Управляемый термоядерный синтез | это... Что такое Управляемый термоядерный синтез? (original) (raw)

Солнце — природный термоядерный реактор

Управляемый термоядерный синтез (УТС) — синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерных взрывных устройствах), носит управляемый характер. Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной энергетики тем, что в последней используется реакция распада, в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий(2H) и тритий (3H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 (3He) и бор-11 (11B).

Содержание

История проблемы

Впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик Лаврентьев О. А.[1][2]. Кроме него важный вклад в решение проблемы внесли такие выдающиеся физики, как А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм[1][2], а также Л. А. Арцимович, возглавлявший советскую программу по управляемому термоядерному синтезу с 1951 года.

Исторически вопрос управляемого термоядерного синтеза на мировом уровне возник в середине XX века. Известно, что И. В. Курчатов в 1956 году высказал предложение о сотрудничестве учёных-атомщиков разных стран в решении этой научной проблемы. Это произошло во время посещения Британского ядерного центра «Харуэлл» (англ.).

Типы реакций

Реакция синтеза заключается в следующем: два или больше атомных ядра в результате применения некоторой силы сближаются настолько, чтобы силы, действующие на таких расстояниях, преобладали над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего формируется новое ядро. При создании нового ядра выделится большая энергия сильного взаимодействия. По известной формуле E=mc², высвободив энергию, система нуклонов потеряет часть своей массы. Атомные ядра, имеющие небольшой электрический заряд, проще свести на нужное расстояние, поэтому тяжелые изотопы водорода являются одними из лучших видов топлива для реакции синтеза.

Установлено, что смесь двух изотопов, дейтерия и трития, требует менее всего энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надежнее контролироваться, или, что более важно, производить меньше нейтронов. Особенный интерес вызывают так называемые «безнейтронные» реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на вывод из эксплуатации и утилизацию. Проблемой остается то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому D-T реакция считается только необходимым первым шагом.

Схема реакции дейтерий-тритий

Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

Самая легко осуществимая реакция — дейтерий + тритий:

2H + 3H = 4He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ (мегаэлектронвольт).

Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты дешевы. Недостаток — выход нежелательной нейтронной радиации.

Два ядра: дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона:

{}^{2}_{1}\mbox{H} + {}^{3}_{1}\mbox{H} \rightarrow {}^{4}_{2}\mbox{He} + {}^{1}_{0}\mbox{n} + 17,6 \mbox{ MeV}.

Токамак (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками) — тороидальная установка для магнитного удержания плазмы. Плазма удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать её температуру, а специально создаваемым магнитным полем. Особенностью токамака является использование электрического тока, протекающего через плазму для создания тороидального поля, необходимого для равновесия плазмы.

Реакция дейтерий + гелий-3

Существенно сложнее, на пределе возможного, осуществить реакцию дейтерий + гелий-3

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

Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3, кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах в настоящее время не производится. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях; или добыт на Луне.

Сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением _nT_τ (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция D-3He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T.

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)

Также возможны реакции между ядрами дейтерия, они идут немного труднее реакции с участием гелия-3:

\mathrm{D} + \mathrm{D} \ \rightarrow \ \mathrm{p} + \mathrm{T} + 4{,}032 \; \mathrm{MeV}.

\mathrm{D} + \mathrm{D} \ \rightarrow \ \mathrm{n} + {}^3\!\,\mathrm{He} + 3{,}268 \; \mathrm{MeV}.

В дополнение к основной реакции в ДД-плазме также происходят:

\mathrm{p} + \mathrm{D} \ \rightarrow \ {}^3\!\,\mathrm{He} + \gamma + 5{,}4 \; \mathrm{MeV}.

\mathrm{p} + \mathrm{T} \ \rightarrow \ {}^4\!\,\mathrm{He} + \gamma + 19{,}814 \; \mathrm{MeV}.

\mathrm{D} + \mathrm{T} \ \rightarrow \ \mathrm{n} + {}^4\!\,\mathrm{He} + 17{,}589 \; \mathrm{MeV}.

