Спосіб здійснення керованого термоядерного синтезу сироти

Реферат: UA 86307 U UA 86307 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Корисна модель належить до технології використання енергії термоядерного вибуху для виробництва електроенергії Категорія: Энергетика / Дата: 06.05.2013 Автор: kirya В російському фізичному центрі - ВНИИ технічної фізики (Снєжинськ, Челябінська область) розроблена унікальна вибухова дейтерієва термоядерна технологія, що дозволяє виробляти електро- та теплову енергію, яка не має собі рівних за технічним, економічним та екологічним показниками. Завдяки цьому Росія має можливість через 5-6 років вирішити енергетичну проблему. При цьому не тільки в межах своєї території, але й в світі. Так вважає замдиректора Державного центра маркетингових досліджень Республіканського дослідного науковоконсультаційного центра експертизи Андрій Лумпов. За його словами, розрахунки показують, що експериментальна установка вартістю 800 млн. доларів здатна виробляти 7 гігават/год., що еквівалентно роботі 20-30 самих потужних нині діючих АЕС, передає "РІА - Новини". За ствердженнями Лумпова, в найближчі роки Росія може забезпечити 2/3 світу електроенергією по тарифу один цент за КВт. Першу установку, працюючу по новій технології, планується побудувати в Челябінський області на ПО "Маяк". Потрібно знати, ця тематика проробляється у Снєжинську з 70-х років попереднього століття. Існує достатньо публікацій та обговорень цього напрямку, так званої вибухової дейтерієвої енергетики (ВДЕ). Щоб зрозумілішою була суть справи, наводимо інформацію з однієї статті. Доктор фізико-математичних наук Геннадій Олексійович Іванов з ВНИИ технічної фізики (м. Сніжинськ, бувший Челябінськ-70), учасник створення вітчизняної термоядерної зброї, запропонував варіант різкого прискорення роботи з термоядерної енергетики. "Хай ми не вміємо підтримувати повільне термоядерне горіння або отримувати термоядерні спалахи з енерговиділенням в грами або кілограми тротилового еквівалента. Але здійснювати термоядерні вибухи з енерговиділенням в кілотонни і десятки кілотонн тротилового еквівалента ми вміємо, і вміємо добре - так от, їх і давайте використовувати для цілей енергетики!" Для цього їх потрібно здійснювати в ємкостях, що не порушуються - котлах вибухового згорання (КВС). КВС - це величезна діжка з залізобетону, облицьована з середини сталлю. КВС, здатний витримувати вибух в 10 Kт тротилового еквівалента, має діаметр порядку 150 м, висоту 200-300 і товщину залізобетонної стінки 25 м. Товщина сталевого облицювання - 20 см. За декілька секунд до вибуху в робочу камеру закачується теплоносій - рідкий натрій. Його фонтани, що перехрещуються, створюють завісу, яка пом'якшує в часі дію ударної хвилі на стінки котла. При цьому натрій нагрівається і частково випаровується (а потім пара конденсується, коли після вибуху нутрощі котла зрошуються дощичком холодного натрію). Величезний тиск ударної хвилі діє протягом мізерно малих долей секунди. Якщо ж його "розмазати " в часі на путі від місця вибуху до стінок вибухової камери, то на них буде діяти вже тільки не більше 40 атм. Нагрітий натрій запасається в тепловому акумуляторі, і його вистачає (з певним залишком) на декілька десятків хвилин роботи енергоагрегату - до наступного вибуху. Якщо вибухати 10-кілотонні заряди приблизно раз в 25 хвилин, теплова потужність енергоагрегат становитиме 25 ГВт (а електрична 10 ГВт). Проблема створення температур та тиску знята тим, що термоядерна реакція ініціюється вибухом уранового або плутонієвого заряду. Тому паливом може слугувати недефіцитний дейтерій. Співвідношення потужності, що виділяється ураном (плутонієм) і дейтерієм - від 1:10 до 1:500 (1 умовна одиниця потужності - від ядерного вибуху, 9-499 - від термоядерного). В енергозаряд містить ядерний детонатор, дейтерій і відтворюючий матеріал - уран - 238 або торій, який, будучи опроміненим нейтронами, перетворюється в матеріал, що ділиться, для нових детонаторів або для реакторного палива. Через те, що потоки нейтронів в вибуху значно щільніші, ніж: в будь-якому реакторі, ефективність такого перетворення значно вище. Все, що залишилось від енергозаряду - незгоріле паливо, продукти згоряння, розпилені конструкційні матеріали та напрацьований матеріал, що ділиться - опиняється розчиненим в рідкому натрії, і з нього прийдеться все це виділяти та повертати в відповідні цикли використання. Чим приваблива ідея КВС? В її здійсненні нема принципових проблем, строк вирішення яких завчасно не піддається визначенню. Більша частина того, що потрібно для КВС-електростанції, вже колись інде та кимось робилось; по технологіям же, які потрібно проробити, є хороший заділ. Далі, мала матеріалоємність. Причому в порівнянні як з атомними реакторами, так і з вугільними ТЕС. Накінець, малі витрати на паливо (матеріалів, що діляться, потрібно значно менше, ніж: для АЕС, ефективність та швидкість їх відновлення вище, а дейтерій отримується перегонкою простої води). А безпечність? Енергозаряд буде збиратись маніпуляторами безпосередньо в вибуховій камері з двох частин, кожна з яких окремо є абсолютно безпечною. Максимум, що може відбутись поганого, - це його вибух в відсутності натрієвої захисної завіси в 1 UA 86307 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 камері. За розрахунками, в такому випадку внутрішня сталева оболонка буде сильно ушкоджена, що зробить котел негодним для подальшої експлуатації, але вихід радіоактивних матеріалів назовні не відбудеться. Парадокс, але саме вибухове виділення енергії само по собі - гарантія безпеки. Якщо використовується повільне виділення енергії, можуть скластися умови, при яких воно може різко пришвидшитись, - установка піде в рознос, аж до самого вибуху; катастрофа на Чорнобильській АЕС - наочний приклад. Але, якщо вибуховий режим - штатний, а виділення енергії вже при нормальній роботі іде з максимально можливою швидкістю прискорювати його нікуди, і відхилення від розрахункового режиму можливе тільки в сторону зменшення потужності. Що, природно, ніякої загрози не являє. За розрахунками Г.А. Іванова, собівартість енергії КВС, навіть при сьогоднішніх цінах на органічне паливо, буде найменшою. Очікуваний строк окупності - від року до двох (і це не сама оптимістична оцінка). Електроенергія від КВС може стати і вигідним експортним товаром. А при більшому масштабі її виробництва основою благополуччя країни. Дешевизна енергії КВС дає ще одну перевагу. Багато виробництв стають нерентабельними при виконанні всіх необхідних природоохоронних заходів, тому від таких відмовляються. При дешевій же енергії природоохоронні заходи будуть не руйнівними для виробництва, що дозволить виконувати їх в достатньому (або, по крайній мірі, більшому, ніж зараз) об'ємі. Базовим для енергетики майбутнього, на думку співробітників ВНИИТФ, може стати КВС 10/25 (перша цифра означає потужність одного енергозаряду в кілотоннах тротилового еквівалента, друга - теплову потужність в гігаватах, що знімається з КВС). Проробляється і ескізний проект КВС 50/100. Критика розроблених в Снєжинську КВС настільки багаточисельна і настільки різка, що висловлюватись з цього приводу нема ніякої потреби, задовольняючись початком даної фрази. Але одну публікацію необхідно згадати. Бо в ній найбільш ємко та змістовно представлений аналіз цих КВС - Герман Лукашин: "непрофессионализм как квалифицирующий системный признак пригодности" - стаття опублікована в квітневому номері за 2005 р. журналу "Атомная стратегия - XXI", яку можна знайти і на сайті: http://www.proatom.ru/. Відповідь на критичний аналіз Германа Лукашина надійшла в статті (Інтернет) - Л.