуть в нее можно через окно. Толщина стекла в окне 1 метр 20 сантиметров. У окна манипулятор. Невообразимая чистота вокруг. Белые комбинезоны. Мягкий свет, искусственные пальмы и розы. Теплица с настоящими растениями для отдыха после работы в зоне. Шкафы с контрольной аппаратурой МАГАТЭ – международного агентства по атомной энергии. Операторский зал – два полукруга с дисплеями, – отсюда управляют разгрузкой, резанием, растворением, остекловыванием. Все операции, все перемещения контейнера последовательно отражаются на дисплеях у операторов. Сами залы работ с материалами высокой активности находятся довольно далеко, на другой стороне улицы.
Остеклованные отходы невелики по объему. Их заключают в стальные контейнеры и хранят в вентилируемых шахтах, пока не повезут на место окончательного захоронения…
Сами контейнеры являют собой произведение инженерного искусства, целью которого было соорудить нечто такое, что невозможно разрушить. Железнодорожные платформы, груженные контейнерами, пускали под откос, таранили на полном ходу встречными поездами, устраивали другие мыслимые и немыслимые аварии при перевозке – контейнеры выдерживали все».
После чернобыльской катастрофы 1986 года ученые стали сомневаться в безопасности эксплуатации АЭС и, в особенности, реакторов типа РБМК. Тип ВВЭР в этом отношении более благополучен: авария на американской станции Тримайл-айленд в 1979 году, где частично расплавилась активная зона реактора, радиоактивность не вышла за пределы корпуса. В пользу ВВЭР говорит долгая безаварийная эксплуатация японских АЭС.
И, тем не менее, есть еще одно направление, которое, по мнению ученых, способно обеспечить человечество теплом и светом на ближайшее тысячелетие. Имеются в виду реакторы на быстрых нейтронах, или реакторы-размножители. В них используется уран-238, но для получения не энергии, а горючего. Этот изотоп хорошо поглощает быстрые нейтроны и превращается в другой элемент – плутоний-239. Реакторы на быстрых нейтронах очень компактны: им не нужны ни замедлители, ни поглотители – их роль играет уран-238. Называются они реакторами-размножителями, или бридерами (от английского слова «breed» – размножать). Воспроизведение ядерного горючего позволяет в десятки раз полнее использовать уран, поэтому реакторы на быстрых нейтронах считаются одним из перспективных направлений атомной энергетики.
В реакторах такого типа, кроме тепла, нарабатывается еще и вторичное ядерное топливо, которое можно использовать в дальнейшем. Здесь ни в первом, ни во втором контурах нет высокого давления. Теплоноситель – жидкий натрий. Он циркулирует в первом контуре, нагревается сам и передает тепло натрию второго контура, а тот, в свою очередь, нагревает воду в пароводяном контуре, превращая ее в пар. Теплообменники изолированы от реактора.
Одна из таких перспективных станций – ей дали название Монзю – была построена в районе Шираки на побережье Японского моря в курортной зоне в четырехстах километрах к западу от столицы.
«Для Японии, – говорит руководитель отдела ядерной корпорации Кансаи К. Такеноучи, – использование реакторов-размножителей означает возможность уменьшить зависимость от привозного природного урана за счет многократного использования плутония. Поэтому понятно наше стремление к разработке и совершенствованию "быстрых реакторов", достижению технического уровня, способного выдержать конкуренцию с современными АЭС в отношении экономичности и безопасности.
Развитие реакторов-размножителей должно стать основной программой выработки электроэнергии в ближайшем будущем».
Строительство реактора Монзю – уже вторая стадия освоения реакторов на быстрых нейтронах в Японии. Первой было проектирование и постройка экспериментального реактора Джойо (что по-японски означает «вечный свет») мощностью 50-100 МВт, который начал работать в 1978 году. На нем исследовались поведение топлива, новые конструкционные материалы, узлы.
Проект Монзю стартовал в 1968 году. В октябре 1985 года начали сооружать станцию – рыть котлован. В процессе освоения площадки 2 миллиона 300 тысяч кубометров скального грунта было сброшено в море. Тепловая мощность реактора – 714 МВт. Топливом служит смесь окислов плутония и урана. В активной зоне 19 регулирующих стержней, 198 топливных блоков, в каждом из которых по 169 топливных стержней (тепловыделяющих элементов – ТВЭЛов) диаметром 6,5 миллиметров. Они окружены радиальными топливовоспроизводящими блоками (172 штуки) и блоками нейтронных экранов (316 штук).
Весь реактор собран как матрешка, только разобрать его уже невозможно. Огромный корпус реактора, из нержавеющей стали (диаметр – 7,1 метра, высота – 17,8 метра), помещен в защитный кожух на случай, если при аварии разольется натрий.
