Атом, термояд, и Русское Государство

562 views

 

Нам необходима энергия. Много энергии.

Современный мир и современная техносфера потребляют коллосальные массивы электроэнергии. Она нужна повсюду.

Мы зависим от нее сейчас сильнее, чем наши дедушки и бабушки пятьдесят лет назад.

Компьютеры, телевизоры, холодильники,  кондиционеры –  современный человек не мыслит своей жизни без этих «мелочей».

Промышленность, инфраструктура, повседневная жизнь в условиях урбанизации – все это требует большого количества электроэнергии.

А мир меняется. Время, вперед, и растут технологии, и уже подумывают о введении магнитных поездов, рано или поздно, станет более доступным воздушный транспорт.

Увеличивается потребление тока, причем как в общемировых, так и в региональных масштабах. И, возникает логичный вопрос – что же делать? Жечь нефть дальше, или же есть другие варианты получение энергии.

Для начала рассмотрим немного статистики.

Генерация и потребление тока в час (данные Единой Энергосистемы РФ):

1

Плановая генерация и плановое потребление:

2

Фактическая генерация и фактическое потребление:

3

Таким образом, мы видим, что на данный момент потребление все же отстает от производства.

На май 2015 года потребление в системе составило семьдесят шесть миллиардов киловатт/час. Основную нагрузку понесли на себе ТЭС (теплоэлектростанции), давшие в сеть 41, 3 миллиарда киловатт/час. Выработка ГЭС (гидроэлектростанций) составила 16,9 миллиардов квт/час, АЭС дали в систему 14, 5 миллиардов киловатт, электростанции промышленных предприятий дали в сумме 4,5 миллиарда киловатт/час.

А что же из себя представляют те самые теплоцентрали, что дают так много энергии в ЕЭС?! Это, проще говоря, электрические станции с комбинированной выработкой электрической энергии  и тепла. Они характеризуются тем, что тепло каждого килограмма пара, отбираемого из турбины, используется частично для выработки электрической энергии, а затем у потребителей пара  и горячей воды.

Вот принципиальная схема работы наиболее распространенного типа ТЭС:

4

В состав теплоэлектростанции угольного типа входят топливное хозяйство (ТХ) и устройства для подготовки его перед сжиганием ( ПТ). Топливное хозяйство включает приемно-разгрузочные устройства, транспортные механизмы, топливные склады, устройства для предварительной подготовки топлива (дробильные установки).

Продукты сгорания топлива — дымовые газы отсасываются дымососами (ДС) и отводятся через дымовые трубы (ДТр) в атмосферу. Негорючая часть твердых топлив выпадает в топке в виде шлака (Ш), а значительная часть в виде мелких частиц уносится с дымовыми газами. Для защиты атмосферы от выброса летучей золы перед дымососами устанавливают золоуловители (ЗУ). Шлаки и зола удаляются обычно на золоотвалы. Воздух, необходимый для горения, подается в топочную камеру дутьевыми вентиляторами. Дымососы, дымовая труба, дутьевые вентиляторы составляют тягодутьевую установку станции (ТДУ).

Перечисленные выше участки образуют один из основных технологических трактов — топливно-газовоздушный тракт.

Второй важнейший технологический тракт паротурбинной электростанции — пароводяной, включающий пароводяную часть парогенератора, тепловой двигатель (ТД), преимущественно паровую турбину, конденсационную установку, включая конденсатор (К) и конденсатный насос (КН), систему технического водоснабжения (ТВ) с насосами охлаждающей воды (НОВ), водоподготовительную и питательную , включающую водоочистку (ВО), подогреватели высокого и низкого давления (ПВД и ПНД), питательные насосы (ПН), а также трубопроводы пара и воды.

В системе топливно-газовоздушного тракта химически связанная энергия топлива при сжигании в топочной камере выделяется в виде тепловой энергии, передаваемой радиацией и конвекцией через стенки металла трубной системы парогенератора воде и образуемому из воды пару. Тепловая энергия пара преобразуется в турбине в кинетическую энергию потока, передаваемую ротору турбины. Механическая энергия вращения ротора турбины, соединенного с ротором электрического генератора (ЭГ), преобразуется в энергию электрического тока, отводимого за вычетом собственного расхода электрическому потребителю.

Тепло проработавшего в турбинах рабочего тела можно использовать для нужд внешних тепловых потребителей (ТП).

Потребление тепла происходит по следующим направлениям: потребление для технологических целей, потребление для целей отопления и вентиляции жилых, общественных и производственных зданий, потребление для других бытовых нужд.

График технологического потребления тепла зависит от особенностей производства, режима работы, и так далее.