И. Шибаршов, начальник відділу РФЯЦ ВНИИТФ, м. Снєжинськ: "Взрывная дейтериевая энергетика - фантастика или реальность?" Відповідь на статтю Г.М. Лукашина ("АС" № 16, квітень, 2005 р.) Без аналізу цієї відповіді, можемо стверджувати, що розробники та ініціатори КВС, не тільки не відмовляються від ідеї КВС, але, судячи з інформації, представленої на початку нашого опису, ця ідея отримує все більш реальні обриси. Якщо в наші дні 2013 року сповіщають, що першу установку, що працює за новою технологією, планується збудувати в Челябінській області на ПО "Маяк". Не відкидаючи деякі позитиви ВДЕ (розробники КВС все ж внесли певні зміни в ці пристрої, під впливом критики Лукашина), вважаємо необхідним відмітити одну з цих змін, охарактеризованої в указаній статті Л.И. Шибаршева. Зокрема вказується, що роль захисту та теплоносія буде виконувати вода, причому без насосів, прямо внаслідок звільненої енергії. Вибух випарює захисні фонтани води. Під дією великого перепаду тиску вода в вигляді пари буде підніматись по трубам до теплообмінника над камерою, конденсуватись на них та самотоком накопичуватись в баках, звідки в момент наступного вибуху її в вигляді фонтанів знову направлять в камеру (до цього часу тиск там стравиться до атмосферного). По оцінкам, оптимальна температура води становить після вибуху 200 °C (пара), до вибуху 30 °C в фонтанах і 110 °C у залишках пари в камері. Парова стадія звільняє від необхідності очищувати циркулюючу воду, спростить періодичне вилучення з дна КВС утворених від вибухів або не прореагованих ядерних матеріалів, з метою їх повернення в паливний цикл енергозарядів. В основу корисної моделі поставлена задача підвищення ефективності КВС до рівня, що не має аналога в теплоенергетиці в цілому, та в термоядерній в тому числі і перш за все. Поставлена задача вирішується тим, що в способі здійснення керованого термоядерного синтезу, що включає періодичні вибухи термоядерного вибухового пристрою всередині реактора в вигляді міцного корпусу, в якому є вода, що перетворюється в пару, яка використовується для належних потреб, згідно з корисною моделлю, міцний корпус заповнюється водою, яка при будь-якому агрегатному стані залишається певний час в межах внутрішнього простору міцного корпусу, через який здійснюється відбір теплоти, акумульованої всередині цього корпусу. Спосіб реалізується в n-ій кількості реакторів, вибух термоядерного пристрою в яких здійснюється в потрібній послідовності, та в яких може бути різний тип реакції термоядерного синтезу. Періодично, частково чи повністю, вода в реакторах замінюється новою водою, а видалена вода з реакторів, де виникало нейтронне опромінення в процесі вибуху термоядерного вибухового пристрою, або відбувалось насичення води тритієм, використовується для виділення з неї компонентів, гідних для реакції термоядерного синтезу. 2 UA 86307 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 Суть корисної моделі пояснюється кресленням. На Фіг. 1 показаний міцний корпус, внутрішній простір якого заповнений водою 2. На Фіг. 2, те ж саме, але всередині внутрішнього простору розміщений вибуховий пристрій 3. На Фіг. 3 показаний стан води після вибуху вибухового пристрою 3, в результаті чого цей агрегатний стан води 2 може залишатись рідким або пароподібним, про що скажемо нижче детальніше. На Фіг. 4 стан після охолодження води 2 до потрібного рівня. На Фіг. 5 стан аналогічний стану на Фіг. 2, тобто, повернулись в початкову ситуацію технологічного циклу, в результаті розміщення всередині простору корпусу 1 вибухового пристрою 3. Представлені креслення являють собою самий спрощений, схематичний показ запропонованого рішення. Тому подивимось детальніше, що відбувається в цьому способі. Для цього оперуємо більш конкретними факторами, що приймають участь, чи виникають в цьому рішенні. Зокрема маємо наступні умови. Ясно, що нагрівання води 2 можна здійснювати в широких межах, розуміючи, що збільшення цього рівня найбільш бажане. Але при належному контролі та забезпеченні належної безпеки представленого реактора. Ясно і те, що вибуховий пристрій 3 повинен бути максимально компактним при забезпеченні максимального енерговиділення при вибуху, стосовно до конкретної конструктивно-технологічної ситуації. Орієнтуємось на термоядерний вибух в різних варіантах його здійснення, як в відношенні вибухового матеріалу - дейтерій або дейтерій і тритій, так і технології самого вибуху, про що нижче буде сказано детальніше. Що стосується міцного корпусу 1, який забезпечує надійну безпеку запропонованого способу, викладати цей фактор спеціально нема потреби. Виходячи з Снєжинських досліджень ВДЕ. Вважаючи, що в нашому випадку ці дослідження можуть бути використаними в повній мірі, тим більше, що наше рішення суттєво покращує умови роботи міцного корпусу в порівнянні з підходами Снєжинського ядерного центра. Про це також буде детальніше сказано нижче. Отже, в нашому викладенні суті корисної моделі, маємо заповнений водою міцний корпус 1, всередині якого здійснюється вибух заряду 3. Повертаючись до вище відміченого питання про рівень нагрівання води, відповідь залежить від мети цього нагрівання. Якщо мова йде про отримання джерела теплоти для теплозабезпечення будинків та споруд, можна обмежитись рівнем в межах критичної точки - 374,2 °C та тиском 21,4 МПа. Хоч потрібно відмітити особливо, в подальшому це буде додатково пояснено при аналізі варіантів підвищення температури води при її нагріві. Так от, обмеження тільки теоретичним аналізом цього фактора навряд чи буде придатним, маючи в виду, що без належних експериментальних досліджень неможливо буде обійтися. Неможливо, так як, ні теорія, ні практика теплотехніки, не знають випадків нагрівання води, заповненої судини, яка виникає при нагріванні її разом з водою. Тому в подальшому, аналізуючи при різних температурних режимах властивості такої води, будемо задовольнятися попередньою оцінкою екстраполяції. Не забуваючи кожний раз, що тільки експериментальне дослідження забезпечить об'єктивну відповідь. Обґрунтування правомірності цього ствердження дає наступний приклад. Ядро Землі значно гарячіше, ніж передбачалось 26.04.2013 15:59 Дмитрий Шевляков, РепортёрUA. У середині Землі майже на 1000 градусів жаркіше, ніж передбачалось раніше. Температура коло центра Землі досягає приблизно 6000 градусів Цельсія, повідомляють французькі фізики. Ядро Землі складається в основному з товстого шару заліза, яке являється рідким, як вода в океанах, однак має температуру більше 4000 градусів. Всередині ядра температура та тиск ще вище, так що залізо стає твердим. Товщину шарів та тиск можна визначити за допомогою більш старих аналізів сейсмічних хвиль, спричинених землетрусами. Однак температуру так визначити неможливо. Це дуже трудомісткий процес - визначати температуру плавлення заліза при різному тиску в лабораторіях, оскільки матеріал при таких високих температурах, серед іншого, повинен бути добре ізольованим. З більш старими технологіями було важко визначати стан заліза за короткий час аналізу. В даний час використовуються рентгенівські промені. Завдячуючи їм, за менше ніж секунду можна визначити, при якому тиску залізо буде рідким, твердим або в перехідному стані. З нового експерименту стало ясно, що залізо плавиться при температурі приблизно 4800 градусів та тиску 2,2 мільйона атмосфер. За допомогою таких вимірювань дослідники вирахували температуру при тиску 3,3 мільйона атмосфер, яка існує на границі твердого внутрішнього та рідкого зовнішнього ядра. Вона 3 UA 86307 