Критика водородного транспорта

· Смесь водорода с воздухом — взрывчатое вещество. Водород более опасен, чем бензин, так как горит в смеси с воздухом в более широком диапазоне концентраций. Бензин не горит при лямбда менее 0,5 и более 2, водород при таких соотношениях горит великолепно. Но водород, хранящийся в баках при высоком давлении, в случае пробоя бака очень быстро испаряется. Для транспорта разрабатываются специальные безопасные системы хранения водорода – баки с несколькими стенками, из специальных материалов и т. д.

· Водородная силовая установка на базе традиционного ДВС значительно сложнее и дороже в обслуживании, чем обычный ДВС. По данным Массачусетского технологического института, эксплуатация водородного автомобиля на данном этапе развития водородных технологий обходится в сотню раз дороже, чем бензинового. Возможно в будущем стоимость эксплуатации уменьшится.

· Пока нет достаточного опыта эксплуатации водородного транспорта.

· Нет возможности быстрой дозаправки в пути из канистры или от другого автомобиля (при этом этот фактор не помешал широкому распространению автомобилей, работающих на газе)

· Для заправки водородом требуется построить сеть заправочных станций. Для заправочных станций, заправляющих автомобили жидким водородом стоимость оборудования больше, чем для бензиновых заправочных станций.

· Цена 8 евро за литр (300 руб)

· Летучесть водорода самая высокая среди газов, таким образом, водород трудно сохранить в жидком виде, это затрудняет хранение водорода, транспортировку, и использование в баке. Т. к. топливо испарится из бака полностью за короткое время. За девять дней испаряется полбака топлива BMW Hydrogen.

· В настоящий момент водород производится либо путём расхода значительного количества электроэнергии, либо из углеводородов. В первом случае используется та же электроэнергия, которая может производиться на тепловых, атомных и других электростанциях. К сожалению альтернативными источниками производится довольно небольшое количество энергии, и её не хватит на развитие транспорта. Во втором случае имеем использование тех же видов топлива и выделение CO², а также требуется очистка от соединений серы и других примесей, которые в случае применения топливных элементов значительно сокращают срок их службы. Некоторые считают, что природный газ будет гораздо более перспективен и экологичен.

Производство электроэнергии на атомных электростанциях

Я́дерный реа́ктор – это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Первым реактором, построенным за пределами США, стал ZEEP, запущенный в Канаде 5 сентября 1945 года. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова.

К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3×10¹⁶ актов деления в 1 сек.

Цепная реакция деления ядер (кратко – цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный «Чикагской поленницей» (Chicago Pile-1, CP-1). Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер ²³⁵U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ядерным топливом.

В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 был построен в Лаборатории № 2 АН СССР (Москва). Этот реактор выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности (доли ватта, редко — единицы ватт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1948 году введён в действие реактор И-1 по производству плутония, а 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

Принцип действия. Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии – энергии возбуждения. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни кельвинов, в случае же ядерных реакций — это минимум 10⁷ K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах
1 — управляющий стержень;
2 — биологическая защита;
3 — теплоизоляция;
4 — замедлитель;
5 — ядерное топливо;
6 — теплоноситель.

Гетероге́нный я́дерный реа́ктор – реактор, в котором ядерное горючее конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны.

Основной признак гетерогенного реактора – наличие тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). ТВЭЛы могут иметь различную форму (стержни, пластины и т. д.), но всегда существует чёткая граница между горючим, замедлителем, теплоносителем и т. д.

Подавляющее большинство используемых сегодня реакторов – гетерогенные, что обусловлено их конструктивными преимуществами, по сравнению с гомогенными реакторами.

Гомоге́нный я́дерный реа́ктор – ядерный реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную смесь ядерного горючего с замедлителем.

Основное отличие гомогенного реактора от гетерогенного – отсутствие тепловыделяющих элементов; ядерное горючее находится в активной зоне реактора в виде гомогенной смеси, к которым относятся растворы солей урана, суспензии окислов урана в лёгкой и тяжёлой воде, твёрдый замедлитель, пропитанный ураном, расплавленные соли. Известны варианты гомогенных реакторов с газообразным горючим (газообразные соединения урана) или взвесью урановой пыли в газе.

Гомоге́нная систе́ма (от греч. ὁμός – равный, одинаковый; γένω – рождать) – однородная система, химический состав и физические свойства которой во всех частях одинаковы или меняются непрерывно, без скачков (между частями системы нет поверхностей раздела). В гомогенной системе из двух и более химических компонентов каждый компонент распределен в массе другого в виде молекул, атомов, ионов. Составные части гомогенной системы нельзя отделить друг от друга механическим путем.

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

· Активная зона с ядерным топливом и замедлителем;

· Отражатель нейтронов, окружающий активную зону;

· Теплоноситель;

· Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита;

· Радиационная защита;

· Система дистанционного управления.

Классифицируются по виду топлива:

· изотопы урана 235, 238, 233 (²³⁵U, ²³⁸U, ²³³U)

· изотоп плутония 239 (²³⁹Pu), также изотопы ^239-242Pu в виде смеси с ²³⁸U (MOX-топливо)

· изотоп тория 232 (²³²Th) (посредством преобразования в ²³³U)

По степени обогащения:

· природный уран

· слабо обогащённый уран

· высоко обогащённый уран

По химическому составу:

· металлический U

· UO₂ (диоксид урана)

· UC (карбид урана) и т. д.