При отпуске тепла со станции теплоносителями могут служить пар и горячая вода, подогреваемая в сетевых подогревателях паром из отборов турбин. Вопрос о выборе того или иного теплоносителя и его параметров решают, исходя из требований технологии производства. В некоторых случаях отработавший на производстве пар низкого давления (например, после паровых молотов) применяют для отопительно-вентиляционных целей. Иногда же пар применяют для отопления производственных зданий, чтобы избежать устройства отдельной системы отопления горячей воды.

ТЭЦ «живут» на угле, газе, мазуте, нефти. Но каждый вид топлива имеет свои преимущества и недостатки. Например, уголь при сжигании выделяет большое количество вредных фракций, которые затем выбрасываются в атмосферу. Газ дорог, мазут требует особого типа котлов, в которых он будет сжигаться именно эффективно, а не оставлять после себе тонны отходов.  Теперь посмотрим, по какому принципу работают АЭС:

5

На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Вроде бы все правильно.

Но есть серьезная загвоздка. [cointent_lockedcontent]

Отработанные твэлы – это далеко не шлак. Да, их, конечно, в процентном отношении в десятки раз меньше, чем отходов  с ТЭС угольного и пылеугольного типа. Но тут количество с лихвой компенсируется «качеством» — твэлы, прошедшие технологический цикл в реакторе, токсичны и радиоактивны. Для их захоронения или переработки нужен приличный технологический цикл, который стоит очень  и очень много.

Но, в то же время, АЭС являются тем словом в энергетике и науке, которое нельзя игнорировать. Авария на ЧАЭС, авария на Фукусиме – все это послужило питательной почвой для «атомофобии».

Но мало кто удосуживается «копнуть глубже», и разобрать причины аварий. Если смотреть на вопрос здраво, то в аварии на ЧАЭС присутствовали два фактора.

Первый: это, действия персонала, которому в преддверие Первомая «вставили» ориентировку, что надо выполнить и перевыполнить «план».

Вторая причина: конструкционные особенности реактора РБМК, в котором уже изначально была заложена недостаточно эффективная система управления тепловыделением в слоях реактора, и недостаточная же система контроля нейтронного поля. Таким образом, персонал четвертого блока, даже увидев проблему, не мог ничего сделать. Не было возможности распределить тепловую энергию по слоям так, чтобы она не расплавила твэлы. Либо же, аппаратура подвела, и операторы увидели значения, весьма далекие от ситуации.

Вот понятна схема – сам «старичок», который столь печально прославился в веках:

6

Реакторы вышеуказанного типа  до сих пор активно используются. И, правда, элемент риска присутствует всегда.

Но «старичков» есть, чем заменить.

Речь идет о новом слове в атомной энергетике — реакторах на быстрых нейтронах.

«Стандартные» реакторы работают вот на таком классическом принципе деления атомного ядра:

7

Дальше идет так называемая «цепная реакция», в ходе которой освобожденные нейтроны

проходят  такой путь:

8

Цепная реакция в уране с повышенным содержанием урана-235 может развиваться только тогда, когда масса урана превосходит так называемую критическую массу. В небольших кусках урана большинство нейтронов, не попав ни в одно ядро, вылетают наружу. Для чистого урана-235 критическая масса составляет около 50 кг.

Критическую массу урана можно во много раз уменьшить, если использовать так называемые замедлители нейтронов. Дело в том, что нейтроны, рождающиеся при распаде ядер урана, имеют слишком большие скорости, а вероятность захвата медленных нейтронов ядрами урана-235 в сотни раз больше, чем быстрых. Наилучшим замедлителем нейтронов является тяжелая вода D2O. Обычная вода при взаимодействии с нейтронами сама превращается в тяжелую воду.

Хорошим замедлителем является также графит, ядра которого не поглощают нейтронов. При упругом взаимодействии с ядрами дейтерия или углерода нейтроны замедляются до тепловых скоростей.

Применение замедлителей нейтронов и специальной оболочки из бериллия, которая отражает нейтроны, позволяет снизить критическую массу до 250 г.

В атомных бомбах цепная неуправляемая ядерная реакция возникает при быстром соединении двух кусков урана-235, каждый из которых имеет массу несколько ниже критической.

Проблема в том, что реакторы на медленных нейтронах топливом может служить лишь U235. В природной смеси изотопов урана его очень и очень мало, а в ядерном топливе его 5-7 процентов. Остальное – это уран-238, который не делится, и не участвует в процессе добычи энергии. Конечно, специалистам захотелось поставить «балласт» на службу энергетике.

