В прошлый раз мы выяснили, что описание пятого технологического уклада не является точным. Теперь же следует понять, как по-настоящему должен выглядеть этот самый пятый уклад, начиная с его энергетической первоосновы и связанной с ней транспортной системы.

Что касается энергетики, то единственное осмысленное предположение, озвученное в этой связи, — это что пятому укладу должна соответствовать атомная энергия.

Да, она появилась ещё в эпоху четвёртого технологического уклада, но это не должно нас смущать: к примеру, нефть стала «кровью экономики» при четвёртом укладе, но вполне себе использовалась также при втором и третьем. Использование использованию рознь: для стандартного парового двигателя, как и вообще для большинства двигателей внешнего сгорания, почти нет разницы между разными видами органического топлива. Тепловые электростанции при третьем укладе также могут быть адаптированы к потреблению нефтепродуктов. Но лишь для четвёртого технологического уклада «земляное масло» становится почти незаменимым базовым ресурсом.

То же самое можно сказать относительно атомной энергии: само по себе появление АЭС ещё не означает, что следующий технологический уклад уже наступил. Нужны не просто ядерные реакторы, нужны реакторы определённого типа плюс глобальная система атомной энергетики: именно «атом» должен давать основную часть энергии, в том числе для транспорта Для того чтобы энергетической основой экономики стала атомная энергия, необходимо овладение технологией замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Чтобы прояснить суть проблемы, придётся коснуться устройства ядерных реакторов.

Современная атомная энергетика: почему она неполноценна

Промышленные реакторы, как правило, работают на уране. Нейтрон, попадая в ядро атома урана, провоцирует его распад: оно делится на несколько фрагментов, среди которых, кроме меньших по массе атомных ядер, имеется и некоторое количество нейтронов. Все фрагменты распавшегося ядра быстро движутся и, тормозясь в ходе столкновений с другими частицами, передают им свою кинетическую энергию, то есть вещество в целом нагревается. Это тепло используется так же, как тепло сгорания топлива в тепловых электростанциях: передаётся теплоносителю, который крутит турбину генератора.

Особое значение имеют выделяющиеся при распаде нейтроны — они ведь способны вызвать (но не всегда вызывают) распад следующих ядер атомов урана: происходит цепная реакция. Если «коэффициент размножения» нейтронов меньше единицы — реакция затухает. Если заметно больше — реакция идёт с нарастанием, происходит ядерный взрыв (соответственно, в реакторе этого допускать нельзя ни в коем случае). Если же почти равен ей, то имеет место самоподдерживающаяся ядерная реакция, при которой топливная сборка генерирует энергию, но не перегревается.

Цепная ядерная реакция с нарастанием. Её результатом становится ядерный взрыв.

Управляемая цепная реакция: коэффициент размножения равен единице.

При этом уран для АЭС нужен отнюдь не любой. Природный уран состоит из двух основных изотопов. Более тяжёлый уран-238 и более лёгкий уран-235 (есть и «сверхлёгкий» уран-234, но его в силу крайне малого количества обычно нет смысла учитывать). Напомним, что изотопы — это атомные ядра с одинаковым числом протонов и потому полностью совпадающие по химическим свойствам, но с разным числом нейтронов и потому различающиеся по физическим свойствам (хотя и довольно слабо). Зато их ядерно-физические свойства обычно различаются очень значительно. Любой изотоп урана радиоактивен. Однако период полураспада урана-238 — около 4 с половиной миллиардов лет, а вот урана-235 — всего лишь около 700 миллионов. Так как все тяжёлые элементы Солнечной системы — тяжелее железа — «сварились» одновременно во вспышке древней сверхновой, то неудивительно, что к настоящему моменту более долгоживущего изотопа осталось куда больше. Урана-238 на Земле примерно в 150 раз больше, чем урана-235: более лёгкого изотопа в составе природного урана всего около 0,7%. Однако именно этот редкий изотоп подходит для использования в качестве ядерного топлива на АЭС. Уран-238 для АЭС классического типа бесполезен.

Проблему того, что из 150 атомов урана лишь один является собственно «топливом», решали разными способами. Существуют АЭС на природном уране. Вот только для того, чтобы использовать столь «низкокалорийное» ядерное топливо, АЭС должна быть более сложной конструкции, кроме того, в качестве замедлителя нейтронов в этом случае используется дорогостоящая тяжёлая вода. Поэтому обычно уран предварительно обогащают по 235-му изотопу.

