Реферат: Использование альтернативных источников энергии

Реферат: Использование альтернативных источников энергии

Введение

Во второй половине ХХ столетия перед человечеством восстала глобальное проблема – это загрязнение окружающей среды продуктами сгорания органического топлива. Даже если рассматривать отдельно каждую отрасль этой проблемы, то картина будет складываться ужасная. К примеру, вот данные статистики по выбросам в окружающую среду вредных веществ автомобилями: с выхлопными газами автомобилей в атмосферу попало 14,7 миллиона тонн оксида углерода, 3,4 миллиона тонн углеводородов, около одного миллиона тонн оксидов азота, более 5,5 тысячи тонн высокотоксичных соединений свинца. И это данные на далекий 1993 год и если учесть, что каждый год с конвейеров автомобильных заводов сходит свыше 40 миллионов машин, и темпы производства растут, то можно сказать, что уже через десять лет все крупные города мира увязнут в смоге. К этому еще необходимо добавить продукты сгорания топлива на тепловых электростанциях, затопление огромных территорий гидроэлектростанциями и постоянная опасность в районах АЭС. Но у этой проблемы есть и вторая сторона медали: все ныне используемые источники энергии являются исчерпаемыми ресурсами. То есть через столетие при таких темпах потребления угля, нефти и газа население Земли увязнет в энергетическом кризисе.

Потому ныне перед всеми учеными мира стоит проблема нахождения и разработки новых альтернативных источников энергии. В данной работе будут рассмотрены проблемы нахождения новых видов топлива, которые можно было бы назвать безотходными и неисчерпаемыми; также проблемы использования различных материалов для солнечной энергетики. Отдельно будут рассмотрены два самых перспективных источника энергии: водород и солнечная энергия.

Водород – топливо будущего

На данный момент водород является самым разрабатываемым «топливом будущего». На это есть несколько причин: при окислении водорода образуется как побочный продукт вода, из нее же можно водород добывать. А если учесть, что 73% поверхности Земли покрыты водой, то можно считать, что водород неисчерпаемое топливо. Так же возможно использование водорода для осуществления термоядерного синтеза, который вот уже несколько миллиардов лет происходит на нашем Солнце и обеспечивает нас солнечной энергией.