Сначала обратили внимание на свойства нейтронов. Изначально, по мере цепной реакции, они движутся быстро, за что и получили соответствующее название. Но, проходя через воду, которая является основным теплоносителем, они начинают замедляться, за что и получили название  медленных.

Как уже было сказано, медленные нейтроны вызывают деление лишь урана-235. Уран-238, встречаясь с нейтронами, становится ураном-239. Его тоже можно использовать в качестве топливо, но стоит  вопрос – как его получить. Под действием быстрых нейтронов уран-238 делится и выделяет энергию, с последующим получением плутония-239.

 Схема реакции:

9

Но, как было неоднократно сказано выше, главным теплоносителем, использующемся в реакторах, является вода, которая эти же самые быстрые нейтроны и замедляет.

Логичный вопрос – чем заменить воду в реакторе? Вещество, можно закачать в трубы,  должно иметь сразу несколько характеристик:

  1. Должно быть жидким, либо газообразным.
  2. Иметь высокую теплоемкость.
  3. Не должно поглощать и замедлять нейтроны.

Этим требованиям отвечает целый ряд металлов и газов – натрий, калий, свинец, васмут, гелий. На данный момент в техническом исполнение широкое использование получил именно первый указанный металл. Он химически активный,  энергично взаимодействует с водой и ее парами, и при небольшом нагреве воспламеняется. Тот еще «подарочек», за которым нужен глаз да глаз.

Но инженеры и разработчики выбрали именно натрий. Почему?

Главная причина – этот металл  не поглощает и не замедляет нейтроны.

Вторая – вода в роли теплоносителя требует создания высокого давления, иначе она не нагреется. Натрий же смело разогревается до высоких температур при давлении чуть выше атмосферного. Для примера: в конструкции реактора ВВЭР – 1200 на выходе из реактора давление воды составляет 160 атмосфер, температура – 330 градусов по Цельсию. Натрий же разогревается до 600 градусов по Цельсию при давлении в 20-35 атмосфер.

В результате можно установить менее толстый корпус, чем в стандартных конструкциях (что влечет за собой экономию материалов), и снижение давление (минус одна причина аварийной ситуации).

К  тому же, натрий практически не вызывает коррозию трубопроводов и конструкций, обладает прекрасными теплофизическими свойствами (принимает, передает и отдает тепло).

А теперь посмотрим на преимущества реактора на быстрых нейтронах.

Главное – он может производить топливо для реакторов на медленных нейтронах.  Уран-238, как было показано на схеме вверху,  в меру прохождения реакции дает плутоний-239.

Данный элемент является эффективным ядерным топливом. Значит, и схема простая: уран-238 облучается в реакторе на быстрых нейтронах,  и выделить чистый плутоний, который будет использоваться как топливо в других реакторах.

Таким образом, удастся замкнуть производственный цикл. Зачем добывать уран, зачем тратить месторождения, которые и без того истощаются? Мы просто используем уран-238 в реакторе на быстрых нейтронах, затем полученный плутоний используем уже в стандартных реакторах.

Но как же обустроен и как работает реактор на быстрых нейтронах?

Для рассмотрения возьмем самый распространенный тип  БН-600, с электрической мощностью в 600 Мвт. Тепловая схема блока весьма сложная, трехконтурная: в первом и втором контурах теплоносителем является натрий, в третьем — вода и пар. Отвод тепла от активной зоны осуществляется тремя независимыми петлями циркуляции, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса первого контура, двух промежуточных теплообменников, главного циркуляционного насоса второго контура с буферной емкостью на всосе и с баком аварийного сброса давления, парогенератора конденсационной турбины со стандартной тепловой схемой и генератора ТГВ-200-2 МУЗ.

Активная зона реактора состоит из 369 ТВС (тепловыделяющих сборок, составленных из твэлов с таблетками из высообогащенного оксида урана), вокруг которой формируется зона воспроизводства, в которой находятся 378 сборок из твэлов с обедненным оксидом урана.

Стандартный твэл активной зоны:

1-Оболочка твэла;2 — Блочки «отвального» урана; 3 — Втулки обогащённого урана; 4 — Дистанционирующая проволока; 5 — Головка ТВС;6-Сборка твэлов;7- Хвостовик ТВС

10

Стандартный твэл зоны воспроизводства:

1 — Оболочка твэла;2 — Ребро; 3 — Блочки «отвального» урана; 4 — Хвостовик ТВС; 5 — Сборка твэлов; 6 — Головка ТВС

11

В активной зоне происходит деления урана-235, а в зоне воспроизводства уран-238 ловит полученные в ходе деления нейтроны и превращается в плутоний-239. Таким образом, происходит наработка топлива для реакторов на тепловых нейтронах.