Степень обогащения бывает разная. В низкообогащённом уране (НОУ) 235-го изотопа может содержаться 2, 3, 4,5, обычно до 6%. Этого достаточно для стандартных АЭС. Для малых реакторов корабельного типа нужна гораздо более высокая степень обогащения — от 20%, с этой границы уран считается высокообогащённым (ВОУ). Ну а для использования урана в качестве ядерной взрывчатки необходим уровень обогащения не менее 93%.

Центрифуга для обогащения урана

Именно обогащение урана — наиболее затратный этап при создании ядерного топлива (и ядерного оружия). Достаточно упомянуть, что в Соединённых Штатах, которые выбрали неоптимальную модель обогатительной промышленности, вся атомная отрасль в настоящий момент находится в глубоком кризисе.

При этом вне зависимости от метода обогащения на складах накапливается всё возрастающее количество обеднённого урана — почти чистого урана-238 (не более 0,3% 235-го изотопа). Вопрос «Что с ним делать?» в рамках традиционной атомной энергетики ответа не имеет. В Соединённых Штатах его используют даже в качестве начинок для снарядов: там иное применение найти ему уже отчаялись. В других ядерных державах он в основном складируется «до лучших времён», возможно, мол, когда-нибудь и его научатся использовать.

И такая возможность действительно существует. Уран-238 теоретически можно использовать в реакторе. Если ядро урана-238 поглощает нейтрон, то оно превращается в уран-239, а этот изотоп довольно быстро претерпевает два последовательных бета-распада (то есть два нейтрона в нём превращаются в протоны) и трансмутирует в плутоний-239. А этот изотоп по ядерно-физическим свойствам напоминает уран-235. Период полураспада у него значительно меньше, но всё же составляет 24 тысячи лет (то есть «на глазах» он всё же не исчезнет). Он может быть использован и в качестве ядерного топлива, и в качестве ядерной взрывчатки. Самое главное — отделить плутоний от урана можно чисто химическим способом, это намного проще, чем весьма близкие по весу изотопы одного элемента разделять. Поэтому «разоруженческие» договоры чрезвычайно чётко контролируют мировое производство плутония.

Схема работы ядерного реактора на тепловых (медленных) нейтронах

Сильно за 90% массы топливных сборок в большинстве реакторов представляет собой никому не нужный уран-238. Но зато некоторое его количество по окончании распада основной части урана-235 превращается в плутоний. Вот она — возможность использовать весь уран полностью, а не 0,7% его! Можно отделить образовавшийся плутоний от урана, плутоний использовать, уран потом снова облучить, опять получить плутоний… При этом количество потенциального топлива возрастает в 150 раз (а количество отходов, соответственно, снижается…). Но вот только уран по окончанию срока эксплуатации топливных сборок под воздействием мощнейших нейтронных полей загрязняется большим количеством других радиоактивных изотопов, гораздо более коротко живущих и, соответственно, сильнее излучающих. Облучённое ядерное топливо (ОЯТ) представляет собой в связи с этим чрезвычайно опасное в радиационном отношении вещество. Только высокоразвитые в смысле ядерных технологий страны способны проводить переработку ОЯТ. При этом бесполезные и опасные изотопы отделяются от относительно безопасных, а также от опасных, но полезных. То, что можно использовать, идёт в дело. Особо опасные радиоактивные отходы отправляются на захоронение.

На основе этой идеи был разработан другой тип топлива: основным «горючим» в нём становится не уран-235, а плутоний-239. Вернее, смесь плутония-239 и обеднённого урана (почти чистый 238-й изотоп): обычно речь идёт о смеси их оксидов, поэтому она именуется МОКС-топливо (MOX: Mixed-Oxide fuel, смешанное оксидное топливо). Фактически оно аналогично оксиду обогащённого урана, только вместо урана-235 — плутоний-239.

Есть также проекты по использованию в качестве топлива урана-233, который образуется вследствие облучения природного тория-232, подобно тому, как из урана-238 образуется плутоний-239. Так как у тория период полураспада более 14 млрд лет, его сохранилось значительно больше, чем урана всех разновидностей, так что этот вариант достаточно интересен. Им активно занимаются в Индии.

Именно в вовлечении урана-238 в ядерную энергетику и заключается концепция замкнутого ядерного топливного цикла. Однако система, в которой происходит частая переработка достаточно опасного и чрезвычайно сложного в обработке ОЯТ, сама по себе сложная и дорогостоящая. Поэтому на данном варианте техническая мысль не остановилась. Возникла идея жечь «ядерное горючее» (уран-235 или плутоний-239) и производить его (из урана-238) одновременно: если образовываться «горючего» будет не меньше, чем сгорает, то перерабатывать ОЯТ нужно будет гораздо реже.