Управляемый термоядерный синтез.
Управляемый термоядерный синтез использует ядерную энергию выделяющуюся при слиянии легких ядер, таких как ядра водорода или его изотопов дейтерия и трития. Ядерные реакции синтеза широко распространены в природе, будучи источником энергии звезд. Ближайшая к нам звезда - Солнце - это естественный термоядерный реактор, который уже многие миллиарды лет снабжает энергией жизнь на Земле. Ядерный синтез уже освоен человеком в земных условиях, но пока не для производства мирной энергии, а для производства оружия он используется в водородных бомбах. Начиная с 50 годов, в нашей стране и параллельно во многих других странах проводятся исследования по созданию управляемого термоядерного реактора. С самого начала стало ясно, что управляемый термоядерный синтез не имеет военного применения. В 1956 г. исследования были рассекречены и с тех пор проводятся в рамках широкого международного сотрудничества. В то время казалось, что цель близка, и что первые крупные экспериментальные установки, построенные в конце 50 годов, получат термоядерную плазму. Однако потребовалось более 40 лет исследований для того, чтобы создать условия, при которых выделение термоядерной мощности сравнимо с мощностью нагрева реагирующей смеси. В 1997 г. самая крупная термоядерная установка - Европейский токамак, JET, получила 16 МВт термоядерной мощности и вплотную подошла к этому порогу.
Что же явилось причиной такой задержки? Оказалось, что для достижения цели физикам и инженерам пришлось решить массу проблем, о которых и не догадывались в начале пути. В течении этих 40 лет была создана наука - физика плазмы, которая позволила понять и описать сложные физические процессы, происходящие в реагирующей смеси. Инженерам потребовалось решить не менее сложные проблемы, в том числе научиться создавать глубокий вакуум в больших объемах, разработать большие сверхпроводящие магниты, мощные лазеры и источники рентгеновского излучения, разработать инжекторы способные создавать мощные пучки нейтральных атомов, разработать методы высокочастотного нагрева смеси и многое другое.
Первое поколение термоядерных реакторов, которые пока находятся в стадии разработки и исследований, по-видимому будет использовать реакцию синтеза дейтерия с тритием
D + T = He + n,
в результате которой образуется ядро гелия, Не, и нейтрон. Необходимое условие для того, чтобы такая реакция пошла - это достижение высокой температуры смеси (сто миллионов градусов). Только в этом случае реагирующие частицы могут преодолеть электростатическое отталкивание и при столкновении, хотя бы на короткое время, приблизиться друг к другу на расстояние, при котором возможна ядерная реакция. При такой температуре смесь изотопов водорода полностью ионизируется и превращается в плазму - смесь электронов и ионов. Кроме высокой температуры, для положительного выхода энергии нужно, чтобы время жизни плазмы, t, помноженное на плотность реагирующих ионов, n, было достаточно велико nt > 5*1 000 000 000 000 000 c/см3. Последнее условие называется критерием Лоусона. Основная физическая проблема, с которой столкнулись исследователи на первых шагах на пути к термоядерному синтезу - это многочисленные плазменные неустойчивости, приводящие к плазменной турбулентности. Именно они сокращали время жизни в первых установках до величины на много порядков меньше ожидаемой и не позволяли достигнуть выполнения критерия Лоусона. За 40 лет исследований удалось найти способы борьбы с плазменными неустойчивостями и построить установки способные удерживать турбулентную плазму.
Существуют два принципиально различных подхода к созданию термоядерных реакторов, и пока не ясно, какой подход окажется наиболее выгодным.
В так называемом инерционном термоядерном синтезе несколько миллиграмм дейтериево-тритиевой смеси сжимаются оболочкой, ускоряемой за счет реактивных сил, возникающих при испарении оболочки с помощью мощного лазерного или рентгеновского излучения. Энергия выделяется в виде микровзрыва, когда в процессе сжатия в смеси дейтерия с тритием достигаются необходимые условия для термоядерного горения. Время жизни такой плазмы определяется инерционным разлетом смеси и поэтому критерий Лоусона для инерционного удержания принято записывать в терминах произведения rr, где r - плотность реагирующей смеси и r - радиус сжатой мишени. Для того, чтобы за время разлета смесь успела выгореть, нужно, чтобы rr Ё 3 Г/см2. Отсюда сразу следует, что критическая масса топлива, М, будет уменьшаться с ростом плотности смеси, М ~ rr3 ~ 1/r2 , а следовательно и энергия микровзрыва будет тем меньше, чем большей плотности смеси удастся достичь при сжатии. Ограничения на степень сжатия связаны с небольшой, но всегда существующей неоднородностью падающего на оболочку излучения и с несимметрией самой мишени, которая еще и нарастает в процессе сжатия из-за развития неустойчивостей. В результате появляется некая критическая масса мишени и, следовательно, критическая энергия, которую нужно вложить оболочку для ее разгона и получения положительного выхода энергии. По современным оценкам , в мишень с массой топлива около 5 миллиграмм и радиусом 1-2 миллиметра нужно вложить около 2 МДж за время 5-10Ч10-9 с. При этом энергия микровзрыва будет на уровне всего 5Ч108 Дж (эквивалентно около 100 кг обычной взрывчатки) и может быть легко удержана достаточно прочной камерой. Предполагается, что будущий термоядерный реактор будет работать в режиме последовательных микровзрывов с частотой в несколько герц, а выделяемая в камере энергия будет сниматься теплоносителем и использоваться для получения электроэнергии.
За прошедшие годы достигнут большой прогресс в понимании физических процессов происходящих при сжатии мишени и взаимодействии лазерного и рентгеновского излучения с мишенью. Более того, современные многослойные мишени уже были проверены с помощью подземных ядерных взрывов, которые позволяют обеспечить требуемую мощность излучения . Было получены зажигание и большой положительный выход термоядерной энергии, и поэтому нет сомнений, что этот способ в принципе может привести к успеху. Основная техническая проблема, с которой сталкиваются исследователи, работающие в этой области - создание эффективного импульсного драйвера для ускорения оболочки. Требуемые мощности можно получить, используя лазеры (что и делается в современных экспериментальных установках ), но к.п.д лазеров слишком мал для того, чтобы можно было рассчитывать на положительный выход энергии. В настоящее время разрабатываются и другие драйверы для инерционного синтеза основанные на использовании ионных и электронных пучков, и на создании рентгеновского излучения с помощью Z пинчей. За последнее время здесь также достигнут существенный прогресс . В настоящее время в США ведется строительство большой лазерной установки, NIF, рассчитанной на получение зажигания .