Активная зона и зона воспроизводства находятся в баке реактора, а через активную зону  пролегает  первый контур, который включает в себя три параллельные петли, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса  и двух промежуточных теплообменников. Циркуляция натрия в реакторе организуется следующим образом. Натрий от каждого из трёх главных циркуляционных насосов  по двум напорным трубопроводам (диаметр 630 мм, толщина стенок 13 мм) поступает в напорную камеру реактора, откуда через систему напорных коллекторов распределяется по составным частям активной зоны и боковой зоны воспроизводства, а также подается на охлаждение корпуса реактора, внутриреакторного хранилища отработавших ТВС   и первичной радиационной защиты. Нагретый до 550° С в активной зоне реактора натрий поступает в промежуточные теплообменники каждой петли, где, опускаясь по межтрубному пространству, подогревает натрий второго контура, протекающий по трубам вверх, до 520 °С и, охладившись, возвращается на всас главных циркуляционных насосов.
Второй контур включает в себя также три параллельные петли. Главным циркуляционным насосом второго контура каждой петли натрий подается в промежуточный теплообменник, где нагревается за счет тепла первого контура до 520 °С и направляется в парогенератор, в котором генерирует и перегревает пар третьего контура.
Для поддержания натрия в расплавленном состоянии при остановке блока предусмотрена разветвленная система электрообогрева всех трубопроводов и образования второго контура с устройствами контроля и автоматического регулирования температуры.
Главный циркуляционный насос второго контура — центробежный, вертикальный с нижним гидростатическим подшипником. Рабочее колесо — одностороннего всасывания.
 Третий контур включает в себя три петли. В состав каждой петли входит конденсационная паровая турбина К-210-130  номинальной мощностью 210 МВт со стандартной тепловой схемой. Теплоноситель — вода и пар.

Общая тепловая схема БН-600:

12

1- Реактор; 2 — Главный циркуляционный насос 1 контура;
3 — Промежуточный теплообменник; 4 — Тепловыделяющие сборки; 5 — Парогенератор;
6 — Буферная и сборная ёмкости; 7 — Главный циркуляционный насос 2 контура;
8 — Турбоустановка; 9 — Генератор; 10 — Трансформатор; 11 — Конденсаторы; 12 — Циркуляционные насосы;
13 — Конденсатные насосы; 14 — Подогреватели; 15 — Деаэратор; 16 — Питательные
насосы; 17 — Пруд-охладитель; 18 — Отпуск электроэнергии потребителю.

Как видим, реактор на быстрых нейтронах – это действительно коллосальное преимущество. Мы получаем не только энергию, но и топливо.

И возникает логичный вопрос — почему тогда эта технология еще не вытеснила «обычные» реакторы?! Ведь, даже по самым скромным подсчетам, технология быстрых нейтронов даст возможность в шестьдесят раз эффективнее использовать запасы урана.

13

(Простая схема – цикл  топлива от реактора на быстрых нейтронах к реакторам на тепловых. Как видите, изначально достаточно загрузить определенное количество урана, и цикл можно повторить от двух до пяти раз).

Увы, главная проблема такого решения – дороговизна.

Сам по себе натрий требует большого внимания к себе.  Как уже было написано в начале статьи, металл весьма «характерный», с особыми требованиями к транспортировке.

Да и сама трехконтурная система теплоподачи весьма громоздкая в монтаже и обслуживание, что несет весьма специфические затраты.

Например, французский реактор «Суперфеникс» «дебютировал» весьма печально – в марте 1987 произошла первая утечка натрия (500 кг), что вывело из строя весь узел загрузки и выгрузки топлива.

Июль 1990 – отказ системы фильтрации аргона и очистки натрия.

1985 – первая критичность, 1994 – вторая.

И это только самые «веховые» аварии, которые и сформировали мнение французской общественности, под давлением которого Париж был вынужден свернуть работы по исследованию данной технологии.

Но БН-600 за двадцать лет работы не вызвал не единой крупной проблемы. Вот она, русская наука, которую так поспешили списать в «утиль» умники из роскошных московских офисов.

Даже не смотря на дороговизну проекта, АЭС с реакторами на быстрых нейтронах рано или поздно, но займут лидирующее положение в русской энергетике. Идеально было бы построение так называемого «Энергетического круга»: на один федеральный округ – одна АЭС «быстрых нейтронов», и несколько на тепловых. Это позволит вытеснить  ТЭС, либо же, вывести их исключительно на роль теплоцентралей.

Однако, есть еще одно перспективное направление в энергетике будущего. Речь  сейчас пойдет о термоядерном реакторе.