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 становить приблизно 6000 градусів. Погрішність - плюс-мінус 500 градусів, сповіщає Berliner Morgenpost. Як бачимо, теорія (навіть високого рівня) далеко не всесильна - особливо в справах які не проходили експериментального дослідження, ні до розробки теорії, ні після її розробки. Наш випадок підпадає саме під цю ситуацію. Тому відповідні експериментальні дослідження необхідні. Але повернемося до вище викладеного варіанта використання нашого рішення для забезпечення гарячого водопостачання, де вода нагрівається в межах рівня критичної точки, коли вона ще залишається рідиною. Згаданий спосіб екстраполяції дозволяє з певною правомірністю (яку прийдеться уточнювати експериментально) показати, що наприклад для нагріву до критичної точки 100 м води потребується витратити теплову енергію, еквівалентну енергії, що виділяється при спалюванні 20 тон нафти. Таку енергію дає термоядерна реакція синтезу дейтерію масою 3,4 грами. Акумульована теплота всередині корпусу 1 повинна відбиратись для належної потреби, в нашому випадку для теплозабезпечення будинків і будьякого іншого призначення, що визначається конкретною ситуацією. Вирішується ця задача добре відпрацьованою технологією, що застосовується в великій кількості варіантів, в тому числі і водо-водяних енергетичних реакторах (ВВЕР), де замкнута в межах внутрішнього простору нагріта вода, через стінки корпусу, що обмежують цей простір, передає теплоту воді, що проходить в відповідних каналах всередині цих стінок, і проходить по тепловим мережам і теплотрасам до споживачів тепла. Зрозуміло, що циклічна робота запропонованого способу, що визначається періодичними вибухами вибухових пристроїв 3, які здійснюються по мірі охолодження води 2 в корпусі 1, викликає нерівномірність передачі акумульованої від вибуху теплоти до споживачів цієї теплоти. Тому, щоб запропонований спосіб був прийнятний для споживача, необхідно вказану нерівномірність відбору теплоти усунути. Зробити це можна, маючи потрібну чисельність теплових реакторів-акумуляторів, коли при n-ій їх кількості іде послідовний в часі процес здійснення запропонованого способу, розподіленого на всі ці n реакторів-акумуляторів. Тобто колений реактор-акумулятор в цій послідовності відстає або випереджає суміжний реакторакумулятор на потрібний час в здійсненні запропонованого способу вибухової реакції. В результаті, споживач рівномірно отримує теплову енергію в тому темпі, який потрібен в конкретному випадку, маючи на увазі потреби теплозабезпечення для обігріву будинків або чогось іншого, в тому числі потреби ТЕС (теплові електростанції"), про що скажемо ще детальніше. До цього слід додати, що сучасні засоби використання теплової енергії, в комплексі з вказаним способом здійснення вибухової реакції, дозволяють повністю використовувати її, не зважаючи на зниження температури води 2 всередині корпусу 1. Йдеться про ретельно та всебічно відпрацьовану для практичного застосування технологію використання теплових насосів, яка, будучи вбудованою в теплосистему, саме і забезпечує повне використання теплової енергії запропонованого способу вибухової реакції, після якої температура води знижується до потрібного рівня. Який цей рівень, це задача конкретного проектування, що набуває характер дослідження, який іменується техніко-економічним обґрунтуванням (ТЕО), метою якого являється пошук та проробка оптимального рішення. Задачі подібного роду в нашій постановці ще не вирішувались (хоч сучасний рівень знань цілком достатній для цього), тому ТЕО повинно передбачати проробку та дослідження декількох варіантів - чим більше, тим краще, щоб забезпечити максимум оптимізації. Представлена технологічна схема являє окремий випадок її реалізації, який дає в нашому підході взагалі-то мінімальні позитивні результати теплоенергетики, мета якої - забезпечення користувачів тепловою енергією. Мінімальні в тому значенні, що в запропонованому способі воду 2 можна нагрівати до температури значно вищої від критичної точки. Міркування з цього приводу ще будуть викладені. А поки що оцінимо запропоноване рішення в порівнянні з його прототипом та додатковим поясненням ряду факторів, ніде і ніколи не зафіксованих в усіх відомих варіантах розробки та дослідження керованого термоядерного синтезу. Перш за все, необхідно відмітити - запропонований спосіб усуває погрозливу концентрацію здійснення вибухового процесу термоядерного синтезу, який в прототипі передбачає потужність вибухових пристроїв від 10 до 100 і навіть більше кілотонн в тротиловому еквіваленті. Ми вирішуємо цю задачу шляхом розподілу потрібної потужності термоядерного синтезу на велику кількість малих вибухів, що перетворює всю технологію в рівномірний процес вилучення теплової енергії. В цьому значенні, є певна аналогія з принципом термоядерного синтезу розробленого та здійсненого в США (Інтернет, Мощный рывок Запада в будущее. - Saturday, 16.10.2010), де лазерним опроміненням дейтерієво-тритієвої капсули діаметром 2 міліметри перетворюють цю горошину в міні-термоядерні бомби. З тою лише різницею, що американський 4 UA 86307 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 задум з термоядерними капсулами абсолютно не прийнятний для практичної реалізації (і нема жодної надії на це застосування в майбутньому), являючи собою безплідний дуже дорогий експеримент вартістю в десяток мільярдів доларів. Ми ж цю задачу вирішуємо настільки ефективно і надійно, наскільки тільки можна побажати, виходячи не тільки з фантазій та мрій про майбутні науково-інженерні можливості, а спираючись на існуючий науково-інженерний рівень, про який нижче скажемо подрібніше. Але вже зараз помітимо, що в прототипі теплоакумуляція при використанні води як теплоносія має дуже низький рівень, повторимося по оцінкам, оптимальна температура води становить після вибуху 200 °C (пара), до вибуху 30 °C в фонтанах і 110 °C у залишках пари в камері. Ми ж починаємо з рівня критичної точки води 374,2 °C, маючи можливість цей потенціал збільшувати багатократно. В той же час, гігантоманія прототипу не дозволяє вийти за межі 200 °C, бо гріють по суті не тільки воду, а всю циклопічну махину, яка без всякої користі розсіює отримане від вибуху тепло в оточуюче її середовище. Але продовжимо аналіз на предмет більш повного використання акумуляції теплоти в нашому рішенні при збільшенні температури води після здійснення термоядерного вибуху. Тобто, розглянемо Фіг. 3, де вода після подолання рівня критичної точки переходить в інший агрегатний стан, стаючи парою. Підвищення температури зберігає цей стан до рівня 1000 °C, після чого водяна пара починає розпадатись на водень та кисень. При цьому в процесі вказаного підвищення температури збільшується теплоємкість пари, яка до рівня 1000 °C стає більше ніж в три рази вищою ніж в критичній точці. З цього випливає (скористаємось чисельним параметром попереднього аналізу), нагрів 100 м води до тисячоградусного рівня потребує спалення 70 тон нафти, або теплової енергії від реакції термоядерного синтезу порядку 11 грам дейтерію. Ці дані отримані екстраполяцією, про що вже було сказано вище, і що потребує проведення відповідних експериментальних досліджень - для більш точного їх визначення. Як бачимо, підвищуючи температуру води 2 всередині міцного корпусу 1, ми ще більше підвищуємо переваги запропонованого рішення в порівнянні з прототипом відносно ємкості акумулювання теплової енергії, яка утворюється при термоядерному синтезі, що рівноцінно відповідному збільшенню ефективності видобутку цієї енергії. Однак, цей рівень ефективності