\mathrm{D} + \! ^3\mathrm{He} \ \rightarrow \ \mathrm{p} + {}^4\!\,\mathrm{He} + 18{,}353 \; \mathrm{MeV}.

{}^3\!\,\mathrm{He} + \! ^3\mathrm{He} \ \rightarrow \ 2 \,\mathrm{p} + \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 12{,}86 \; \mathrm{MeV}.

\mathrm{T} + \mathrm{T} \ \rightarrow \ 2 \,\mathrm{n} + {}^4\!\,\mathrm{He} + 11{,}332 \; \mathrm{MeV}.

Эти реакции медленно протекают параллельно с реакцией дейтерий + гелий-3, а образовавшиеся в ходе них тритий и гелий-3 с большой вероятностью немедленно реагируют с дейтерием.

Другие типы реакций

Возможны и некоторые другие типы реакций. Выбор топлива зависит от множества факторов — его доступности и дешевизны, энергетического выхода, лёгкости достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и т. д.

«Безнейтронные» реакции

Наиболее перспективны так называемые «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Реакция дейтерий + гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода.

\mathrm{D} + \! ^3\mathrm{He} \ \rightarrow \ \mathrm{p} + {}^4\!\,\mathrm{He} + 18{,}353 \; \mathrm{MeV}.

\mathrm{D} + \! ^6\mathrm{Li} \ \rightarrow \ 2 \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 22{,}4 \; \mathrm{MeV}.

\mathrm{p} + \! ^6\mathrm{Li} \ \rightarrow {}^4\!\,\mathrm{He} + {}^3\!\,\mathrm{He} + 4{,}0 \; \mathrm{MeV}.

{}^3\!\,\mathrm{He} + \! ^6\mathrm{Li} \ \rightarrow \ \mathrm{p} + 2 \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 16{,}9 \; \mathrm{MeV}.

{}^3\!\,\mathrm{He} + \! ^3\mathrm{He} \ \rightarrow \ 2 \,\mathrm{p} + \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 12{,}86 \; \mathrm{MeV}.

\mathrm{p} + \! ^7\mathrm{Li} \ \rightarrow \ 2 \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 17{,}2 \; \mathrm{MeV}.

\mathrm{p} + \! ^1\! ^1\mathrm{B} \ \rightarrow \ 3 \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 8{,}7 \; \mathrm{MeV}.

Реакции на лёгком водороде

Стоит отметить, что протон-протонные реакции синтеза, идущие в звёздах, не рассматриваются как перспективное термоядерное горючее. Протон-протонные реакции идут через слабое взаимодействие с излучением нейтрино, и по этой причине требуют астрономических размеров реактора для сколь-либо заметного энерговыделения.

p + p → ²D + e+ + νe + 0.4 Мэв

Условия

Ядерная реакция лития-6 с дейтерием 6Li(d,α)α

Управляемый термоядерный синтез возможен при одновременном выполнении двух условий:

T > 108 K (для реакции D-T).

_n_τ > 1014 см−3·с (для реакции D-T),

где n — плотность высокотемпературной плазмы, τ — время удержания плазмы в системе.

От значения этих двух критериев в основном зависит скорость протекания той или иной термоядерной реакции.

В настоящее время (2012) управляемый термоядерный синтез ещё не осуществлён в промышленных масштабах. Строительство международного экспериментального термоядерного реактора (ITER) находится в начальной стадии.

Термоядерная энергетика и гелий-3

Запасы гелия-3 на Земле составляют в атмосфере около 50 000 т[источник не указан 619 дней] и гораздо больше в литосфере, на Луне он находится в значительном количестве: до 10 млн тонн (по минимальным оценкам — 500 тысяч тонн[источник не указан 683 дня]). В то же время его можно легко получать и на Земле из широко распространённого в природе лития-6 на существующих ядерных реакторах деления.

Наиболее простым способом осуществления термоядерной реакции является синтез дейтерия и трития с выделением гелия-4 и «быстрого» нейтрона:

D + T → 4He (3,5 МэВ) + n (14,1 МэВ).