Для того чтобы произошло расщепление урана-235, нейтроны должны обладать вполне определённой скоростью — достаточно низкой. Это так называемые «тепловые» нейтроны, то есть движущиеся с той скоростью, с которой и положено двигаться частицам соответствующей массы при данной температуре. Сразу после рождения в ходе распада ядер урана или плутония нейтроны движутся гораздо быстрее, и для того, чтобы обрести способность инициировать атомный распад, должны сначала замедлиться. Поэтому важнейшим элементом в обычном реакторе «на тепловых нейтронах» является замедлитель нейтронов.

Однако «быстрые» нейтроны, бесполезные для урана-235, куда более охотно, чем тепловые, поглощаются ураном-238. А именно под влиянием поглощённых нейтронов тот и превращается в конечном счёте в плутоний-239. А тот уже может работать в качестве ядерного топлива под воздействием тепловых нейтронов (как и уран-235). Вот примерно на такой идее основана идея быстрых реакторов (или реакторов «на быстрых нейтронах»). Уран-235/плутоний-239 сгорает, но при этом одновременно превращает в плутоний-239 не меньшее количество урана-238, так что «горючего» меньше не становится. По крайней мере, до выгорания урана-238 (а его в десятки раз больше, чем исходного «горючего»).

Особенности быстрых реакторов

И вот реакторы такого типа действительно позволяют решить проблему перехода к преимущественно атомной энергетике. Проблема только в том, что сделать на практике коммерчески выгодный промышленный быстрый реактор куда сложнее, чем на бумаге.

«Быстрый» атом

Это удалось сделать только в Советском Союзе в конце 1970-х годов. После Чернобыля и перестройки же уцелел всего один реактор такого типа: БН-600 на Белоярской АЭС. «БН» означает «быстрый натриевый»: в нём в качестве теплоносителя используется не вода, а жидкий натрий (в быстрых реакторах вообще нельзя использовать воду: уж слишком эффективно она замедляет нейтроны, а они должны быть «быстрыми»).

Великое счастье для человечества, что он уцелел, потому что создавать нечто в этом духе практически с нуля в условиях постчернобыльской и постфукусимской атомофобии было бы гораздо труднее. Вполне вероятно, что руководство атомной отрасли могло не захотеть рисковать и сосредоточилось бы на более традиционных реакторах. Но сохранившийся БН-600, как Сауроново кольцо, позволил воссоздать всю программу быстрых реакторов, демонстрируя её реалистичность. Сейчас построен уже второй реактор такого типа — БН-800. На той же Белоярской АЭС готовятся к сооружению ещё более мощных установок БН-1200, которые должны стать образцами для серийных реакторов БН (цифры обозначают электрическую мощность: БН-600 мощностью в 600 МВт, БН-800 — 800 МВт и т. д.).

При этом реакторы типа БН — лишь одна из разновидностей «быстрых». Конкретно они — часть проекта «двухтактного ЗЯТЦ». Они производят «слишком много» плутония-239 из урана-238. Их периодически нужно останавливать, доставать топливо, выделять из него плутоний и в виде МОКС-топлива использовать его потом в реакторах обычного типа («тепловых»). Они, реакторы типа БН, хороши тем, что позволяют интегрировать в полноценную атомную энергетику ЗЯТЦ уже существующие реакторы старого образца. В этом варианте замкнутого ядерного топливного цикла предполагается сосуществование-симбиоз реакторов 3-го и 4-го поколений.

1-е поколение реакторов — опытные установки 1940–50-х. К нему же относятся реакторы, предназначенные для наработки оружейного плутония и других радионуклидов. Для них перспективы как промышленных источников энергии не имели значения. 2-е поколение реакторов — то, которое существовало до Чернобыля: уже промышленные, но ещё недостаточно безопасные. 3-е поколение — постчернобыльское: безопасность превыше всего. Если сочетаются особо надёжные меры безопасности и высокая коммерческая привлекательность — это поколение 3+. Быстрые реакторы — 4-е поколение.

Схема «двухтактного» ЗЯТЦ. ОГФУ — обеднённый гексафторид урана, в таком виде хранится обеднённый уран.