запропонованого рішення далеко не вичерпує його переваг перед прототипом. Йдеться про наступне. Як вже було зазначено, дисоціація води починається з рівня 1000 градусів Цельсія. Однак при подальшому підвищенні температури розклад води на водень та кисень йде дуже повільно. Навіть при 2000 °C термічна дисоціація води не перевищує 2 %, тобто, рівновага між газоподібною водою і продуктами її дисоціації - воднем і киснем - все ще залишається в сторону води. При охолодженні ж до 1000 °C рівновага практично повністю здвигається в цьому напрямі. З цього випливає, що, в порівнянні з вище представленим тисячоградусним рівнем, подальше нагрівання води забезпечує ще більший потенціал акумуляції теплоти, яка утворюється при термоядерному синтезі. Водень же і кисень, які утворюються на момент вибуху пристрою 3, не створюють ніяких негативних наслідків для запропонованого способу, повертаючись в начальний стан в складі молекули води при її охолодженні нижче 1000 °C. Навіть, якщо припустити, що цього повернення водню і кисню в початковий стан не буде відбуватись, кількість цих газів настільки мізерна в загальній масі води, що вона не створює ніяких особливих незручностей в запропонованій технології. Вважаючи, що цю мізерну кількість водню і кисню можна періодично вилучати з корпусу 1. Отже, ми можемо нагрівати воду в межах не тільки до 2000 °C, але й далі, якщо в цьому виникне потреба. Якщо ж залишитись на двотисячному 3 температурному рівні, і оцінимо його, застосовуючи вище вказані 100 м води 2, маємо - для нагріву її до такого рівня температури необхідно витратити теплову енергію, еквівалентну спалюванню більше 150 тон нафти (дані екстраполяції), що тотожно енергії, яка виділяється в реакції термоядерного синтезу 24 грам дейтерію. Ці результати, як вже було двічі відмічено, потребують відповідного експериментального дослідження, які цілком вірогідно - ще більше збільшать властивість води акумулювати теплову енергію. Бо нагрівання води (як будь-якої іншої рідини) і збільшення тиску (наш спосіб саме такий) є головним фактором збільшення її теплоємкості. Розглянувши головні варіанти нагріву води 2 в реакторі 1, не можна не сказати про її охолодження в процесі відбору через корпус цього реактора акумульованої в ньому теплоти. Хоч це тема майбутніх розробок та досліджень, що передбачають також відповідні технікоекономічні обґрунтування, однак можна вже зараз стверджувати, що, враховуючи вище згадану можливість використання теплових насосів, регулювання зниження температури можна здійснювати практично в будь-яких потрібних діапазонах - наприклад в прийнятому прототипі цей нижній рівень температури становить 30 °C. В нашому рішенні також можна орієнтуватись 5 UA 86307 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 на цей рівень, передбачаючи, що в такому випадку, крім максимального вилучення акумульованої теплоти в реакторі 1, створюються найбільш прийнятні умови для перезарядки вибухового пристрою 3. Однак, як вже було відмічено, остаточна відповідь на це питання буде отримана в процесі майбутніх розробок та досліджень нашого рішення, які повинні охопити всю множину питань, які виникають і ще можуть виникнути. Необхідно особливо відмітити, що наш спосіб керованого термоядерного синтезу орієнтований на чисту реакцію цього роду. Чисту в тому значенні, що, на відміну від прототипу, здійснення цієї реакції відбувається без використання ініціації вибуху, функцію якого в КВС виконують відповідні ядерні вибухові пристрої. Виникає природне питання - чи можливо таке? Тобто, чи можемо ми сьогодні уповати на чистий термоядерний синтез? І чому, з цього приводу (стосовно КВС) немає інформації у фізиків провідного ядерного центра Росії? Почнемо з другого питання. Фізики з ядерного центра в Снєжинську ідею вибухової дейтерієвої енергетики базують на застосуванні термоядерних вибухів потужністю, яка вимірюється десятками і навіть сотнями кілотонн в тротиловому еквіваленті. Ініціація таких вибухів також потребує вибухових пристроїв потужністю, що вимірюється кілотоннами в тротиловому еквіваленті. Тому, навіть якщо з'являться чисті термоядерні вибухи, потужність яких вимірюється тонами, десятками або сотнями тон в тротиловому еквіваленті, цей "мінімум" абсолютно не цікавий розробникам Снєжинського КВС. Не цікавий навіть для виконання функції вибуху ініціації для головного вибухового пристрою в КВС. Хоч відсутність інформації стосовно цього не доводить, що в Снєжинському ядерному центрі не ведуться відповідні розробки та дослідження даної проблеми. Тим більше, що є багато свідоцтв, які прямо чи побічно сповіщають, що розробки тадослідження чистих термоядерних вибухових пристроїв, і перш за все міні-зарядів, ведуться всіма головними лабораторіями світу - перш за все стосовно до воєнної тематики. Щоб осмислити, наскільки це серйозно, необхідно відмітити, що пошук ведеться перш за все в відношенні забезпечення можливості термоядерного синтезу без застосування ініціюючого ядерного вибухового пристрою. Головна перевага віддається розробці компактних зверх потужних імпульсних джерел електромагнітної енергії, або розробці накопичувачів електричної енергії, достатньої для "підпалення" вибухового термоядерного синтезу. Причому пошуки в цьому напрямку ідуть вже досить давно. Як ілюстрація та пояснення суті діла достатнього посилатися на наступну інформацію. Ось наприклад дані з статті в Інтернеті електровибух "навпаки". В. Фефелов. - Красное знамя, 13 февраля 1981. Суть явища, що вивчається у відділі високих щільностей енергії. Якщо через тонку циліндричну оболонку, яку показав мені на початку розмови Лучинський, пропустити потужний електричний струм, то вона миттєво вибухне. Але вибухне якби навпаки: величезне магнітне поле, що утворюється при пропусканні струму, так сильно здавить перетворену на плазму оболонку, що вона з швидкістю в сотні кілометрів в секунду спрямується до осі оболонки. При достатньо великій силі струму тиск всередині "схлопнутої" оболонки може досягти мільярдів атмосфер, а температура - десятків мільйонів градусів. В цих умовах в суміші важких ізотопів водню почнеться термоядерна реакція та відбудеться мікроскопічний термоядерний вибух. Вчених, звісно, цікавить випадок, коли виникаюча при вибуху енергія перевищує затрачену на "підпалення" реакції. Тільки при такій умові може йти мова про практичне використання цього процесу в енергетиці. Пройшло більше 30 років. Чи завершилось дане дослідження потрібним результатом, ми не знаємо, через відсутність інформації. Але сподіваємось, що ця тема в Росії не закрита, бо, як уже було зазначено, пошуки та дослідження в головних науково-дослідних центрах світу ведуться інтенсивно, і перш за все в воєнній сфері. В результаті, в Інтернеті з'являються повідомлення такого роду. Загалом, мільярди доларів витрачені самою передовою в технологічному відношенні країною на діяльність ядерних збройних лабораторій, не виключено, рано чи пізно приведуть до появи четвертого покоління ЯЗ - чисто термоядерного. Багато експертів вважають, що є певна міра вірогідності появи чисто термоядерної зброї раніше, ніж буде освоєно промислове використання термоядерної енергії на економічно придатному рівні. Історія може повторитися, як це вже було з атомною зброєю - спочатку бомба, а потім енергетика. Але не тільки військові дослідження потрібно мати на увазі. Ось, зовсім недавня інформація "Сделан важный шаг на пути к управляемому термоядерному синтезу" 19-09-2012, 23:22, яка повідомляє - Вчені з Національної ядерної лабораторії Сандія в США (Sandia National Laboratories) зробили один з трьох