Другое направление в управляемом термоядерном синтезе - это термоядерные реакторы, основанные на магнитном удержании. Магнитное поле используется для изоляции горячей дейтериево-тритиевой плазмы от контакта со стенкой. В отличие от инерционных реакторов магнитные термоядерные реакторы - это стационарные устройства с относительно низким объемным выделением энергии и относительно большими размерами. За 40 лет термоядерных исследований были предложены различные системы для магнитного удержания, среди которых токамак занимает сейчас лидирующее положение. Другая система для магнитного удержания плазмы - это стелларатор. Крупные стеллараторы строятся в настоящее время в Японии и Германии.
В токамаке горячая плазма имеет форму тора и удерживается от контакта со стенкой с помощью магнитного поля создаваемого как внешними магнитными катушками, так и током протекающим по самой плазме. Характерная плотность плазмы в токамаке 100 000 000 000 000 частиц в см3 , температура Т = 10-20 кеВ (1 еВ ¦ 12000¦C) и давление 2-3 атм. Для того, чтобы удержать это давление требуется магнитное поле с индукцией В ¦ 1 Т. Однако плазменные неустойчивости ограничивают допустимое давление плазмы на уровне нескольких процентов от магнитного давления и поэтому требуемое магнитное поле оказывается в несколько раз выше, чем то, которое нужно для равновесия плазмы. Для избежания энергетических расходов на поддержание магнитного поля, оно будет создаваться в реакторе сверхпроводящими магнитами. Такая технология уже имеется в нашем распоряжении - один из крупнейших экспериментальных токамаков, Т-15, построенный несколько лет назад в России, использует сверхпроводящие магниты для создания магнитных полей.
Токамак реактор будет работать в режиме самоподдерживающегося термоядерного горения, при котором высокая температура плазмы обеспечивается за счет нагрева плазмы заряженными продуктами реакции (3) - альфа-частицами (ионами Не). Для этого, как видно из условия Лоусона, нужно иметь время удержания энергии в плазме не меньше 5 с. Большое время жизни плазмы в токамаках и других стационарных системах достигается за счет их размеров, и поэтому существует некий критический размер реактора. Оценки показывают, что самоподдерживающаяся реакция в токамаке возможна в том случае, если большой радиус плазменного тора будет 7-9 м. Соответственно, токамак-реактор будет иметь полную тепловую мощность на уровне 1 ГВт. Удивительно, что эта цифра примерно совпадает с мощностью минимального инерционного термоядерного реактора.
За прошедшие годы достигнут впечатляющий прогресс в понимании физических явлений, ответственных за удержание и устойчивость плазмы в токамаках. Разработаны эффективные методы нагрева и диагностики плазмы, позволившие изучить в нынешних экспериментальных токамаках те плазменные режимы, которые будут использоваться в реакторах. Нынешние крупные экспериментальные машины - JET (Европа), JT60-U (Япония), Т-15 (Россия) и TFTR (США) - были построены в начале 80 годов для изучения удержания плазмы с термоядерными параметрами и получения условий, при которых нагрев плазмы сравним в полным выходом термоядерной мощности. Два токамака, TFTR и JET использовали DT смесь и достигли соответственно 10 и 16 МВт термоядерной мощности. В экспериментах с DT смесью JET получил режимы с отношением термоядерной мощности к мощности нагрева плазмы, Q=0.9, и токамак JT60-U на модельной DD смеси достиг Q = 1.06. Это поколение токамаков практически выполнило свои задачи и создало все необходимые условия для следующего шага - строительство установок нацеленных на исследование зажигания, Q Ё 5, и уже обладающих всеми чертами будущего реактора.
В настоящее время ведется проектирование такого первого экспериментального термоядерного реактора - ИТЭР. В проекте участвуют Европа, Россия, США и Япония. Предполагается, что этот первый термоядерный реактор токамак будет построен к 2010 г.
Существуют огромные запасы топлива для термоядерной энергетики. Дейтерий - это широко распространенный в природе изотоп, который может добываться из морской воды. Тритий будет производится в самом реакторе из лития. Запасы дейтерия и лития достаточны для производства энергии в течении многих тысяч лет и это топливо, как и продукт реакций синтеза - гелий - не радиоактивны. Радиоактивность возникает в термоядерном реакторе из-за активации материалов первой стенки реактора нейтронами. Известны низкоактивирующиеся конструкционные материалы для первой стенки и других компонент реактора, которые за 30-50 лет теряют свою активность до полностью безопасного уровня. Можно представить, что реактор, проработавший 30 лет и выработавший свой ресурс, будет законсервирован на следующие 30-50 лет, а затем конструкционные материалы будут переработаны и вновь использованы в новом термоядерном реакторе. Кроме дейтерий- тритиевой реакции, которая имеет высокое сечение при относительно низкой температуре, и следовательно легче всего осуществима, можно использовать и другие реакции . Например, реакции D с Не3 и p с В11 не дают нейтронов и не приводят к нейтронной активации первой стенки. Однако, условия Лоусона для таких реакций более жесткие и поэтому нынешняя термоядерная программа в качестве первого шага нацелена на использование DT смеси.
Несмотря на большие успехи достигнутые в этом направлении, термоядерным реакторам предстоит еще пройти большой путь прежде, чем будет построен первый коммерческий термоядерный реактор. Развитие термоядерной энергетики требует больших затрат на развитие специальных технологий и материалов и на физические исследования. При нынешнем уровне финансирования термоядерная энергетика не будет готова раньше, чем 2020-2040 г.