Проблема управляемого термоядерного синтеза стала рассматриваться русским физиком Олегом Лаврентьевым.  Уже от его проекта и его наработок начали работать Андрей Сахаров и Игорь Тамм.

Реакция термоядерного синтеза заключается в следующем: два или более относительно легких 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.

На данный момент известно три потенциально осуществимые термоядерные реакции:

  1. Реакция дейтерий+тритий (D+T). Наиболее перспективная и наиболее изучаемая.

2H + 3H = 4He + n при энергетическом выходе 17, 6 МЭВ.

Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты дешевы. Недостаток — выход нежелательной нейтронной радиации. Два ядра, дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия и высокоэнергетического нейтрона:

14

Схема термоядерной реакции (D+T):

15

  1. Реакция дейтерий + гелий-3. На пределе возможного, исследования в это направление по-большей части теоретические, чем практические.

2H + 3He = 4He + p при энергетическом выходе 18,4 МэВ.

Гелий-3, кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах в настоящее время не производится. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях; или добыт на Луне. Сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением nTτ (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция D-3He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T.

Схема реакции:

16

Проблема в том, что гелий-3 не так уже и распространен на Земле. Есть два варианта получения данного элемента: либо получить его из трития, добытого на АЭС, либо основать колонию на Луне, которая и будет добывать гелий.

  1. Реакция между ядрами дейтерия (D+D), она же монотопливная.

1718

Главной проблемой термоядерной реакции является именно ее…управляемость.

Осуществить термоядерный взрыв (то бишь, неуправляемую реакцию) было нетрудно. Термоядерная бомба, созданная по схеме Уллама-Стеллара, состоит ведь из двух частей – триггера и контейнера с термоядерным топливом. Триггер — это небольшой плутониевый  ядерный заряд с усилением мощностью в несколько килотонн. Его назначение — создать необходимые условия для инициирования термоядерной реакции — высокую температуру и давление. Контейнер с термоядерным горючим — основной элемент бомбы. Внутри него находится термоядерное горючее — дейтерит лития-6 — и расположенный по оси контейнера плутониевый стержень, играющий роль запала термоядерной реакции. Оболочка контейнера может быть изготовлена как из урана-238  — вещества, расщепляющегося под воздействием быстрых нейтронов (>0,5 МэВ), выделяющихся при реакции синтеза, так и из свинца. Контейнер покрывается слоем нейтронного поглотителя (соединений бора) для защиты термоядерного топлива от преждевременного разогрева потоками нейтронов после взрыва триггера. Расположенные соосно триггер и контейнер заливаются специальным пластиком, проводящим излучение от триггера к контейнеру, и помещаются в корпус бомбы, изготовленный из стали или алюминия. Возможен вариант, когда вторая ступень делается не в виде цилиндра, а в виде сферы. Принцип действия тот же, но вместо плутониевого запального стержня используется плутониевая полая сфера, находящаяся внутри и перемежающаяся со слоями дейтерида лития-6. Ядерные испытания бомб со сферической формой второй ступени показали большую эффективность, чем у бомб, использующих цилиндрическую форму второй ступени. При взрыве триггера 80 % энергии выделяется в виде мощного импульса мягкого рентгеновского излучения, которое поглощается оболочкой второй ступени и пластиковым наполнителем, который превращается в высокотемпературную плазму под большим давлением. В результате резкого нагрева урановой (свинцовой) оболочки происходит абляция вещества оболочки и появляется реактивная тяга, которая вместе с давлениями света и плазмы обжимает вторую ступень. При этом её объём уменьшается в несколько тысяч раз, и термоядерное топливо нагревается до огромных температур. Однако давление и температура ещё недостаточны для запуска термоядерной реакции, создание необходимых условий обеспечивает плутониевый стержень, который в результате сжатия переходит в надкритическое состояние — начинается ядерная реакция внутри контейнера. Испускаемые плутониевым стержнем в результате деления ядер плутония нейтроны взаимодействуют с ядрами лития-6, в результате чего получается тритий, который далее взаимодействует с дейтерием. Проще говоря, в кратчайший момент достигается такая температура, которая позволяет игнорировать кулоновские силы, которые и мешают синтезу.

Но одно дело – освободить коллосальный массив энергии, который уйдет в «молоко», или точнее, во взрыв. А вот направить освобожденный массив энергии в нужном направлении, чтобы он выполнил работу – это совсем другое дело.

Как же решить эту проблему?

Токамак – решил ученые.