«Стальные конструкции камеры реактора, – сообщает в журнале «Наука и жизнь» А Лаговский, – обечайки и стеновые блоки – в качестве защиты заполнены бетоном. Первичные натриевые системы охлаждения вместе с корпусом реактора окружены противоаварийной оболочкой с ребрами жесткости – ее внутренний диаметр 49,5 метра, а высота – 79,4 метра. Эллипсоидное дно этой громады покоится на сплошной бетонной подушке высотой 13,5 метра. Оболочка окружена полутораметровым кольцевым зазором, а далее следует толстый слой (1-1,8 метра) армированного бетона. Купол оболочки также защищен слоем армированного бетона толщиной 0,5 метра.
Вслед за противоаварийной оболочкой устроен еще один защитный корпус – вспомогательный – размером 100 на 115 метров, удовлетворяющий требованиям противосейсмического строительства. Чем не саркофаг?
Во вспомогательном корпусе реактора размещены вторичные системы натриевого охлаждения, пароводяные системы, топливные загрузочно-разгрузочные устройства, резервуар для хранения отработанного топлива. В отдельных помещениях расположены турбогенератор и резервные дизель-генераторы.
Прочность противоаварийной оболочки рассчитана как на избыточное давление в 0,5 атмосферы, так и на вакуум в 0,05 атмосферы. Вакуум может образоваться при выгорании кислорода в кольцевом зазоре, если разольется жидкий натрий. Все бетонные поверхности, которые могут войти в контакт с разлившимся натрием, сплошь облицованы стальными листами, достаточно толстыми для того, чтобы выдержать тепловые напряжения. Так защищаются на тот случай, которого вообще может и не произойти, поскольку должна быть гарантия и на трубопроводы, и на все другие части атомной установки».
АЭС использует ядра тяжелых элементов – урана и плутония. При делении ядер выделяется энергия – она и «работает» в атомных электростанциях. Но можно использовать только ядра, имеющие определенную массу – ядра изотопов. В атомных ядрах изотопов содержится одинаковое число протонов и разное – нейтронов, из-за чего ядра разных изотопов одного и того же элемента имеют разную массу. У урана, например, 15 изотопов, но в ядерных реакциях участвует только уран-235.
Реакция деления протекает следующим образом. Ядро урана самопроизвольно распадается на несколько осколков; среди них есть частицы высокой энергии – нейтроны. В среднем на каждые 10 распадов приходится 25 нейтронов. Они попадают в ядра соседних атомов и разбивают их, высвобождая нейтроны и огромное количество тепла. При делении грамм урана выделяется столько же тепла, сколько при сгорании трех тонн каменного угля.
Пространство в реакторе, где находится ядерное топливо, называют активной зоной. Здесь идет деление атомных ядер урана и выделяется тепловая энергия. Чтобы предохранить обслуживающий персонал от вредного излучения, сопровождающего цепную реакцию, стенки реактора делают достаточно толстыми. Скоростью цепной ядерной реакции управляют регулирующие стержни из вещества, поглощающего нейтроны (чаще всего это бор или кадмий). Чем глубже опускают стержни в активную зону, тем больше нейтронов они поглощают, тем меньше нейтронов участвует в реакции и меньше выделяется тепла. И наоборот, когда регулирующие стержни поднимают из активной зоны, количество нейтронов, участвующих в реакции, возрастает, все большее число атомов урана делится, освобождая скрытую в них тепловую энергию.
На случай, если возникнет перегрев активной зоны, предусмотрена аварийная остановка ядерного реактора. Аварийные стержни быстро падают в активную зону, интенсивно поглощают нейтроны, цепная реакция замедляется или прекращается.
Тепло из ядерного реактора выводят с помощью жидкого или газообразного теплоносителя, который прокачивают насосами через активную зону. Теплоносителем может быть вода, металлический натрий или газообразные вещества. Он отбирает у ядерного топлива тепло и передает его в теплообменник. Эта замкнутая система с теплоносителем называется первым контуром. В теплообменнике тепло первого контура нагревает до кипения воду второго контура. Образующийся пар направляют в турбину или используют для теплофикации промышленных и жилых зданий.
До катастрофы на АЭС в Чернобыле советские ученые с уверенностью говорили о том, что в ближайшие годы в атомной энергетике будут широко использовать два основных типа реакторов. Один из них, ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор, а другой – РБМК – реактор большой мощности, канальный. Оба типа относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах.
В водо-водяном реакторе активная зона заключена в огромный, диаметром 4 и высотой 15 метров, стальной корпус-цилиндр с толстыми стенами и массивной крышкой. Внутри корпуса давление достигает 160 атмосфер. Теплоносителем, отбирающим тепло в зоне реакции, служит вода, которую прокачивают насосами. Эта же вода служит и замедлителем нейтронов. В парогенераторе она нагревает и превращает в пар воду второго контура. Пар поступает в турбину и вращает ее. И первый и второй контуры – замкнутые.