Электроводордный генератор

В результате проведенных работ изобретено и патентуется по системе РСТ (международная заявка RU98/00190 от 07.10.97 г.) простое высокопроизводительное устройство для разложения воды и производства из нее беспрецедентно дешевого водорода методом гравитационного электролиза раствора электролита, получившее название “электроводородный генератор (ЭВГ)”. Он приводится в действие механическим приводом и работает при обычной температуре в режиме теплового насоса, поглощая через свой теплообменник необходимое при этом тепло из окружающей среды или утилизируя теплопотери промышленных или транспортных энергоустановок. В процессе разложения воды подведенная к приводу ЭВГ избыточная механическая энергия может быть на 80 % преобразована в электроэнергию, которая затем используется любым потребителем на нужды полезной внешней нагрузки. При этом на каждую единицу затраченный мощности привода генератором в зависимости от заданного режима работы поглощается от 20 до 88 энергетических единиц низкопотенциального тепла, что собственно и компенсирует отрицательный термический эффект химической реакции разложения воды. Один кубический метр условного рабочего объема генератора, работающего в оптимальном режиме с КПД 86-98 %, способен за секунду произвести 3,5 м 3 водорода и одновременно около 2,2 МДж постоянного электрического тока. Единичная тепловая мощность ЭВГ в зависимости от решаемой технической задачи может варьироваться от нескольких десятков ватт до 1000 МВт. Расчетный удельный расход энергии на производство газообразного водорода составляет 14,42 МДж?м-3. Стоимость его производства (0,0038 $/ м3) становится в 1,5-2 раза ниже суммарной стоимости добычи и транспортировки природного газа. Широкий диапазон регулирования и неординарные удельные показатели процесса позволяют с гарантированным успехом применить изобретение в большой и малой энергетике, на всех видах транспорта, в сельском и коммунальном хозяйствах, в химической, цементной, целюлозно-бумажной, холодильной, атомной и космической промышленности, цветной и черной металлургии, при опреснении морской воды, проведении сварочных работ и т. д..