Однако при этом бо́льшая часть (более 80 %) выделяемой кинетической энергии приходится именно на нейтрон. В результате столкновений осколков с другими атомами эта энергия преобразуется в тепловую. Помимо этого, быстрые нейтроны создают значительное количество радиоактивных отходов. В отличие от этого, синтез дейтерия и гелия-3 почти не производит радиоактивных продуктов:

D + 3He → 4He (3,7 МэВ) + p (14,7 МэВ), где p — протон.

Это позволяет использовать более простые и эффективные системы преобразования кинетической реакции синтеза, такие как магнитогидродинамический генератор.

Конструкции реакторов

Существуют две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза, разработки которых продолжаются в настоящее время (2012):

  1. Квазистационарные системы (\tau \ge 1 c, n \ge 10^{14} cm^{-3} \,\!) в которых нагрев и удержание плазмы осуществляется магнитным полем при относительно низком давлении и высокой температуре. Для этого применяются реакторы в виде токамаков, стеллараторов (торсатронов) и зеркальных ловушек, которые отличаются конфигурацией магнитного поля. К квазистационарным реакторам относится реактор ITER, имеющий конфигурацию токамака.
  2. Импульсные системы (\tau \sim 10^{-8} c, n \ge 10^{22} cm^{-3} \,\!). В таких системах управляемый термоядерный синтез осуществляется путем кратковременного нагрева небольших мишеней, содержащих дейтерий и тритий, сверхмощными лазерными лучами или пучками высокоэнергичных частиц (ионов, электронов). Такое облучение вызывает последовательность термоядерных микровзрывов.

Первый вид термоядерных реакторов намного лучше разработан и изучен, чем второй.

В ядерной физике, при исследованиях термоядерного синтеза, для удержания плазмы в некотором объёме используется магнитная ловушка — устройство, удерживающее плазму от контакта с элементами термоядерного реактора. Магнитная ловушка используется в первую очередь как теплоизолятор. Принцип удержания плазмы основан на взаимодействии заряженных частиц с магнитным полем, а именно на спиральном вращении заряженных частиц вдоль силовых линий магнитного поля. Однако, намагниченная плазма очень нестабильна. В результате столкновений заряженные частицы стремятся покинуть магнитное поле. Поэтому для создания эффективной магнитной ловушки используются мощные электромагниты, потребляющее огромное количество энергии или применяющие сверхпроводники.[источник не указан 752 дня]

Радиационная безопасность

Question book-4.svg В этом разделе не хватает ссылок на источники информации. Информация должна быть проверяема, иначе она может быть поставлена под сомнение и удалена.Вы можете отредактировать эту статью, добавив ссылки на авторитетные источники.Эта отметка установлена 12 мая 2011.

Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нем радиоактивных веществ сравнительно невелико. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии, тоже мала и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера и оболочка криостата должны быть герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектирования ITER большое внимание уделялось радиационной безопасности как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.

Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:

Для того, чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, необходима специальная система вентиляции которая должна поддерживать в здании реактора пониженное давление. Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.

При строительстве реактора, ITER например, где только возможно, будут применяться материалы, уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому, наведённая радиоактивность будет сравнительно небольшой. В частности, даже в случае отказа систем охлаждения, естественной конвекции будет достаточно для охлаждения вакуумной камеры и других элементов конструкции.

Оценки показывают, что даже в случае аварии радиоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.

Цикл топлива

Реакторы первого поколения будут, вероятнее всего, работать на смеси дейтерия и трития. Нейтроны, которые появляются в процессе реакции, поглотятся защитой реактора, а выделяющееся тепло будет использоваться для нагревания теплоносителя в теплообменнике, и эта энергия, в свою очередь, будет использоваться для вращения генератора.

{}^6_3\mathrm{Li} \ + \ ^1_0\mathrm{n} \ \rightarrow \ ^3_1\mathrm{T} \ + \ ^4_2\mathrm{He}.