Раз в полгода выгоревшее ядерное горючее заменяют на свежее, для чего надо реактор остановить и охладить. В России по этой схеме работают Нововоронежская, Кольская и другие АЭС.
В РБМК замедлителем служит графит, а теплоносителем – вода. Пар для турбины получается непосредственно в реакторе и туда же возвращается после использования в турбине. Топливо в реакторе можно заменять постепенно, не останавливая и не расхолаживая его.
Первая в мире Обнинская АЭС относится именно к этому типу. По той же схеме построены Ленинградская, Чернобыльская, Курская, Смоленская станции большой мощности.
Одной из серьезных проблем АЭС является утилизация ядерных отходов. Во Франции, к примеру, этим занимается крупная фирма «Кожема». Топливо, содержащее уран и плутоний, с большой осторожностью, в специальных транспортных контейнерах – герметичных и охлаждаемых – направляется на переработку, а отходы – на остекловывание и захоронение.
«Нам показали отдельные этапы переработки топлива, привезенного с АЭС с величайшей осторожностью, – пишет в журнале «Наука и жизнь» И. Лаговский. – Разгрузочные автоматы, камера разгрузки. Заглянуть в нее можно через окно. Толщина стекла в окне 1 метр 20 сантиметров. У окна манипулятор. Невообразимая чистота вокруг. Белые комбинезоны. Мягкий свет, искусственные пальмы и розы. Теплица с настоящими растениями для отдыха после работы в зоне. Шкафы с контрольной аппаратурой МАГАТЭ – международного агентства по атомной энергии. Операторский зал – два полукруга с дисплеями, – отсюда управляют разгрузкой, резанием, растворением, остекловыванием. Все операции, все перемещения контейнера последовательно отражаются на дисплеях у операторов. Сами залы работ с материалами высокой активности находятся довольно далеко, на другой стороне улицы.
Остеклованные отходы невелики по объему. Их заключают в стальные контейнеры и хранят в вентилируемых шахтах, пока не повезут на место окончательного захоронения…
Сами контейнеры являют собой произведение инженерного искусства, целью которого было соорудить нечто такое, что невозможно разрушить. Железнодорожные платформы, груженные контейнерами, пускали под откос, таранили на полном ходу встречными поездами, устраивали другие мыслимые и немыслимые аварии при перевозке – контейнеры выдерживали все».
После чернобыльской катастрофы 1986 года ученые стали сомневаться в безопасности эксплуатации АЭС и, в особенности, реакторов типа РБМК. Тип ВВЭР в этом отношении более благополучен: авария на американской станции Тримайл-айленд в 1979 году, где частично расплавилась активная зона реактора, радиоактивность не вышла за пределы корпуса. В пользу ВВЭР говорит долгая безаварийная эксплуатация японских АЭС.
И, тем не менее, есть еще одно направление, которое, по мнению ученых, способно обеспечить человечество теплом и светом на ближайшее тысячелетие. Имеются в виду реакторы на быстрых нейтронах, или реакторы-размножители. В них используется уран-238, но для получения не энергии, а горючего. Этот изотоп хорошо поглощает быстрые нейтроны и превращается в другой элемент – плутоний-239. Реакторы на быстрых нейтронах очень компактны: им не нужны ни замедлители, ни поглотители – их роль играет уран-238. Называются они реакторами-размножителями, или бридерами (от английского слова «breed» – размножать). Воспроизведение ядерного горючего позволяет в десятки раз полнее использовать уран, поэтому реакторы на быстрых нейтронах считаются одним из перспективных направлений атомной энергетики.
В реакторах такого типа, кроме тепла, нарабатывается еще и вторичное ядерное топливо, которое можно использовать в дальнейшем. Здесь ни в первом, ни во втором контурах нет высокого давления. Теплоноситель – жидкий натрий. Он циркулирует в первом контуре, нагревается сам и передает тепло натрию второго контура, а тот, в свою очередь, нагревает воду в пароводяном контуре, превращая ее в пар. Теплообменники изолированы от реактора.
Одна из таких перспективных станций – ей дали название Монзю – была построена в районе Шираки на побережье Японского моря в курортной зоне в четырехстах километрах к западу от столицы.
«Для Японии, – говорит руководитель отдела ядерной корпорации Кансаи К. Такеноучи, – использование реакторов-размножителей означает возможность уменьшить зависимость от привозного природного урана за счет многократного использования плутония. Поэтому понятно наше стремление к разработке и совершенствованию "быстрых реакторов", достижению технического уровня, способного выдержать конкуренцию с современными АЭС в отношении экономичности и безопасности.
Развитие реакторов-размножителей должно стать основной программой выработки электроэнергии в ближайшем будущем».
Строительство реактора Монзю – уже вторая стадия освоения реакторов на быстрых нейтронах в Японии. Первой было проектирование и постройка экспериментального реактора Джойо (что по-японски означает «вечный свет») мощностью 50-100 МВт, который начал работать в 1978 году. На нем исследовались поведение топлива, новые конструкционные материалы, узлы.