важливих кроків на шляху отримання енергії за допомогою керованого термоядерного синтезу. Це дослідження по суті виконується в тій же принципіальній постановці, що повідомлене вище про радянський електровибух "навпаки". Американці повідомляють, що здійснена робота не просто обнадіює, а 6 UA 86307 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 дозволяє з впевненістю завершити рішення цієї проблеми на кінець 2013 року. Якщо це відбудеться, результат передбачається унікальний - вихід енергії може в тисячу разів перевищити ту, що буда витрачена початковою. А це говорить вже не просто про досягнення позитивного енергетичного балансу, але й про комерційне використання технології. Отже, отримуємо відповідь на вище поставлене питання - чи можемо ми сьогодні уповати на чистий термоядерний синтез? Уповати, це значить не просто надіятися, а по суті і гарантувати можливість здійснення чистого термоядерного синтезу в нашому способі отримання теплової енергії. І ми стверджуємо про можливість гарантувати створення потрібного чистого термоядерного вибухового пристрою, бо найбільш потужні і компетентні науково-інженерні сили задіяні в вирішенні цієї проблеми, якій вже присвячені декілька десятиріч, і актуальність потрібних результатів якої постійно зростає. При цьому в вирішенні цієї проблеми задіяні не тільки технології інтенсифікації електромагнітного імпульсу, але й прискорювачі різних типів, де особливо актуальні компактні, малогабаритні. Ось приклад, що сповіщає журнал "Наука и жизнь" № 1, 2000. Энергия из ускорителей, к.т.н. Л. Жиляков, Институт высоких температур РАН, характеризуючи схему установки для термоядерного синтезу в коллайдері. Коллайдер являє собою пару прискорювачів, що розганяють пучки іонів назустріч один одному. При зіткненні пучків відбувається реакція з появою нових частинок і виділення енергії. Якщо в прискорювачах розігнати іони дейтерію (D) і тритію (Т), то при їх взаємодії піде реакція синтезу з утворенням  - частинок - ядер гелію - 4 (4Не), нейтронів (n) і енергії: D+Т=4Не+n+17,6 МеВ на один акт взаємодії. Тепло, що виділяється в коллайдері, можна використовувати традиційним способом - для випаровування робочого тіла (наприклад води) з отриманням пари високого тиску. Найважливіша відміна методу зустрічних пучків від магнітного утримання в тому, що розмір прискорювача не грає принципіальної ролі для досягнення умов синтезу. Мінімальний розмір експериментальної установки буде визначатись тільки розмірами джерела іонів з потрібною енергією. А вони невеликі: джерело іонів на декілька com кілоелектронвольт, що застосовується в промисловості (наприклад для іонної імплантації напівпровідників), займає площу не більше 2 10 м та коштує декілька тисяч доларів. В "нульовому" експерименті по ядерному синтезу розміри коллайдера (об'єму, де зіштовхуються пучки), можуть бути дуже малі. Наприклад, при його довжині 2 см і діаметрі 0,4 см очікується виділення 25 Вт тепла, тобто удільна потужність 3 установки виявляється 108 Вт/м (приблизно як у двигуна внутрішнього згорання). Досягнення таких параметрів і буде означати фізичне вирішення проблеми керованого термоядерного синтезу. Отримання потрібних потужностей - питання вже чисто технічне. Робочий об'єм реактора, скажімо, може мати необхідну кількість коллайдерів - "термоядерних ТВЕЛів", тепловиділяючих елементів. Подібні пропозиції неодноразово висловлювались в науковій літературі, однак до досліджень, на жаль, справа так і не дійшла. Між тим вони передбачають просту експериментальну перевірку, причому на невеликому і недорогому лабораторному стенді. Багато фізико-технічних проблем такого експерименту вже вирішені. Оцінки показують, що витрати на проведення робіт будуть в 10-20 тисяч раз меншими, ніж будь-які інші дослідження в цій галузі. А в випадку успіху відкривається можливість незрівнянно більш простого рішення проблеми керованого термоядерного синтезу, ніж це обіцяють всі ті напрямки, які розробляються в даний час. Пройшло тринадцять років. Чи використані результати цих теоретичних досліджень в практичній постановці - створення компактних малогабаритних прискорювачів? Нічого не відомо, ні з вітчизняних, ні з зарубіжних джерел інформації. Хоч сама тема не втрачає своєї актуальності. Бо, знову ж таки в наші дні, Інтернет сповіщає 2012-06-15. "Настольный" ускоритель частиц презентовали российские физики". - Москва, Февраль 17 (Новый Регион, Роман Сирховский) - Вчені з Фізичного інституту ім. Лебедева РАН (ФИАН) порадували світове наукове товариство новим відкриттям: їм вдалося розробити метод прискорення іонів і електронів до високих енергій за допомогою зверх коротких лазерних імпульсів. Завдяки цьому методу прискорення частинок, в деяких випадках може обійтися без гігантських електромагнітних прискорювачів, сповіщає прес-служба інституту ФИАН. Можливості використання лазера для отримання прискорених пучків заряджених частинок група вчених під керівництвом Валерія Биченкова почала вивчати на початку 21-го століття. Тоді співробітникам ФИАН вдалося з'ясувати, що зверх короткий лазерний імпульс, направлений в тверду мішень, "вибиває" з неї іони і електрони, розігнані до колосвітових швидкостей. При такому прискоренні енергія частинок досягає десятків мегаелектронвольт на нуклон. Отримані пучки частинок можуть бути використані як ініціатори термоядерної реакції в установках інерціального 7 UA 86307 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 керованого термоядерного синтезу. Експерименти російських вчених показали, що електрони можуть прискорюватись до енергій 1,5 гігаелектронвольт на відстані всього близько сантиметра. При цьому сучасні фемтосекундні лазерні установки достатньо компактні, їх можна запросто змонтувати на лабораторному столі. Все вище сказане про дослідження фізиків-ядерників, дозволяє стверджувати, що запропонована корисна модель, що передбачає чистий термоядерний синтез в представленій постановці, цілком забезпечена достатніми науково-інженерними можливостями, що, як відомо, являється одним з необхідних атрибутів визнання рішення корисною моделлю. Більше цього наша корисна модель відкриває найбільш доцільні можливості і шляхи впровадження в енергетику саме цих вказаних науково-інженерних напрацювань фізиків-ядерників. Бо, як вже відмічалось, гігантоманія Снєжинських КВС ніяким чином не співпадає з цими напрацюваннями. А якби й співпадала (хоч нам не відомо відношення фізиків Снєжинського ядерного центра до таких досліджень), то негайно виникає природне питання - яка взагалі потреба в цих КВС? І відповідь на це питання замикається на необхідності використання нашої корисної моделі, яка усуває всі мислимі негативи відомих КВС (достатньо розглянутих в різних джерелах інформації), і перетворює на кінець-то, більш ніж шістдесятирічні пошуки (теоретично казково ефективного) керованого термоядерного синтезу, в реальну можливість усунення нині існуючих перешкод для здійснення цього науково-інженерного замислу в промисловій енергетиці. Щоб зрозумілим було значенні та значимість даного ствердження, необхідно розширити коло питань та проблем по даній темі. Коли ми говоримо про реальне усунення нині існуючих перешкод (для здійснення керованого термоядерного синтезу в промисловій енергетиці), мова йде не тільки про загально відомі фактори. Наприклад, якби вдалося реалізувати ідею токамака, вирішувалась би маса проблем з радіацією, яка притаманна нинішнім АЕС. Не можна змовчати і про те, що Снєжинські КВС не дуже відрізняються в цьому відношенні від АЕС, в силу використання ядерних запалів при ініціації термоядерного