Физическая сущность рабочего процесса ЭВГ весьма проста и является логическим развитием известных физических опытов Толмена и Стюарта, осуществленных ими в 1916 году. Известно, что электролит при растворении диссоциирует на ионы, которые гидратируются молекулами воды. В результате вокруг них образуются гидратные оболочки различной прочности . Энергия взаимодействия гидратированных разноименных ионов друг с другом резко уменьшается и становится близкой энергии броуновского движения молекул воды. Если концентрированный раствор диссоциированного электролита, имеющего значительную разницу масс аниона и катиона, поместить в сильное искусственное гравитационное (инерционное) поле, например, вращать его в емкости ЭВГ (расчетная частота вращения для различных электролитов и параметров устройства 1500-25000 об/мин), то ионы будут отчасти сепарироваться/

Тяжелые ионы, воздействуя друг на друга своим электрическим полем, сместятся к периферии емкости. Крайние прижмутся к ее внутренней поверхности (на Рис.2 к аноду) и создадут пространственный концентрационный электрический потенциал. При этом результирующая центробежная сила, действующая на прижатые к аноду ионы (анионы) разрушит их гидратные оболочки, как наиболее слабые. Легкие ионы менее отзывчивы к гравитации и окружены более прочными оболочками, поэтому не могут отдать тяжелым ионам свои молекулы гидратной воды. В силу этих обстоятельств они сосредоточатся над тяжелыми ионами и в области оси вращения (у катода), образуя электрический потенциал противоположного знака. Свободные электроны в аноде под действием пространственного (объемного) заряда анионов переместятся на катод (свойство цилиндра Фарадея).

При достижении необходимой минимальной (пороговой) частоты вращения емкости с данным электролитом и принятыми конструктивными параметрами устройства (см. формулу для ее расчета на Рис.2), т.е. критической величины электрических потенциалов на электродах, равновесие зарядов нарушится. Электроны выйдут из катода и ионизируют молекулы гидратных оболочек, а те передадут заряды катионам . Иначе. говоря, как бы произойдет пробой своеобразного электролитического конденсатора и начнется разряд ионов с образованием на катоде свободного водорода, а на аноде кислорода и анодных газов (осадка). Напряжение электрического тока будет зависеть от разности скоростей химических реакций на катоде и аноде.

Таким образом, вследствие действия физического принципа обратимости энергии гравитационное поле породит энергетически адекватное ему электрическое поле, которое преодолеет энергию гидратации и осуществит электролиз. Этот процесс протекает с поглощением раствором через теплообменник теплоты и требует постоянного разбавления его водой до начальной концентрации. Его принципиальная энергетическая схема во многом схожа со схемой традиционного электролиза, но в ней не применяется внешний дорогостоящий электрический ток, а используется более дешевая теплота окружающей среды или иных источников.

Здесь следует отметить четыре весьма существенные особенности гравитационного электролиза.

Во-первых, работа механического инерционного поля, затрачиваемая им на осаждение молекул воды, легких и особенно тяжелых ионов, практически полностью восполняется кинетической энергией всплывающих к оси емкости водорода, кислорода и анодных газов, поскольку их плотность меньше, чем плотность раствора. В результате сумма моментов количества движения начальных и конечных продуктов электролиза становится близкой нулю, т.е. механическая работа в растворе почти не производится. Она в ЭВГ затрачивается в основном только на его приводе против сил трения. Анодный осадок и всплывшие газы вступают во вторичные химические реакции с водой и кислородом, образуя исходный состав раствора.