Проект Монзю стартовал в 1968 году. В октябре 1985 года начали сооружать станцию – рыть котлован. В процессе освоения площадки 2 миллиона 300 тысяч кубометров скального грунта было сброшено в море. Тепловая мощность реактора – 714 МВт. Топливом служит смесь окислов плутония и урана. В активной зоне 19 регулирующих стержней, 198 топливных блоков, в каждом из которых по 169 топливных стержней (тепловыделяющих элементов – ТВЭЛов) диаметром 6,5 миллиметров. Они окружены радиальными топливовоспроизводящими блоками (172 штуки) и блоками нейтронных экранов (316 штук).
Весь реактор собран как матрешка, только разобрать его уже невозможно. Огромный корпус реактора, из нержавеющей стали (диаметр – 7,1 метра, высота – 17,8 метра), помещен в защитный кожух на случай, если при аварии разольется натрий.
«Стальные конструкции камеры реактора, – сообщает в журнале «Наука и жизнь» А Лаговский, – обечайки и стеновые блоки – в качестве защиты заполнены бетоном. Первичные натриевые системы охлаждения вместе с корпусом реактора окружены противоаварийной оболочкой с ребрами жесткости – ее внутренний диаметр 49,5 метра, а высота – 79,4 метра. Эллипсоидное дно этой громады покоится на сплошной бетонной подушке высотой 13,5 метра. Оболочка окружена полутораметровым кольцевым зазором, а далее следует толстый слой (1-1,8 метра) армированного бетона. Купол оболочки также защищен слоем армированного бетона толщиной 0,5 метра.
Вслед за противоаварийной оболочкой устроен еще один защитный корпус – вспомогательный – размером 100 на 115 метров, удовлетворяющий требованиям противосейсмического строительства. Чем не саркофаг?
Во вспомогательном корпусе реактора размещены вторичные системы натриевого охлаждения, пароводяные системы, топливные загрузочно-разгрузочные устройства, резервуар для хранения отработанного топлива. В отдельных помещениях расположены турбогенератор и резервные дизель-генераторы.
Прочность противоаварийной оболочки рассчитана как на избыточное давление в 0,5 атмосферы, так и на вакуум в 0,05 атмосферы. Вакуум может образоваться при выгорании кислорода в кольцевом зазоре, если разольется жидкий натрий. Все бетонные поверхности, которые могут войти в контакт с разлившимся натрием, сплошь облицованы стальными листами, достаточно толстыми для того, чтобы выдержать тепловые напряжения. Так защищаются на тот случай, которого вообще может и не произойти, поскольку должна быть гарантия и на трубопроводы, и на все другие части атомной установки».
Термоядерная установка
Ученые нашей страны и большинства развитых стран мира уже много лет занимаются проблемой использования термоядерных реакций для целей энергетики. Созданы уникальные термоядерные установки – сложнейшие технические устройства, предназначенные для изучения возможности получения колоссальной энергии, которая выделяется пока лишь при взрыве водородной бомбы. Ученые хотят научиться контролировать ход термоядерной реакции – реакции соединения тяжелых ядер водорода (дейтерия и трития) с образованием ядер гелия при высоких температурах, – чтобы использовать выделяющуюся при этом энергию в мирных целях, на благо людям.
В литре водопроводной воды содержится совсем немного дейтерия. Но если этот дейтерий собрать и использовать как топливо в термоядерной установке, то можно получить энергии столько, сколько от сжигания почти 300 килограммов нефти. А для обеспечения энергией, которую сейчас получают при сжигании обычного топлива, добываемого за год, потребовалось бы извлечь дейтерий из воды, содержащейся в кубе со стороной всего 160 метров. Одна река Волга ежегодно несет в Каспийское море около 60000 таких кубов воды.
Для осуществления термоядерной реакции необходимо соблюдение нескольких условий. Так, температура в зоне, где происходит соединение тяжелых ядер водорода, должна составлять примерно 100 миллионов градусов. При такой огромной температуре речь идет уже не о газе, а о плазме. Плазма – это такое состояние вещества, когда при высоких температурах газа нейтральные атомы теряют принадлежащие им электроны и превращаются в положительные ионы. По-другому, плазма – смесь свободно движущихся положительных ионов и электронов. Второе условие состоит в необходимости поддерживать в зоне реакции плотность плазмы не ниже 100 тысяч миллиардов частиц в кубическом сантиметре. И, наконец, главное и самое трудное, – надо удержать ход термоядерной реакции хотя бы не меньше одной секунды.
Рабочая камера термоядерной установки – тороидальная, похожа на огромный пустотелый бублик. Она заполнена смесью дейтерия и трития. Внутри самой камеры создается плазменный виток – проводник, по которому пропускают электрический ток силой около 20 миллионов ампер.