19

(Схем стандартного токамака)

Токамак – это трансформатор, вторичной «обмоткой» которого является создаваемый в плазме ток. Магнитная термоизоляция обеспечивается сильным тороидальным магнитным полем BjºBt, которое вместе с полоидальным полем BqºBp тока Ip создает необходимую для подавления тороидального дрейфа плазмы и сохранения устойчивости шнура винтовую конфигурацию магнитных силовых линий. Проводящая оболочка (кожух) также служит для пассивной стабилизации плазменного шнура при его кратковременных возмущениях.

Связь между толщиной кожуха и характерным временем возмущения t1/2, которое демпфируется возникающими в кожухе при таком изменении магнитного потока токами Фуко, определяется глубиной скин-слоя, которая в практических единицах может быть представлена в виде очень полезной формулы:

20

      В этой формуле удельное сопротивление материала кожуха, отнесенное к удельному сопротивлению меди при 200С, t1/2 –полупериод возмущения:

21

Генерация и поддержание тока в плазме осуществляется с помощью индуктора, который при изменении тока в нем создает на тороидальной оси ЭДС ε = — dY/dt, где Y — магнитный поток внутри плазменного кольца с током. Для электрического пробоя заполняющего камеру газа необходимо значительно большее, чем для поддержания тока, значение ε, поэтому при создании плазмы ток в обмотках индуктора меняют значительно быстрее, чем в фазе его долговременного поддержания. Для того, чтобы поле индуктора не искажало при пробое тороидальное поле, а также необходимую для удержания плазмы винтовую магнитную конфигурацию, используют магнитопроводы из материала с высокой магнитной проницаемостью (магнитомягкое железо), замыкающие магнитный поток вне индуктора. Индуктор может быть с железным сердечником, так и воздушным  — вообще без использования железа. В последнем случае устанавливают полоидальные катушки, которые компенсируют поле индуктора в области плазмы. Равновесие кругового тока в продольном (по отношении к нему) магнитном поле достигается путем приложения дополнительного вертикального магнитного поля Bz, создающего направленную к оси системы силу. Поле Bz создается полоидальными управляющими обмотками. Кроме указанных обмоток в токамаках дополнительно устанавливают катушки для обеспечения равновесия плазмы по  вертикали и коррекции магнитного поля.

Из камеры откачивают воздух, чтобы посторонние атомы не вмешивались в процесс, а затем в нее вводят рабочую смесь. Снаружи расположены катушки, подключенные к переменному электрическому напряжению. Подобно первичной обмотке трансформатора, они создают кольцевой ток в водородной плазме. В газе всегда есть свободные ионы и электроны, которые начинают двигаться в камере по кругу. Этот ток нагревает газ, количество ионизированных атомов растет, одновременно увеличивается сила тока, и повышается температура плазмы. А значит, количество водородных ядер, слившихся в ядро гелия и выделивших энергию, становится все больше.

Магнитное поле, удерживающее плазму, поддерживается как за счет тока, протекающего через обмотку вокруг камеры, так и за счет тока, индуцированного в плазме. Для получения более устойчивой плазмы используется внешнее продольное магнитное поле.

Увы и ах, технические ограничения не позволяли получить необходимые для реализации полноценной реакции термоядерного синтеза температуру, плазменный шнур не удавалось разогревать до нужной температуры, что приводило к выбросу плазмы на стенки.

В 70-е годы появилось второе поколение установок. Была существенно усовершенствована система нагрева, несколько изменилась конструкция (появился дивертор — специальная область, куда «уходит» часть плазмы вместо того, чтобы вылетать на стенки), испытаны методики диагностики и управления плазмой. В СССР это были машины Т-7 и Т-10. На Т-7 была впервые в мире использована сверхпроводящая обмотка (рабочая температура – 4 градуса кельвина, охлаждение жидким гелием). На Т-10 удалось получить температуру 90 миллионов градусов. Показатель n*Te был улучшен на порядок и достиг 5*1012 (отставание в 200 раз от критерия Лоусона). Было выявлено, что дополнительный нагрев плазмы вызывает появление собственных токов в шнуре (не индуцированных увеличением внешнего магнитного поля, которое, понятно, нельзя увеличивать бесконечно), что теоретически позволяет получить стационарный режим горения.

В 80-е годы было построено 5 токамаков нового поколения (Т-15 в СССР, JET и TORUS-SUPRA в Европе, JT60-U в Японии, TFTR — в США). Все они являются прототипами будущего ИТЭРа. В основном тексте не хочу вдаваться в детали, что именно было сделано, так как это уже довольно специфические технические подробности, но суть в том, что отставание от критерия Лоусона составляет менее порядка. То есть за 10 лет был достигнут прогресс на два порядка. Время удержания увеличилось более чем в 1000 раз. Рекорд сейчас принадлежит TORUS-SUPRA со временем горения – более 350 секунд.