синтезу. Але токамаки, якщо до них дійде діло, зовсім не чисте виробництво. Настільки не чисте, що вже сьогодні доводиться про багато над чим замислюватись. I хоч перспективна термоядерна енергетика (яка використовує найбільш здійсненну реакцію дейтерій-тритій) значно безпечніша, ніж ядерна енергетика розщеплення, все ж мається ряд суттєвих недоліків. Головний - це велика кількість високоенергетичних нейтронів, число нейтронів на одиницю потужності на порядок більше, ніж у реакторів енергетики розщеплення, енергія нейтронів приблизно в 7 разів вища). Такого нейтронного потоку ні один з відомих матеріалів не може витримати більше 6 років - при тому, що ресурс реактора повинен бути не менше 30 років. Значить, першу стінку тритієвого термоядерного реактора необхідно регулярно замінювати - а це дуже складна і недешева процедура, пов'язана до того ж з зупиненням реактора на значний строк. Крім цього від потужного нейтронного опромінення необхідно екранувати магнітну систему реактора - це ускладнює конструкцію та здорожує її. Багато елементів конструкції тритієвого реактора після закінчення експлуатації будуть високоактивними і потребують захоронення на значний строк. Тобто, об'єктивно, доводиться визнавати - після відпрацювання токамаком свого ресурсу, мінімум тридцять років сам токамак та обладнання навкруг нього будуть недоступними для роботи персоналу, який міг би натомість відпрацьованого обладнання після його демонтажу створити новий енергетичний об'єкт. Тридцять років, це ясна річ не тисячі років, як в відпрацьованих АЕС. Але в нашому динамічному житті така втрата часу далеко не дрібниця, а велика розкіш, навряд чи прийнятна. Однак поки що, ніхто не знайшов рішення більш сприятливого, ніж ці тридцятирічні втрати майбутніх токамаків, якщо вони все ж будуть доведені до промислової реалізації. А враховуючи, що такого роду термоядерна енергетика замишляється як масове виробництво, не важко дійти висновку - про яке транжирство потенціалу часу (та й не тільки часу) в такому виробництві може йти мова. З цього приводу взагалі не ведуть розмову ті, кому це потрібно, і очевидно тільки через те, що відношення до перспективи токамаків постійно стає все більш скептичним, не зважаючи на грандіозний та дорогий експеримент ИТЕР, який не тільки не знижує цей скептицизм, але й мабуть стає головною його причиною. Бо, не було в науково-інженерній історії нічого подібного по суті невизначеності, як самої теорії, на основі якої все це замислювалось та здійснюється, так, тим більше, і стосовно впевненості в успішності завершення цього безпрецедентно дорогого та затяжного наукового дійства, кінець якого мало кому уявляється позитивним в осяжній перспективі. Вказані неприємності і негативи дейтерій-тритієвого синтезу примусили вести пошук і розробку проектів "без нейтронної" термоядерної реакції, паливом для якої слугує гелій-3 легкий ізотоп гелію. Перевага реакцій на гелії-3 в порівнянні з дейтерій-тритієвою реакцією в тому, що, по-перше, для неї не потрібні радіоактивні ізотопи як паливо, а, по-друге, отримана 8 UA 86307 U 5 10 15 20 енергія уноситься не з нейтронами, а з протонами, з яких виділити енергію буде легше. Єдина проблема - практична відсутність гелію-3 на Землі. Але гелій-3 є в місячному ґрунті. Тому, щоб мати джерела енергії після того, як підійдуть до кінця викопні види палива, космічні агентства різних країн розробляють плани будівництва на Місяці бази, яка буде переробляти місячний ґрунт (називається реголіт), добувати з нього гелій-3 і в зрідженому стані доставляти його на термоядерні електростанції на Землі. Одної тони гелія-3 вистачить, щоб забезпечити енергетичні потреби всього людства на декілька років, що окупить всі витрати на створення бази на Місяці. Ми не будемо наводити і розвивати критичні міркування стосовно цього екзотичного напрямку термоядерної енергетики. Визнаючи однак, що ідея використання гелію-3 цілком заслуговує на увагу, якби вдалося усунути і без того немалі проблеми термоядерної енергетики, які з місячним гелієм-3 виходять за межі земного простору. Але ж, наведена критична оцінка токамаків, вибухової термоядерної енергетики (запроектованої в вигляді КВС), та ідеї застосування гелію-3, так от ця оцінка дана не для того, щоб долучитись до значної общини критиків цих напрямків. Критиків, упевнених і запевняючих всіх і вся в абсолютній тупиковості цих науково-інженерних підходів. Ми використовуємо існуючий критичний фон, як унікальну можливість додаткової ілюстрації ефективності запропонованої корисної моделі, що вирішує (крім вище сказаного) ті задачі, яких науковоінженерна думка в сфері керованого термоядерного синтезу навіть не намагалась торкнутись. Мова про наступне. В таблиці 1 нижче представлені основні реакції термоядерного синтезу, про деякі з них вже йшла мова, де найбільш бажаною в перспективі вважається реакція дейтерію і тритію. Ось з неї і почнемо аналіз факторів, ніде, ніколи не зафіксованих, але які в нашому рішенні стають безпрецедентно ефективними. Таблиця 1 Реакція D+Т=Не4+n D+D=Не3+n D+D=T+p D+Не3=Не4+р Енергетичний вихід, q, (MeB) 17,6 3,27 4,03 18,4 25 30 35 40 45 50 Повертаємось до Фіг. 2, де показаний стан нашого реактора перед вибухом зарядного пристрою 3, що являє собою потрібну кількість дейтерію і тритію, які забезпечують реакцію термоядерного синтезу. В результаті цієї реакції утворюється гелій-4 і нейтронне випромінення. Так от, в нашому рішенні, цей найбільш негативний фактор (нейтронне випромінення), не тільки зникає, але й стає досить корисним. Зникає тому, що масив води, всередині якого це нейтронне випромінення відбувається, саме цей масив води поглинає нейтрони, захищаючи внутрішню поверхню стінок міцного корпусу 1 від руйнівного діяння потоку нейтронів. Тобто, вирішується задача, недоступна токамакам, з усіма позитивними наслідками. Що ж стосується додаткової корисності нейтронного опромінення в нашій корисній моделі, то вона полягає в утворенні в воді 2 дейтерію. В результаті того, що нейтрони, бомбардуючи ядра водню, захоплюються цими ядрами. Зрозуміло, що з кожним циклом здійснення запропонованого способу в нашому реакторі, кількість дейтерію в воді 2 буде збільшуватись. Тому, передбачається періодичний випуск води 2 з реактора 1, і заповнення його новою водою. Видалена ж вода використовується для виділення з неї дейтерію відомими технологіями. Таким чином, маємо рішення, де реактор термоядерного синтезу сам собі наробляє дейтерій для своєї ж роботи. Щоб відчути значимість цієї обставини, нагадаємо, що дейтерій отримують з важкої води, яка являється досить дорогим [3] продуктом (орієнтовно 19 доларів за грам в 2012 році ). Не можна не сказати про те, що при періодичній заміні води в реакторі 1, з нього видаляють і залишки вибухового пристрою 3, які накопичуються, осідаючи на дно реактора. Вище викладене дозволяє стверджувати, що наша корисна модель дає унікальний і безпрецедентний позитив, який полягає в забезпеченні досягнення теоретично неможливої межі - створення вічного двигуна. Більше цього, це навіть не вічний двигун, а дещо важливіше. Бо створюється технологія багатократно ефективніша від будь-якого іншого проекту керованого термоядерного синтезу. Тобто, коли виникає можливість створення енергетичної системи, яка не просто саму себе забезпечує енергоносієм, виробляючи енергію для зовнішніх потреб, але й здатна само інтенсифікувати цей процес, нарощуючи виробку енергії. Щоб обґрунтувати дане ствердження, повернемось до вищенаведеної таблиці 1 з чотирьох варіантів реакції термоядерного синтезу, з першої з яких "D+T=He4+n" ми почали