Электрический ток выполняет три важные функции. Во-первых, он создает плазму. Во-вторых, разогревает ее до ста миллионов градусов. И, наконец, ток создает вокруг себя магнитное поле, то есть окружает плазму магнитными силовыми линиями. В принципе силовые линии вокруг плазмы должны были бы удержать ее в подвешенном состоянии и не дать плазме возможность соприкоснуться со стенками камеры Однако удержать плазму в подвешенном состоянии не так просто. Электрические силы деформируют плазменный проводник, не обладающий прочностью металлического проводника. Он изгибается, ударяется о стенку камеры и отдает ей свою тепловую энергию. Для предотвращения этого поверх тороидальной камеры надевают еще катушки, создающие в камере продольное магнитное поле, оттесняющее плазменный проводник от стенок. Только и этого оказывается мало, поскольку плазменный проводник с током стремится растянуться, увеличить свой диаметр. Удержать плазменный проводник от расширения призвано также магнитное поле, которое создается автоматически, без посторонних внешних сил. Плазменный проводник помещают вместе с тороидальной камерой еще в одну камеру большего размера, сделанную из немагнитного материала, обычно меди. Как только плазменный проводник делает попытку отклониться от положения равновесия, в медной оболочке по закону электромагнитной индукции возникает индукционный ток, обратный по направлению току в плазме. В результате появляется противодействующая сила, отталкивающая плазму от стенок камеры.
Удерживать плазму от соприкосновения со стенками камеры магнитным полем предложил в 1949 году А.Д. Сахаров, а немного позже американец Дж. Спитцер.
В физике принято давать названия каждому новому типу экспериментальных установок. Сооружение с такой системой обмоток именуется токамаком – сокращение от «тороидальная камера и магнитная катушка».
В 1970-е годы в СССР была построена термоядерная установка, названная «Токамак-10». Ее разработали в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова. На этой установке получили температуру плазменного проводника 10 миллионов градусов, плотность плазмы не ниже 100 тысяч миллиардов частиц в кубическом сантиметре и время удержания плазмы близко к 0,5 секунды. Крупнейшая на сегодня в нашей стране установка «Токамак-15» также построена в московском научном центре «Курчатовский институт».
Все созданные термоядерные установки пока лишь потребляют энергию на разогрев плазмы и создание магнитных полей. Термоядерная установка будущего должна, наоборот, выделять столько энергии, чтобы небольшую ее часть можно было использовать для поддержания термоядерной реакции, то есть подогрева плазмы, создания магнитных полей и питания многих вспомогательных устройств и приборов, а основную часть – отдавать для потребления в электрическую сеть
В 1997 году в Великобритании на токамаке JET достигли совпадения вложенной и полученной энергии. Хотя и этого, конечно, недостаточно для самоподдержания процесса: до 80 процентов полученной энергии теряется. Для того чтобы реактор работал, необходимо производить энергии в пять раз больше, чем тратится на нагревание плазмы и создание магнитных полей.
В 1986 году страны Европейского союза вместе с СССР, США и Японией решили совместными усилиями разработать и построить к 2010 году достаточно большой токамак, способный производить энергию не только для поддержания термоядерного синтеза в плазме, но и для получения полезной электрической мощности. Этот реактор назвали ITER, аббревиатура от – «международный термоядерный экспериментальный реактор». К 1998 году удалось завершить проектные расчеты, но из-за отказа американцев в конструкцию реактора пришлось вносить изменения, чтобы уменьшить его стоимость.
Можно позволить частицам двигаться естественным образом, а камере придать форму, повторяющую их траекторию. Камера тогда имеет довольно причудливый вид. Она повторяет форму плазменного шнура, возникающего в магнитном поле внешних катушек сложной конфигурации. Магнитное поле создают внешние катушки гораздо более сложной конфигурации, чем в токамаке. Устройства подобного рода называют стеллараторами. В нашей стране построен торсатрон «Ураган-3М». Этот экспериментальный стелларатор рассчитан на удержание плазмы, нагретой до десяти миллионов градусов.
В настоящее время у токамаков появились и другие серьезные конкуренты, использующие инерциальный термоядерный синтез. В этом случае несколько миллиграммов дейтерий-тритиевой смеси заключают в капсулу диаметром 1-2 миллиметра. На капсуле фокусируют импульсное излучение нескольких десятков мощных лазеров. В результате капсула мгновенно испаряется. В излучение надо вложить 2 МДж энергии за 5-10 наносекунд. Тогда световое давление сожмет смесь до такой степени, что может пойти реакция термоядерного синтеза. Выделившаяся энергия при взрыве, по мощности эквивалентного взрыву ста килограммов тротила, будет преобразовываться в более удобную для использования форму – например в электрическую. Экспериментальная установка такого типа (NIF) строится в США и должна начать работать в 2010 году.