В 90-е годы существенных прорывов не случилось (видимо, исчезла страна, которая эти прорывы во многом и обеспечивала). Разве что британские учёные решили делать сферические токамаки (то есть малый радиус тора настолько таков, что камера с плазмой имеет форму шара). В теории у данной конфигурации есть определённые преимущества, но в настоящее время такие токамаки используется как вспомогательные для проведения ряда экспериментов (один из лучших в своём роде такой токамак введён в эксплуатацию в 1999 году в Санкт-Петербурге).

Тем не менее, эксперименты на уже созданных установках продолжались. Также было заключено важнейшее соглашение насчёт ИТЭРА (ITER – international thermonuclear experimental reactor, международный термоядерный экспериментальный реактор). Справедливости ради надо сказать, что первоначальные договорённости, были сделаны в 86-м году при участии Михаила «Иуды» Горбачёва, однако более менее оформились они лишь в 90-е.

В 2000-е рывок совершил Китай. Купив у России токамак Т-7, они сумели его усовершенствовать (тоже при помощи наших специалистов) и на его базе построили токамак EAST.

(Растем, мужаем, крепнем – диаграмма увеличения мощности токамаков):
22

Все на данный момент закружилось вокруг экспериментального ИТЭРа, в который вложились Россия, Япония, США, ЕС, Канада, Франция, Япония.

Для сравнения: дотации в альтернативную энергетику измеряются сотнями миллиардов евро.  Про стоимость военных действий НАТО в Ираке и Афганистане тактично умолчим.

По завершению работ ИТЭР будет обладать, уже, всеми основными чертами ТОКАМАКа-реактора. Он будет иметь полностью сверхпроводящую магнитную систему, охлаждаемый бланкет и защиту от нейтронного излучения, систему дистанционного обслуживания установки. Предполагается, что на первой стенке будут получены потоки нейтронов с плотностью мощности 1 МВт/м2 и полным флюенсом 0.3 МВт×лет/м2, что позволит провести ядерно-технологические испытания материалов и модулей бланкета, способных воспроизводить тритий.

(Основные параметры ИТЭР):

Параметр Значение
Большой / малый радиусы тора   (A / a) 8.14 м / 2.80 м
Конфигурация плазмы С одним тороидальным дивертором
Плазменный объем 2000 м3
Ток в плазме 21 МА
Тороидальное магнитное поле 5.68 Тл (на радиусе R = 8.14 м)
Максимальное давление плазмы в ТОКАМАКе β 3 %
Полная мощность термоядерных реакций 1.5 ГВт
Нейтронный поток на первой стенке 1 МВт/м2

Длительность горения

1000 с
Мощность дополнительного нагрева плазмы 100 МВт

(Модель реактора ИТЭР):

 23


На 2015 года закончены такие работы: успешно испытана катушка тороидального поля, испытан гиротрон, созданный в РФ, изготовлен последний проводник (испытания проводились в Нижнем Новгороде), привезены резервуары для воды.

Пуск реактора  планируется на 2019 год.

Все это очень хорошо, и очень правильно, но какой смысл в этом для нас, русских?!

А вот какой.

Если внимательно посмотрим на историю развития термояда, то мы увидим, что львиная доля разработок принадлежит именно русской науке. Международные проекты – это очень и очень хорошо, но они должны принести нам выгоду.

Дело в том, что процесс урбанизации наростает. Желаем мы этого или нет, но «звоночки» — вымирания моногородов, вымирание русской деревни – с каждым годом звучат все сильнее и сильнее.

Крупные города будут разрастаться. Соответственно, они будут требовать все больше и больше энергии.

В наших национальных интересах как можно быстрее и в свою пользу «обыграть» этот процесс. То есть, развилка весьма интересная.

Первый вариант: создание достаточно крупных высокотехнологических кластеров, которые объединят в себе и промышленные зоны, и города, и Наукограды. А уже вокруг кластеров формировать сельскохозяйственные зоны, которые и будут снабжать кластеры.

Второй вариант: просто укрупняем те города, которые «выплывают» на фоне урбанизации (а это, зачастую, районные и областные центры, либо промышленные кластеры), а освободившуюся землю раздаем фермерам/холдингам/кооперативам.

Однако, и первый, и второй вариант требуют энергии.

Разумеется, построение Русского Государства с учетом даже минимальных технократических устоев – вещь радикально смелая. Но этот вариант стоит рассмотреть.

Первым шагом, конечно, должен стать отказ от использования газа и нефти. Еще великий химик Дмитрий Иванович Менделеев с возмущением заметил, что топить можно и ассигнациями, а нефть – важнейшее химическое сырье.