аналіз запропонованої 9 UA 86307 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 технології. Так от, в нашому комплексі з n-ої кількості реакторів, можна задіяти всі інші реакції, розподіливши їх належним чином в цих реакторах. В результаті, після запуску цього комплексу реакторів, в процесі його функціонування буде здійснюватись постійне самовідновлення всіх компонентів, які необхідні для здійснення цих чотирьох реакцій. А саме, реакція "D+D=He3+n" дає гелій-3, реакція "D+D=T+p" дає тритій. Дейтерій же отримуємо з опроміненої нейтронами води 2, в процесі її періодичного випуску з реактора і відповідної обробки. Тобто відбувається самозабезпечення паливом процесу вироблення енергії з її надлишком, який іде на зовнішні потреби за межами генеруючої системи. Це загальні міркування, які ґрунтуються на сучасних знаннях. Але ці міркування необхідно теоретично і експериментально дослідити та проробити з урахуванням всіх обставин, як технологічного, так і конструктивного характеру, які виникають в запропонованому рішенні при його конкретному проектуванні. Це уже задача (по об'єму та складності питань, що виникають) для науки та інженерії найвищого рівня в сфері ядерної фізики. Не кажучи вже про вище відмічені особливості роботи реактора по запропонованому способу, де вода 2 підлягає температурним та силовим впливам, ніколи і ніде раніше не дослідженим. Що стосується самого реактора, то, як було відмічено, дослідження в Снєжинському ядерному центрі дозволяють стверджувати, що в нашому випадку ситуація буде (як максимум) не більш складною ніж в КВС, а вірогідніше за все - навіть спроститься. Бо не співставні рівні потужності термоядерних вибухів, а головне, що захист корпусу 1 від дій нейтронного опромінення може бути абсолютним при відповідній кількості води 2, яка поглинає нейтрони. Необхідно також відмітити, що в відношенні температурного режиму і силових впливів на корпус реактора немає якихось несподіваних і не вирішальних питань. Бо сучасний рівень матеріалознавства, маючи на увазі перш за все високоміцні та жаростійкі метали, значно переважають температурні та силові параметри, які будуть впливати на внутрішню поверхню стінок реактора. Що стосується зовнішнього конструктивного оформлення реактора, ясно, що тут можливості взагалі необмежені, маючи на увазі надання всій конструктивній системі тих габаритів, які з потрібною надійністю забезпечать абсолютну безпеку реактора, який сприймає всередині себе вплив вибухової реакції термоядерного синтезу. Відносно форми реактора, особливо устрою його внутрішнього простору, де здійснюється реакція термоядерного синтезу, необхідно відмітити, що ця форма може мати різну конфігурацію. Тобто, є не тільки форма куба, показана на креслені, але й кулі, що цілком може виявитись найбільш доцільним. Або циліндра, і різних інших конфігурацій. Більш чітка та обґрунтована відповідь на дане питання буде отримана в процесі відповідних теоретичних та експериментальних досліджень, про які неодноразово сказано в даному описі. Не можна виключити того, що в процесі проведення цих досліджень наші претензії на ідею "вічного двигуна" будуть скореговані в сторону протилежну від цієї "вічності". Однак ця обставина не змінить нині задекларований наукою позитив термоядерного синтезу, як джерело практично безмежної енергії на Землі і не тільки на Землі. Джерело, створення якого в нашій постановці і нашим способом, не має конкурентів з нині відомих рішень керованого термоядерного синтезу. Як вже відмічено, викладені міркування будуть уточнені та скореговані в результаті необхідних теоретичних та експериментальних досліджень. Але принципово, ці висновки і рекомендації не можуть бути спростовані, бо вони базуються на створеному наукою експериментально-теоретичному фундаменті ядерної фізики. При цьому представлений варіант використання чотирьох типів реакцій термоядерного синтезу не виключає можливість використання і інших реакцій цього типу, наприклад "Не3+Не-3=4Не+2р+12,8 МеВ" або "Т+Т=4Не+2n+11,332 МеВ". Так що, загальна кількість задіяних реакцій може бути збільшена з чотирьох (показаних в вище наведеній таблиці 1) до шести, і навіть більше, якщо проаналізувати всі можливості щодо цього. Але може бути і протилежний підхід, коли кількість таких реакцій, навпаки зменшується. Зокрема замість чотирьох, в цій таблиці залишається тільки дві реакції, показані нижче в таблиці 2. 50 Таблиця 2 Реакція D+D Не3+n D+Не3=Не4+р 55 Енергетичний вихід, q, (МэВ) 3,27 18.4 Однак, незважаючи на це, ідеологія самозабезпечення паливом в запропонованій технології зберігається. Тобто, зберігається самозабезпечення гелієм-3 і дейтерієм, але усуваються з енергетичного процесу тритій, який має радіоактивність, що створює певні проблеми. З якими потрібно буде так чи інакше мати справу, і приймати відповідні міри. В випадку ж вказаного 10 UA 86307 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 варіанта скороченої таблиці, отримуємо ідеальну термоядерну технологічну схему, яка повністю звільнена від радіоактивності. Хоч зрозуміло, що ця радіоактивна чистота пов'язана з зменшенням енергетичного виходу запропонованого рішення, в порівнянні з попередніми варіантами комбінацій типів реакцій термоядерного синтезу. Тому природно, в процесі передбачених досліджень та розробок, що включають і відповідні техніко-економічні обґрунтування, повинно бути вияснено - чому, коли і як потрібно віддавати перевагу. Але сам факт, що технологія в земних умовах (без замислу про видобуток гелію-3 на Місяці), забезпечує створення термоядерної енергетики абсолютно чистої в радіоактивному відношенні, так от цей результат не тільки новий, але й навіть не передбачався в жодній з відомих розробок по цій темі. Американське ж рішення 2-х міліметрових термоядерних капсул не приймаємо до уваги, як абсолютно нереальне для промислової енергетики (мінімум в 21-му столітті), про що свідчать основні висновки спеціалістів з ядерної фізики. Що стосується самонапрацювання палива в нашому способі, ця теза зустрічається і в інших джерелах інформації, присвячених цій темі. Однак такого (як у нас) сприяння цьому, ніхто не досягає, бо це пов'язане з усім, що викладено вище, і що додатково закріплює наступний абзац. Але представлена схема, в процесі теоретичних, і тим більше експериментальних досліджень, може бути скорегованою, в тому значенні, що реакція D+D рівно вірогідна, як в відношенні результату D+D=He3+n, так і D+D=T+p. А це означає, що в одному і тому ж реакторі будуть отримуватись обидва вказаних результати, порушуючи звільнення процесу від радіоактивного тритію. Чи вдасться захиститись від цього, сьогодні важко передбачити. Але, навіть якщо не вдасться, це буде означати, що в відношенні проблеми тритію наш спосіб все одно буде ефективнішим від будь-якого відомого підходу в вирішенні проблеми термоядерного синтезу. Бо в нашому рішенні забезпечується найбільш ефективний захист корпусу реактора від радіаційного впливу, який поглинається перш за все водою, що заповнює цей корпус. Однак все вище сказане не тільки не усуває, але й спонукає до висновку, який максимально забезпечує безнейтронний термоядерний синтез, хоч і має певні залишки традиційних проблем. Йдеться про наступний варіант нашої технології. Погляньмо на проблему з позиції не окремого енергетичного об'єкта, який працює по нашій технології, назвемо такий об'єкт (об'єкти) ТЯЕС, тобто термоядерна електростанція, хоч, як було вище показано, можуть бути і інші варіанти призначення - типу теплоенергетичних виробництв для забезпечення теплопостачання будинків і інших споруд. Так от, маємо (в будьякому регіоні) декілька ТЯЕС, наприклад п'ять. Одна з цих електростанцій працює по технологічній схемі, варіант якої передбачає всі чотири типи реакцій термоядерного синтезу, представлених в таблиці 1, що однак не виключає і більшу кількість типів таких реакцій, про що також йшла мова. Отже, маємо ТЯЕС, яка виробляє електроенергію, і наробляє паливо сама собі для власного функціонування. Причому наробляє паливо не тільки для себе, але й для зовнішніх потреб, тобто для інших ТЯЕС, яких в нашому прикладі мається (крім позначеної електростанції) ще чотири. Перша, позначена електростанція (так її і назвемо перша) виробляє всі види термоядерного палива -дейтерій, тритій, гелій-3. І ця ж перша ТЯЕС сама споживає ці види палива для свого функціонування. Але цього загального палива повинно бути більше, ніж потрібно для першої ТЯЕС. Тобто повинні бути надлишки такого палива, яких має бути достатньо для роботи інших чотирьох ТЯЕС. Більше того, ми з цих надлишків для цих чотирьох ТЯЕС вибираємо тільки гелій-3 та дейтерій. В результаті кожна з чотирьох електростанцій працює тільки на двох типах реакції термоядерного синтезу, а саме - на "Не3+Не3=4Не+2р+12,8 МеВ" і на "D+Не3=Не4+р+8,4 МеВ". А це означає технологічний ідеал, до кякого марно намагається добратися ядерна фізика, щоб і термоядерну енергію отримати, і звільнитись від проблеми радіоактивного забруднення. На чотирьох з п'яти наших ТЯЕС цей ідеал забезпечується в повній мірі. І маємо одну ТЯЕС, першу, де фактор радіоактивного забруднення через тритій залишається. Але ж одна ТЯЕС, це не всі п'ять електростанцій. І ця одна перша електростанція, маючи негатив радіоактивного забруднення через тритій, все одно (ця перша) значно переважає будь-які інші варіанти відомих рішень об'єктів термоядерного синтезу, про що вже йшла мова вище. Отже, в підсумку, ми показали можливість створити термоядерну енергетику не на всі 100, але все ж на 75 % бажаного без нейтронного ідеалу. Не забуваючи при цьому, що майбутні розробки і дослідження наших підходів, не виключають можливість ще більше наблизитись до повного безнейтронного ідеалу. На завершення - загальний висновок та міркування про майбутнє. Маємо підстави стверджувати, що винайдені підходи до вирішення проблеми керованого термоядерного синтезу, що не піддається світовій науці та інженерії ось уже понад 60 років. Продовженням на основі цієї корисної моделі, та її вдосконаленням, повинні бути відповідні розробки та дослідження, які дозволять вирішити найбільш важливу науково-інженерну 11 UA 86307 U 5 10 15 20 25 30 35 40 проблему сучасності, перетворюючи принципове вирішення цієї задачі в реальне впровадження її в промислову енергетику. Тому, ми зробимо все від нас залежне, щоб влада та бізнес усвідомили зміст сказаного і здійснили необхідне для реалізації цього задуму. Зрозуміло, що в процесі цієї реалізації будуть виникати нові і несподівані рішення та знахідки, які не тільки посилять та вдосконалять наші підходи. Але й створять принципово нову галузь глобальної енергетики, що буде охоплювати всю економіку світу в усіх її іпостасях та проявах, і не тільки в межах Земного простору. Ситуація для здійснення вище сказаного складається виключно сприятливою. Буквально в ці дні, досягнута домовленість між Росією і Україною про сумісну наукову діяльність. 24 травня 2013 року відбулась зустріч делегації Фонду "Сколково", очоленої співголовою Консультативної наукової ради Фонду "Сколково" Жоресом Алферовим, і Прем'єр-міністра України Миколи Азарова. Головним підсумком зустрічі стала домовленість сторін про включення представників України в наукову і індустріальну раду російського інноваційного центра. "У наукової ради достатньо кваліфікації, щоб вибирати проекти, які являються найбільш ефективними для економіки України і Росії. У зв'язку з цим ми пропонуємо представникам України увійти в наукову і індустріальну раду." - відмітив Жорес Алферов. Він підкреслив, що "Сколково" має хороший досвід комерціалізації проектів, нагадавши, що сьогодні вкрай важливо розвивати вітчизняне виробництво за рахунок власних технологій та фактично відвойовувати внутрішні ринки, випереджаючи таким чином розвинуті країни. "Сколково" - це не територія, а ідеологія. Для нас надзвичайно важливо, як реалізувати в Україні цю ідеологію. А тому нам необхідно разом працювати. Наука не має кордонів. І саме головне, що українська та російська науки дуже тісно пов'язані." - заявив Микола Азаров. Відмітивши, що нові технології здатні збільшувати ВВП не на проценти, а в рази. "Сколково" науково-технологічний інноваційний комплекс" в Москві по розробці та комерціалізації нових технологій. Перший в пострадянський час в Росії споруджується "з нуля" наукоград. В комплексі забезпечені особливі економічні умови для компаній, що працюють в пріоритетних галузях модернізації економіки Росії: телекомунікації і космос, біомедичні технології, енергоефективність, інформаційні технології, а також ядерні технології. Однак, справа не повинна орієнтуватись, і тим більше, обмежуватись, тільки вище сказаним. В Росії і в Україні достатньо можливостей залучати до цієї тематики і інші наукові сили - роботи всім вистачить. Перш за все йдеться про Снєжинський центр ядерних досліджень, який визначив вибухову дейтерієву енергетику і залишається найбільш потужною науковоінженерною базою цього напрямку. Не чіпаючи вище сказане стосовно цього, все ж зауважимо, що наші підходи ідеологію ВДЕ піднімають на рівень, що дозволяє стверджувати про безпрецедентну перевагу над всім, що досягнуто в сфері вирішення проблеми керованого термоядерного синтезу. Тому поєднання цього фактора з напрацюваннями Снєжинського ядерного центра дало б максимальний ефект в усіх змістах позитивності, що забезпечується запропонованою корисною моделлю. Причому, сказане не виключає і навіть передбачає доцільність участі ВНИИ технічної фізики (Снєжинськ, Челябінська область) в науково-дослідній діяльності з запропонованої тематики, яка б організаційно, фінансово і по всіх інших суттєвих факторах (йдеться перш за все про науково-інженерну сторону справи), була безпосередньо пов'язана і координована з діяльністю науково-технологічного інноваційного комплексу "Сколково". 45 ФОРМУЛА КОРИСНОЇ МОДЕЛІ 50 55 1. Спосіб здійснення керованого термоядерного синтезу, що включає періодичні вибухи термоядерного вибухового пристрою всередині реактора в вигляді міцного корпусу, в якому є вода, що перетворюють в пару, яку використовують для належних потреб, який відрізняється тим, що міцний корпус заповнюють водою, яка при будь-якому агрегатному стані залишається певний час в межах внутрішнього простору міцного корпусу, через який здійснюють відбір теплоти, акумульованої всередині цього корпусу. 2. Спосіб за п. 1, який відрізняється тим, що спосіб реалізують в n-ій кількості реакторів, вибух термоядерного пристрою в яких здійснюють в потрібній послідовності, та в яких може бути різний тип реакції термоядерного синтезу. 3. Спосіб за п. 2, який відрізняється тим, що періодично, частково чи повністю, воду в реакторах замінюють новою водою, а видалена вода з реакторів, де виникало нейтронне опромінення в процесі вибуху термоядерного вибухового пристрою, або відбувалось насичення 12 UA 86307 U води тритієм, використовують термоядерного синтезу. для виділення з неї компонентів, гідних для реакції Комп’ютерна верстка І. Мироненко Державна служба інтелектуальної власності України, вул. Урицького, 45, м. Київ, МСП, 03680, Україна ДП “Український інститут промислової власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 13