Однако строительство стеллараторов и установок инерциального синтеза также наталкивается на серьезные технические трудности. Вероятно, практическое использование термоядерной энергии – вопрос не ближайшего будущего.
В литре водопроводной воды содержится совсем немного дейтерия. Но если этот дейтерий собрать и использовать как топливо в термоядерной установке, то можно получить энергии столько, сколько от сжигания почти 300 килограммов нефти. А для обеспечения энергией, которую сейчас получают при сжигании обычного топлива, добываемого за год, потребовалось бы извлечь дейтерий из воды, содержащейся в кубе со стороной всего 160 метров. Одна река Волга ежегодно несет в Каспийское море около 60000 таких кубов воды.
Для осуществления термоядерной реакции необходимо соблюдение нескольких условий. Так, температура в зоне, где происходит соединение тяжелых ядер водорода, должна составлять примерно 100 миллионов градусов. При такой огромной температуре речь идет уже не о газе, а о плазме. Плазма – это такое состояние вещества, когда при высоких температурах газа нейтральные атомы теряют принадлежащие им электроны и превращаются в положительные ионы. По-другому, плазма – смесь свободно движущихся положительных ионов и электронов. Второе условие состоит в необходимости поддерживать в зоне реакции плотность плазмы не ниже 100 тысяч миллиардов частиц в кубическом сантиметре. И, наконец, главное и самое трудное, – надо удержать ход термоядерной реакции хотя бы не меньше одной секунды.
Рабочая камера термоядерной установки – тороидальная, похожа на огромный пустотелый бублик. Она заполнена смесью дейтерия и трития. Внутри самой камеры создается плазменный виток – проводник, по которому пропускают электрический ток силой около 20 миллионов ампер.
Электрический ток выполняет три важные функции. Во-первых, он создает плазму. Во-вторых, разогревает ее до ста миллионов градусов. И, наконец, ток создает вокруг себя магнитное поле, то есть окружает плазму магнитными силовыми линиями. В принципе силовые линии вокруг плазмы должны были бы удержать ее в подвешенном состоянии и не дать плазме возможность соприкоснуться со стенками камеры Однако удержать плазму в подвешенном состоянии не так просто. Электрические силы деформируют плазменный проводник, не обладающий прочностью металлического проводника. Он изгибается, ударяется о стенку камеры и отдает ей свою тепловую энергию. Для предотвращения этого поверх тороидальной камеры надевают еще катушки, создающие в камере продольное магнитное поле, оттесняющее плазменный проводник от стенок. Только и этого оказывается мало, поскольку плазменный проводник с током стремится растянуться, увеличить свой диаметр. Удержать плазменный проводник от расширения призвано также магнитное поле, которое создается автоматически, без посторонних внешних сил. Плазменный проводник помещают вместе с тороидальной камерой еще в одну камеру большего размера, сделанную из немагнитного материала, обычно меди. Как только плазменный проводник делает попытку отклониться от положения равновесия, в медной оболочке по закону электромагнитной индукции возникает индукционный ток, обратный по направлению току в плазме. В результате появляется противодействующая сила, отталкивающая плазму от стенок камеры.
Удерживать плазму от соприкосновения со стенками камеры магнитным полем предложил в 1949 году А.Д. Сахаров, а немного позже американец Дж. Спитцер.
В физике принято давать названия каждому новому типу экспериментальных установок. Сооружение с такой системой обмоток именуется токамаком – сокращение от «тороидальная камера и магнитная катушка».
В 1970-е годы в СССР была построена термоядерная установка, названная «Токамак-10». Ее разработали в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова. На этой установке получили температуру плазменного проводника 10 миллионов градусов, плотность плазмы не ниже 100 тысяч миллиардов частиц в кубическом сантиметре и время удержания плазмы близко к 0,5 секунды. Крупнейшая на сегодня в нашей стране установка «Токамак-15» также построена в московском научном центре «Курчатовский институт».
Все созданные термоядерные установки пока лишь потребляют энергию на разогрев плазмы и создание магнитных полей. Термоядерная установка будущего должна, наоборот, выделять столько энергии, чтобы небольшую ее часть можно было использовать для поддержания термоядерной реакции, то есть подогрева плазмы, создания магнитных полей и питания многих вспомогательных устройств и приборов, а основную часть – отдавать для потребления в электрическую сеть
В 1997 году в Великобритании на токамаке JET достигли совпадения вложенной и полученной энергии. Хотя и этого, конечно, недостаточно для самоподдержания процесса: до 80 процентов полученной энергии теряется. Для того чтобы реактор работал, необходимо производить энергии в пять раз больше, чем тратится на нагревание плазмы и создание магнитных полей.