БН — не единственный тип реакторов 4-го поколения. Разработан также реактор БРЕСТ, то есть «быстрый реактор с естественной безопасностью». Однако на настоящий момент не существует ни одного такого работающего реактора. Первый из них только строится на Сибирском химкомбинате в Северске, он должен быть достроен в 2024 г.

Реакторы типа БРЕСТ во многих отношениях перспективнее, чем БН. В качестве теплоносителя там используется жидкий свинец, то есть в случае нештатной ситуации вся реакторная зона оказывается просто вмороженной в глыбу застывшего свинца. Кроме того, этот реактор «равновесный», с коффициентом воспроизведения, близким к единице, то есть он производит ровно столько плутония из урана, сколько нужно ему самому. В связи с этим на его основе можно реализовать вариант «однокомпонентного ЗЯТЦ»: можно строить БРЕСТы, и это уже позволит выстроить полноценную атомную энергетику.

Конструкция реактора БРЕСТ. Теплоноситель — расплавленный свинец.

С другой стороны, следует учитывать существование договоров по нераспространению: строить в неядерной стране инновационный реактор, активно нарабатывающий плутоний, юридически может оказаться сложно, а вот обычные тепловые реакторы поколения 3+ можно вполне. Таким образом, для международного сотрудничества лучше всего подходит модель «двухтактного ЗЯТЦ», основанная на реакторах БН. Они на территории России нарабатывают плутоний для реакторов поколения 3+, которые, в свою очередь, могут быть расположены где угодно. Но вот внутреннюю (в пределах обладающей ядерным статусом РФ) энергосистему можно строить и на основе БРЕСТов, более безопасных и экономичных.

Существует и третий тип быстрых реакторов: СВБР («свинцово-висмутовый быстрый реактор»). Теплоносителем в нём служит эвтектический расплав свинца и висмута. Это особая модель, которую предполагается реализовывать в виде малых и сверхмалых реакторов: они очень востребованы в условиях Крайнего Севера, потенциально — в космосе и тому подобных особых ситуациях. Но масштабную энергосистему на их основе выстроить сложно.

Что касается остального мира, то у «традиционных» ядерных держав отношения с «быстрыми» технологиями как-то не сложились: ни французская «Арева», ни японо-американская атомная отрасль (в сфере мирного атома Япония и США интегрированы до степени неразличения) создать аналог БН не смогли. Однако нечто подобное строится в Китае совместно с Россией (БН-20).

В Индии развивается проект ториевого реактора и тоже идут работы по урановым «быстрым». Тория в мире вообще больше, чем урана, а в Индии по какому-то капризу геологии это особенно ярко выражено. В связи с этим ещё доктор Бхабха, основатель индийской атомной программы, прорабатывал переход в конечном счёте к ториевой энергетике. Определённые наработки в сфере ториевых реакторов у индийцев уже есть, но до коммерчески эффективных моделей пока далековато.

Таким образом, мы всё делаем правильно: именно развитие атомной энергетики, в рамках которого происходит строительство Белорусской АЭС, и есть то, что приближает становление полноценного пятого уклада в союзе и во всём мире. Реакторы типа ВВЭР, на которых будет основана БелАЭС, прекрасно подходят в качестве «дополнительных» к российским БН (которых пока что слишком мало, но программа их строительства весьма амбициозна). Вместе же они позволяют реализовать замкнутый ядерный топливный цикл, достроив тем самым энергетическую основу пятого технологического уклада в его полном виде, а не в том, в котором он возник у нас.

Почему мир «застрял» на пороге пятого уклада?

Причины, по которым мир всё ещё не перешёл к полноценному пятому укладу, носят в большей степени политический и отчасти психологический характер. Да, дело именно в «разоруженческих» договорах. В частности, накопление больших количеств плутония, пусть даже энергетического, а не оружейного, нарушает если не букву, то дух этих договоров. Контролировать всё, все нарабатывающие плутоний реакторы (а при полноценном пятом укладе их были бы сотни!), оказалось бы малореально. Про ограничения, которые режим нераспространения накладывает на безъядерные страны, и говорить нечего: достаточно вспомнить Иран и КНДР.

Кроме того, всеобщий страх ядерной войны за несколько десятилетий советско-американского противостояния перерос в общую атомофобию, особенно активно проявившуюся в безъядерных странах, находящихся «под прицелом». В первую очередь её жертвой стала Европа. Особенно тяжёлые формы она приняла после Чернобыля. Второй импульс атомофобия получила после Фукусимы. К счастью, на этот раз её последствия оказались не столь масштабными (по крайней мере, у нас).