{}^7_3\mathrm{Li} \ + \ ^1_0\mathrm{n} \ \rightarrow \ ^3_1\mathrm{T} \ + \ ^4_2\mathrm{He} + \ ^1_0\mathrm{n}.

Реакция с 6Li является экзотермической, обеспечивая получение небольшой энергии для реактора. Реакция с 7Li является эндотермической — но не потребляет нейтронов[4]. По крайней мере, некоторые реакции 7Li необходимы для замены нейтронов, потерянных в реакции с другими элементами. Большинство конструкций реактора используют естественные смеси изотопов лития.

Это топливо имеет ряд недостатков:

Существуют, в теории, альтернативные виды топлива, которые лишены указанных недостатков. Но их использованию препятствует фундаментальное физическое ограничение. Чтобы получить достаточное количество энергии из реакции синтеза, необходимо удерживать достаточно плотную плазму при температуре синтеза (108 K) на протяжении определенного времени. Этот фундаментальный аспект синтеза описывается произведением плотности плазмы n на время содержания нагретой плазмы τ, что требуется для достижения точки равновесия. Произведение _n_τ зависит от типа горючего и является функцией температуры плазмы. Из всех видов горючего дейтерий-тритиевая смесь требует самого низкого значения _n_τ, по меньшей мере на порядок, и самую низкую температуру реакции, по меньшей мере в 5 раз. Таким образом, D-T реакция является необходимым первым шагом, однако использование других видов горючего остается важной целью исследований.[источник не указан 752 дня]

Реакция синтеза в качестве промышленного источника электроэнергии

Энергия синтеза рассматривается многими исследователями (в частности, Кристофером Ллуэллин-Смитом) в качестве «естественного» источника энергии в долгосрочной перспективе. Сторонники коммерческого использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:

Стоимость электроэнергии в сравнении с традиционными источниками

Критики указывают, что вопрос о рентабельности ядерного синтеза в производстве электроэнергии в общих целях остается открытым. В том же исследовании, проведённом по заказу Бюро науки и техники британского парламента, указывается, что себестоимость производства электроэнергии с использованием термоядерного реактора будет, вероятно, в верхней части спектра стоимости традиционных источников энергии. Много будет зависеть от доступной в будущем технологии, структуры и регулирования рынка. Стоимость электроэнергии напрямую зависит от эффективности использования, длительности эксплуатации и стоимости утилизации реактора[7].

Отдельно стоит вопрос стоимости исследований. Страны Евросоюза тратят около 200 млн евро ежегодно на исследования, и прогнозируется, что нужно еще несколько десятилетий, пока промышленное использование ядерного синтеза станет возможным. Сторонники альтернативных неядерных источников электроэнергии считают, что было бы целесообразнее направить эти средства на внедрение возобновляемых источников электроэнергии.[источник не указан 1095 дней]

Доступность коммерческой энергии ядерного синтеза

Несмотря на распространённый оптимизм (с начала первых исследований 1950-х годов), существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены. Неясным является даже то, насколько может быть рентабельным производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя наблюдается постоянный прогресс в исследованиях, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, способного выдержать нейтронную бомбардировку, которая, как оценивается, должна быть в 100 раз интенсивнее, чем в традиционных ядерных реакторах. Тяжесть проблемы усугубляется тем, что сечение взаимодействия нейтронов с ядрами с ростом энергии перестаёт зависеть от числа протонов и нейтронов и стремится к сечению атомного ядра — и для нейтронов энергии 14 МэВ просто не существует изотопа с достаточно малым сечением взаимодействия. Это обуславливает необходимость очень частой замены конструкций D-T и D-D реактора и снижает его рентабельность настолько, что стоимость конструкций реакторов из современных материалов для этих двух типов оказывается больше стоимости произведённой на них энергии. Решения возможны трёх типов[источник не указан 752 дня]:

  1. Отказ от чистого ядерного синтеза и употребление его в качестве источника нейтронов для деления урана или тория.
  2. Отказ от D-T и D-D синтеза в пользу других реакций синтеза (например D-He).
  3. Резкое удешевление конструкционных материалов или разработка процессов их восстановления после облучения. Требуются также гигантские вложения в материаловедение, но перспективы неопределённые.