В 1986 году страны Европейского союза вместе с СССР, США и Японией решили совместными усилиями разработать и построить к 2010 году достаточно большой токамак, способный производить энергию не только для поддержания термоядерного синтеза в плазме, но и для получения полезной электрической мощности. Этот реактор назвали ITER, аббревиатура от – «международный термоядерный экспериментальный реактор». К 1998 году удалось завершить проектные расчеты, но из-за отказа американцев в конструкцию реактора пришлось вносить изменения, чтобы уменьшить его стоимость.
Можно позволить частицам двигаться естественным образом, а камере придать форму, повторяющую их траекторию. Камера тогда имеет довольно причудливый вид. Она повторяет форму плазменного шнура, возникающего в магнитном поле внешних катушек сложной конфигурации. Магнитное поле создают внешние катушки гораздо более сложной конфигурации, чем в токамаке. Устройства подобного рода называют стеллараторами. В нашей стране построен торсатрон «Ураган-3М». Этот экспериментальный стелларатор рассчитан на удержание плазмы, нагретой до десяти миллионов градусов.
В настоящее время у токамаков появились и другие серьезные конкуренты, использующие инерциальный термоядерный синтез. В этом случае несколько миллиграммов дейтерий-тритиевой смеси заключают в капсулу диаметром 1-2 миллиметра. На капсуле фокусируют импульсное излучение нескольких десятков мощных лазеров. В результате капсула мгновенно испаряется. В излучение надо вложить 2 МДж энергии за 5-10 наносекунд. Тогда световое давление сожмет смесь до такой степени, что может пойти реакция термоядерного синтеза. Выделившаяся энергия при взрыве, по мощности эквивалентного взрыву ста килограммов тротила, будет преобразовываться в более удобную для использования форму – например в электрическую. Экспериментальная установка такого типа (NIF) строится в США и должна начать работать в 2010 году.
Однако строительство стеллараторов и установок инерциального синтеза также наталкивается на серьезные технические трудности. Вероятно, практическое использование термоядерной энергии – вопрос не ближайшего будущего.
Первая океанская электростанция
В США разрабатывается проект строительства электростанции на Гольфстриме. Первая в мире океанская электростанция мощностью 136 мегаватт будет сооружена во Флоридском проливе, где Гольфстрим перемещает 25 миллионов кубометров воды в секунду (это в двадцать раз превышает суммарный расход воды всех рек земного шара).
Реализация проекта стала возможной только после создания нового гидравлического двигателя – реактивной геликоидной (спиралевидной) гидротурбины, или турбины Горлова, как ее называют по имени изобретателя – профессора Северо-Восточного университета в Бостоне.
Автор проекта первой океанской электростанции Александр Горлов – выпускник Московского института инженеров железнодорожного транспорта, по окончании которого строил мосты, участвовал в разработке и внедрении новой технологии строительства тоннелей, а после защиты кандидатской диссертации работал главным специалистом в крупном НИИ. Крутой поворот в его судьбе связан со знакомством с Александром Солженицыным. Близость к опальному в то время писателю привела к драматическим последствиям: начались преследования со стороны КГБ, молодого ученого уволили из института, он не мог устроиться на работу по специальности, о защите подготовленной им докторской диссертации не могло быть и речи. В 1975 году Горлов был вынужден уехать за границу.
Оказавшись в эмиграции, он добился значительных успехов в научной, педагогической и изобретательской деятельности: Александр Горлов – доктор технических наук, профессор крупнейшего в США частного университета, директор лаборатории энергии воды и ветра, обладатель 15 патентов на изобретения, в том числе на геликоидную гидротурбину, применение которой открывает новую страницу в развитии гидроэнергетики.
«Русский ученый, изгнанный из родной страны, может дать решение глобальных проблем энергетики», – пишет газета «Файнэншл таймс».
Оригинальная турбина, созданная Горловым, называется геликоидной (от греческого «геликс» – «спираль» и «эйдос» – «вид»). Эта турбина не нуждается в сильном напоре, создаваемом с помощью плотины, и может эффективно работать при сравнительно небольших скоростях течения. Она имеет три спиральные лопасти и под действием потока воды вращается в два-три раза быстрее скорости течения. Как показали испытания опытных образцов, коэффициент полезного действия турбины Горлова в три раза выше всех низконапорных турбин, предназначенных для работы в свободном водяном потоке. В отличие от многотонных металлических гидротурбин, применяемых на речных гидроэлектростанциях, размеры изготовленной из пластика турбины Горлова невелики (диаметр 50 сантиметров, длина 84 сантиметра), масса ее всего 35 килограммов. Эластичное покрытие поверхности лопастей уменьшает трение о воду и исключает налипание морских водорослей и моллюсков. Коэффициент полезного действия турбины Горлова в три раза выше, чем у обычных турбин.
Конструкция станции представляет собой металлическую платформу, собираемую из готовых секций с установленным в них энергетическим оборудованием. Оборудование одной секции состоит из 16 турбин, жестко соединенных торцами и образующих вертикальную конструкцию длиной тринадцать метров. Электрогенератор в водонепроницаемой оболочке установлен на ее верхнем конце. При вращении турбин генератор вырабатывает ток мощностью 38 кВт. Для первой очереди строительства электростанции мощностью 30 мегаватт потребуется около 800 таких блоков.