Во-вторых, интенсивное самоохлаждение раствора обеспечивает условия для поглощения им тепла из окружающей среды или от других источников на компенсацию эндотермического эффекта реакции разложения воды , т.е. работу в режиме высокоэффективного теплового насоса.

В-третьих, он способен вырабатывать постоянный электрический ток на внешней нагрузке в том случае, если частота вращения емкости будет больше минимально необходимой (пороговой). Тогда ЭВГ проявляет свойства электрогенератора с вольт-амперной характеристикой конденсаторного типа (напряжение на зажимах прямо пропорционально внешней нагрузке).

В-четвертых, ЭВГ одновременно в одном аппарате совмещает и выполняет функции сразу двух устройств - электрогенератора постоянного тока и электролизера.

Все эти особенности обеспечивают гравитационному электролизу несравненно более высокую эффективность преобразования теплоты в химическую энергию восстановленных из воды водорода и кислорода, а, следовательно, большую экономичность.

Электроводородный генератор конструктивно прост, органично вписывается в компоновку различных силовых двигательных установок транспортных средств, например, автомобиля, автобуса, сельхозмашины или трактора и хорошо с ними агрегатируется, особенно с тепловыми турбинами. При этом наряду с решением основной технико-экономической задачи, обусловленной двукратным повышением топливной экономичности за счет полезного использования теплопотерь ДВС, а в результате снижения его токсичности и увеличения общего КПД до 68-70 % , создается предпосылка для создания уже в ближайшем будущем принципиально нового, более совершенного транспортного средства - массового электромобиля с большим запасом хода, работающим на тепломеханическом источнике тока.

Внедрение ЭВГ в качестве утилизатора тепла на многочисленных компрессорных станциях магистральных газопроводов позволит повысить в 2-2,5 раза топливную экономичность турбоагрегатов за счет использования их теплопотерь и выделяющейся теплоты при компрессии природного газа на выработку водорода, которым можно на 60 % восполнить расход углеводородного топлива и тем самым обеспечить его ощутимую экономию, т.е. увеличить объем продажи без приращения добычи.

Многообещающей представляется идея охлаждения с помощью ЭВГ транспортируемого природного газа до минусовой температуры. Это позволит применить элеваторный (газостати-ческий) принцип создания дополнительного избыточного давления в магистрали (приблизительно на 6-8 %), а также увеличить пропускную способность и срок службы трубопровода. Извлеченная из природного газа теплота может быть преобразована и использована на нужды хозяйственных объектов, расположенных вдоль трассы газопровода. Энергетические преимущества такого способа очевидны, особенно в горных условиях прокладки газопровода.

Оснащение приводов буровой и дорожно-строительной техники, различных самоходных машин ЭВГ снизит в 1,7-2 раза потребление дизельного или газообразного топлива, что повлечет за собой уменьшение себестоимости газодобычи.

Перевод железнодорожного транспорта на тепловозную тягу с применением ЭВГ сулит резкое снижение эксплуатационных издержек на техническом обслуживании электрических сетей и существенную экономию электроэнергии.

ЭВГ на морских и речных судах может использовать тепло забортной воды, что даст возможность заменить атомные энергоустановки, многократно сократить запасы перевозимого углеводородного топлива, а тем самым повысить полезную грузоподъемность и экологическую безопасность эксплуатации судов при фактически неограниченной автономности плавания. Наряду с этим вместо традиционного винта может осуществляться непосредственное прямое преобразование химической энергии сжигаемых водорода и кислорода в механическую кинетическую энергию в прямоточных реактивных водометных движителях, что упростит конструкцию главного двигателя судна. Плавающие мобильные электрогазогенераторные станции смогут снабжать фактически даровой тепловой и электрической энергией крупные прибрежные населенные пункты, промышленные или сельскохозяйственные объекты. Расчетная стоимость производства МДж тепла в российских условиях при этом составит 0,027-0,04 цента США, а электроэнергии 0,08-0,11 цента.

Страницы: 1, 2