Побочные реакции D-D (3 %) при синтезе D-He осложняют изготовление рентабельных конструкций для реактора, но не невозможны на современном технологическом уровне.

Различают следующие фазы исследований:

1. Равновесие или режим «перевала» (Break-even): когда общая энергия, выделяемая в процессе синтеза, равна общей энергии, затраченной на запуск и поддержку реакции. Это соотношение помечают символом Q.

2. Пылающая плазма (Burning Plasma): промежуточный этап, на котором реакция будет поддерживаться главным образом альфа-частицами, которые продуцируются в процессе реакции, а не внешним подогревом. Q ≈ 5. До сих пор (2012) не достигнут.

3. Воспламенение (Ignition): стабильная самоподдерживающаяся реакция. Должна достигаться при больших значениях Q. До сих пор не достигнуто.

Макет реактора ITER. Масштаб 1:50

Следующим шагом в исследованиях должен стать Международный термоядерный экспериментальный реактор (International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER). На этом реакторе планируется провести исследование поведения высокотемпературной плазмы (пылающая плазма с Q ~ 30) и конструктивных материалов для промышленного реактора.

Окончательной фазой исследований станет DEMO: прототип промышленного реактора, на котором будет достигнуто воспламенение, и продемонстрирована практическая пригодность новых материалов. Самые оптимистичные прогнозы завершения фазы DEMO: 30 лет. Учитывая ориентировочное время на построение и введение в эксплуатацию промышленного реактора, нас отделяет ~40 лет от промышленного использования термоядерной энергии.[источник не указан 1095 дней]