Платформа будет установлена на якорях и погружена на глубину, гарантирующую свободный проход судов с самой большой осадкой. Определенные сложности представляет рыболовецкий флот. Ведь во время промысла рыболовные сети могут пострадать и одновременно причинить электростанции серьезный ущерб. Для исключения подобной ситуации станцию предполагается обозначить на поверхности океана буями со световой и радиоэлектронной сигнализацией.
На самой станции не будет операторов: автоматическое управление обеспечит система компьютеров. Периодический наружный осмотр станции, а также необходимые ремонтные работы смогут осуществлять водолазы.
Монтаж океанской электростанции осуществит недавно созданная фирма «Гольфстрим энерджи», а производство гидротурбин будет организовано на предприятии компании «Элайд сигнал». Их стоимость значительно ниже других видов современного энергетического оборудования аналогичного назначения.
Реализация проекта стала возможной только после создания нового гидравлического двигателя – реактивной геликоидной (спиралевидной) гидротурбины, или турбины Горлова, как ее называют по имени изобретателя – профессора Северо-Восточного университета в Бостоне.
Автор проекта первой океанской электростанции Александр Горлов – выпускник Московского института инженеров железнодорожного транспорта, по окончании которого строил мосты, участвовал в разработке и внедрении новой технологии строительства тоннелей, а после защиты кандидатской диссертации работал главным специалистом в крупном НИИ. Крутой поворот в его судьбе связан со знакомством с Александром Солженицыным. Близость к опальному в то время писателю привела к драматическим последствиям: начались преследования со стороны КГБ, молодого ученого уволили из института, он не мог устроиться на работу по специальности, о защите подготовленной им докторской диссертации не могло быть и речи. В 1975 году Горлов был вынужден уехать за границу.
Оказавшись в эмиграции, он добился значительных успехов в научной, педагогической и изобретательской деятельности: Александр Горлов – доктор технических наук, профессор крупнейшего в США частного университета, директор лаборатории энергии воды и ветра, обладатель 15 патентов на изобретения, в том числе на геликоидную гидротурбину, применение которой открывает новую страницу в развитии гидроэнергетики.
«Русский ученый, изгнанный из родной страны, может дать решение глобальных проблем энергетики», – пишет газета «Файнэншл таймс».
Оригинальная турбина, созданная Горловым, называется геликоидной (от греческого «геликс» – «спираль» и «эйдос» – «вид»). Эта турбина не нуждается в сильном напоре, создаваемом с помощью плотины, и может эффективно работать при сравнительно небольших скоростях течения. Она имеет три спиральные лопасти и под действием потока воды вращается в два-три раза быстрее скорости течения. Как показали испытания опытных образцов, коэффициент полезного действия турбины Горлова в три раза выше всех низконапорных турбин, предназначенных для работы в свободном водяном потоке. В отличие от многотонных металлических гидротурбин, применяемых на речных гидроэлектростанциях, размеры изготовленной из пластика турбины Горлова невелики (диаметр 50 сантиметров, длина 84 сантиметра), масса ее всего 35 килограммов. Эластичное покрытие поверхности лопастей уменьшает трение о воду и исключает налипание морских водорослей и моллюсков. Коэффициент полезного действия турбины Горлова в три раза выше, чем у обычных турбин.
Конструкция станции представляет собой металлическую платформу, собираемую из готовых секций с установленным в них энергетическим оборудованием. Оборудование одной секции состоит из 16 турбин, жестко соединенных торцами и образующих вертикальную конструкцию длиной тринадцать метров. Электрогенератор в водонепроницаемой оболочке установлен на ее верхнем конце. При вращении турбин генератор вырабатывает ток мощностью 38 кВт. Для первой очереди строительства электростанции мощностью 30 мегаватт потребуется около 800 таких блоков.
Платформа будет установлена на якорях и погружена на глубину, гарантирующую свободный проход судов с самой большой осадкой. Определенные сложности представляет рыболовецкий флот. Ведь во время промысла рыболовные сети могут пострадать и одновременно причинить электростанции серьезный ущерб. Для исключения подобной ситуации станцию предполагается обозначить на поверхности океана буями со световой и радиоэлектронной сигнализацией.
На самой станции не будет операторов: автоматическое управление обеспечит система компьютеров. Периодический наружный осмотр станции, а также необходимые ремонтные работы смогут осуществлять водолазы.
Монтаж океанской электростанции осуществит недавно созданная фирма «Гольфстрим энерджи», а производство гидротурбин будет организовано на предприятии компании «Элайд сигнал». Их стоимость значительно ниже других видов современного энергетического оборудования аналогичного назначения.