Причем, заменить ископаемое топливо электрической энергией возможно во всех сферах нашей жизни. Вот, например, ДСП – дуговая сталеплавильная печь, которая уже используется в металлургии:

24

В обозначении дуговой сталеплавильной печи, как правило, присутствует её ёмкость в тоннах (например, ДСП-12). Диапазон печей варьируется от 1 до 400 тонн. Температура в ДСП может достигать 1800 °C.

Дуговая сталеплавильная печь (ДСП) состоит из плавильной ванны (рабочего пространства), регулятора мощности дуги и вспомогательных технологических механизмов, позволяющих открыть (закрыть) свод печи, собрать шлак и выпустить расплавленный металл.

Регулирование мощности электрической дуги производится программно-адаптивным регулятором, который с помощью привода перемещает электроды в вертикальной плоскости. Известны регуляторы электрической дуги с электромеханическим приводом, которые вследствие своей инерционности не получили большого распространения и сейчас практически полностью вытеснены регуляторами с электрогидравлическим приводом.

Как правило, ДСП имеет индивидуальное электроснабжение через так называемый «печной» трансформатор, подключенный к высоковольтной линии электропередач. Мощность трансформатора может достигать 180 МВт. Его вторичное напряжение находится в пределах от 50 до 300 В (в современных печах до 1200 В), а первичное от 6 до 35 кВ (для высокомощных печей до 110 кВ). Вторичное напряжение регулируется при помощи ступенчатого переключателя, который сохраняет свою работоспособность так же и в режиме плавки.

А вот, кстати, электрический тепловой конвектор, которым пользуются в быту:

Shema-ustrojstva-jelektricheskogo-konvektora

В зависимости от мощности модели, конвектор может нагреть как небольшую спаленку, так и роскошный зал.

Можно так же вспомнить об электрических котлах, о системах электрического обогрева, уже вмонтированных в стены строящихся домов, о полах с электрическим подогревом.

Так что, по большому счету, нужды в газе и угле нет уже сейчас. Исключения – это действительно сельские регионы, небольшие города и поселки городского типа. Там ТЭС являются по-большей части источниками тепла, и понятно, что из глубинки теплоцентрали уйдут в последнюю очередь.

Энергетическая революция начнется в больших городах, где уже трудно дышать от смога.

Кардинальная ломка той привычной системы, которую мы привыкли видеть на просторах СНГ, с высокими трубами, с громадными теплосиловыми цехами, будет медленной, но весьма жестокой.

Если мы выберем реакторы на быстрых нейтронах, то возникает целый ряд вопросов, которые необходимо решить. Где строить эти АЭС, как правильно обустроить замкнутый топливный цикл, — вопросов множество.

Но, если же, в нашем распоряжении окажется управляемый термоядерный синтез, то картина кардинально изменится.

Русское Государство будет залито потоками энергии. Ископаемые – ах, плюньте, кому-то они будут нужны?

Вы только представьте:  в скалах крымских гор гудит Севастопольская ТЯЭС, снабжающая благодатный полуостров электричеством. Или же, гремящая во глубине сибирских руд Екатеринбургская ТЯЭС, дающая свет городам и селам, разбросанным по бескрайним просторам  тайги и тундры.

Фантастика? Ну, как знать.

Сто лет назад ядерная энергия тоже казалась фантастикой. И полеты на Луну тоже.

Вот, кстати, как выглядит потенциальная колония для добычи гели-3 на Луне:

Вид первый:

fb450cf227cc807dfd13ea638f77f5c8-d4hx3ru

А вот вид базы через десять лет стабильного развития. Прошу любить и жаловать -Луноград-1, крупнейший поставщик гелия в Русское Государство:

luna_1

Да, энергетическая революция будет весьма непростой. Но она даст толчок. Например, такая парадигма: ТЭС закрываются, стало быть, не нужны и угольные шахты. А куда девать шахтеров (это много, очень много тысяч человек)? Правильно, нужны курсы переобучения, нужна государственная программа переквалификации. Вместо бывших шахтеров Русское Государство получит фермеров, наладчиков, инженеров.

Дальше – больше. У нас есть много энергии, у нас есть сырье (нефть больше ведь не продается за границу). Так почему бы не нарастить производство полимеров, которые очень актуальны сейчас?

Много энергии, много сырья, есть технологии – вперед, в высокотехнологическую отрасль. Ракетостроение, авиастроение, инфраструктура, компьютерные технологии – все, бери, делай.

Вариантов, как видите, много. Дело за будущим. А оно уже на горизонте.

[/cointent_lockedcontent]

cool good eh love2 cute confused notgood numb disgusting fail