Существующие токамаки

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

Ссылки

Интересные факты

См. также

Примечания

  1. ↑ 1 2 Бондаренко Б. Д. «Роль О. А. Лаврентьева в постановке вопроса и инициировании исследований по управляемому термоядерному синтезу в СССР» // УФН 171, 886 (2001).
  2. ↑ 1 2 Отзыв А. Д. Сахарова, опубликованный в разделе «Из Архива Президента Российской Федерации». УФН 171, 902 (2001), стр. 908.
  3. ↑ В ранних термоядерных боеприпасах США использовался также и дейтерид природного лития, содержащего в основном изотоп лития с массовым числом 7. Он также служит источником трития, но для этого нейтроны, участвующие в реакции, должны иметь энергию 10 МэВ и выше.
  4. ↑ Термоядерные электростанции безнейтронного цикла (например, D + 3He → p + 4He + 18,353 МэВ) c МГД-генератором на высокотемпературной плазме;
  5. ↑ Е. П. Велихов, С. В. Путвинский Термоядерный реактор. Fornit (22 октября 1999 года). — Доклад от 22.10.1999, выполненный в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists. Архивировано из первоисточника 5 февраля 2012. Проверено 16 января 2011.
  6. ↑ (англ.) Postnote: Nuclear Fusion, 2003
  7. ↑ EFDA | European Fusion Development Agreement
  8. ↑ Tore Supra
  9. ↑ Tokamak Fusion Test Reactor
  10. ↑ Princeton Plasma Physics Laboratory Overview
  11. ↑ MIT Plasma Science & Fusion Center: research>alcator>
  12. ↑ Home - Fusion Website
  13. ↑ Fusion Plasma Research
  14. ↑ The Artificial Sun-中安在线-english
  15. ↑ Термояд вышел из нуля — Газета. Ru
  16. ↑ Информация о фильме «Человек-паук 2» («Spider-Man 2») — Кинотеатр «Космос»
Просмотр этого шаблона Ядерные технологии
Инженерия Ядерная физика · Деление ядра · Термоядерная реакция · Излучение · Ионизирующее излучение · Атомное ядро · Ядерная безопасность · Ядерная химия
Материалы Ядерное топливо · Отработанное ядерное топливо · Ядерное топливное сырье · Торий · Уран (Обогащение урана • Обеднённый уран) · Плутоний · Дейтерий · Тритий
Ядерная энергия Главные темы Ядерный реактор · Радиоактивные отходы · Управляемый термоядерный синтез · Ядерная силовая установка · Ядерный двигатель (Ядерный ракетный двигатель) · Радиоизотопный термоэлектрический генератор Типы реакторов Инерциальный синтез · Корпусной ядерный реактор · Кипящий водо-водяной реактор · 4-го поколения · Реактор на быстрых нейтронах · Магноксовый · Водо-водяной ядерный реактор · Графито-газовый ядерный реактор · Газоохлаждаемый быстрый · Реактор с жидкометаллическим теплоносителем · На бегущей волне · Со свинцовым теплоносителем · Реактор на расплавах солей · Тяжеловодный ядерный реактор · Сверхкритический водоохлаждаемый · Сверхвысокотемпературный · С гранулированным топливом · Интегральный быстрый реактор · SSTAR
Ядерная медицина Медицинская визуализация Позитронно-эмиссионная томография · Однофотонная эмиссионная компьютерная томография (ОФЭКТ) · Гамма-камера Терапия Радиобиология опухолей · Томотерапия · Протонная терапия · Брахитерапия · Нейтрон-захватная терапия
Ядерное оружие История · Разработка · Ядерная война · Ядерная гонка · Ядерный взрыв (Поражающие факторы ядерного взрыва) · Ядерное испытание · Перевозка · распространение Ядерный клуб · Список ядерных испытаний
Просмотр этого шаблона Энергетика структура по продуктам и отраслям
Электроэнергетика: электроэнергия Традиционная Тепловые электростанции Конденсационная электростанция (КЭС) • Теплоэлектроцентраль (ТЭЦ) Гидроэнергетика Гидроэлектростанция (ГЭС) • Гидроаккумулирующая электростанция (ГАЭС) Атомная Атомная электростанция (АЭС) • Плавучая атомная электростанция (ПАТЭС) Альтернативная Геотермальная Геотермальные электростанции (ГеоТЭС) Гидроэнергетика Малые гидроэлектростанции (МГЭС) • Приливные электростанции (ПЭС) • Волновые электростанции • Осмотические электростанции Ветроэнергетика Ветряные электростанции (ВЭС) Солнечная Солнечные электростанции (СЭС) Водородная Водородные электростанции • Установки на топливных элементах Биоэнергетика Биоэлектростанции (БиоТЭС) Малая Дизельные электростанции • Газопоршневые электростанции • Газотурбинные установки малой мощности • Бензиновые электростанции Электрическая сеть Электрические подстанции • Линии электропередачи (ЛЭП) • Опоры линий электропередачи Energetics symbol.svg
Теплоснабжение: теплоэнергия Централизованное Теплоэлектроцентрали (ТЭЦ) • Котельные • Атомные электростанции (АЭС) • Атомные электростанции теплоснабжения (АСТ) • Геотермальные электростанции (ГеоТЭС) • Биоэлектростанции (БиоТЭС) Децентрализованное Малые котельные • Мини-ТЭЦ • Телонасосные установки • Электронагреватели • Печи Тепловая сеть Тепловые пункты • Теплотрассы
Топливная промышленность: топливо Органическое Газообразное Природный газ • Генераторный газ • Коксовый газ • Доменный газ • Продукты перегонки нефти • Газ подземной газификации • Синтез-газ Жидкое Нефть • Бензин • Керосин • Соляровое масло • Мазут Твёрдое Ископаемое Бурый уголь • Каменный уголь • Антрацит • Горючий сланец • Торф Растительное Дрова • Древесные отходы • Биомасса Искусственное Древесный уголь • Пеллеты • Кокс (каменноугольный, торфяной, полукокс) • Углебрикеты • Отходы углеобогащения Ядерное Уран • MOX-топливо
Перспективнаяэнергетика: Энергетика Термоядерная энергетика • Космическая энергетика Топливо Плутоний • Торий • Дейтерий • Тритий • Гелий-3 • Бор-11
Портал: Энергетика