Транспортная система при пятом технологическом укладе: атомно-водородная энергетика и «культура высокой криогеники»

Создание атомной энергетики на основе ЗЯТЦ — необходимое, но не достаточное дело. Одним только «атомным прорывом» пятый технологический уклад достроен не будет: ЗЯТЦ — это лишь его энергетическая первооснова. Но на чём должна быть основана свойственная ему транспортная система? Ведь это не менее важная технология! Как же должен выглядеть пятый технологический уклад в полном варианте?

Очевидно, транспорт тоже должен быть переведён на если не прямое, то опосредованное использование атомной энергии. Однако засунуть ядерный реактор в автомобиль теоретически, может быть, и реально, но на практике это очень трудно, опасно и бессмысленно, то есть должен произойти переход к использованию аккумулированной атомной энергии.

В этом есть некоторый смысл: вообще стоит обратить внимание на то, что от уклада к укладу меняется метод энергоснабжения транспорта, происходит переход от локального производства энергии к централизованному и обратно. Скажем, при втором технологическом укладе энергия вырабатывается прямо в месте потребления: уголь сжигается непосредственно в топке паровоза или парохода, а получаемая тепловая энергия преобразуется в механическую и двигает транспортное средство. При третьем технологическом укладе произошёл переход к централизованной модели: на электростанциях вырабатывается электричество, которое подаётся на транспортное средство — электровоз (механическая энергия преобразуется в электрическую, перебрасывается в таком виде в нужную точку, а уже на месте производится обратный переход). При четвёртом — опять переход к производству энергии по месту потребления (непосредственное сжигание нефтепродуктов в двигателе внутреннего сгорания). Логично предположить, что теперь должно произойти возвращение к централизованному производству энергии (на этот раз атомной) для транспорта.

Поэтому напрашивающееся первое предположение — будут активно использоваться электрические аккумуляторы, то есть что доминировать станет электротранспорт. Но электрические аккумуляторы едва ли смогут полностью заменить топливо: производство их сложно и не так уж дёшево, утилизация также дорога, и это действительно создаёт серьёзную нагрузку на экономику и экологию. Кроме того, возможности аккумуляции электрической энергии в настоящее время не очень велики, и принципиальные прорывы в этом отношении маловероятны (собственно, есть основания предполагать, что радикально мощность аккумуляторов уже не возрастёт, что тут имеется некоторый теоретический предел). Некоторое локальное применение электротранспорт вполне может найти (он его уже имеет). Но именно что локальное.

Кроме того, выработка дополнительного количества электроэнергии, достаточного для того, чтобы привести в движение весь мировой транспорт, подразумевает кратное увеличение мощности электростанций. Что самое характерное — основная часть вырабатываемой энергии при этом будет теряться.

Дело в том, что тепловые станции, в настоящее время являющиеся основой нашей энергосистемы, производят не только электричество. Они производят ещё и тепло. Вернее, они и производят тепло, часть которого преобразуется в механическую энергию, а уж та — в электрическую. При этом основой энергетики в Союзном государстве являются не ГРЭС, а ТЭЦ — теплоэнергоцентрали. В соответствии с законами термодинамики перевести тепловую энергию полностью в электричество невозможно: коэффициент полезного действия тепловой машины всегда ограничен. При самом что ни на есть сверхэффективном использовании энергии сгорания топлива КПД составляет не более 60-62% (в парогазовой установке). Обычно же — ещё меньше (раза в два). Остальная энергия теряется, грубо говоря, идёт на обогрев атмосферы.

Однако в Советском Союзе и в постсоветских странах эту энергию тоже старались использовать: у нас она идёт на производство горячей воды, которая используется как для отопления в зимнее время, так и для горячего водоснабжения населения.

Вообще, на первый взгляд, сама по себе идея переброски по городу на многие километры горячей воды не кажется здравой (потери тепла при всех обстоятельствах оказываются весьма велики). Но это только если не учитывать тот факт, что горячая вода — это, по сути, «бросовый» ресурс. Она, грубо говоря, ничего не стоит: тепловая энергия, которая пошла на её производство, в любом случае была бы потеряна полностью. А так хоть какая-то польза от неё получается: дарёному коню в зубы не смотрят. Даже столь неэффективное использование намного лучше, чем никакое.

У АЭС в качестве основы энергосистемы есть очевидный недостаток: сделать нечто подобное на их основе куда сложнее. Атомные теплоэнергоцентрали существуют, но гораздо менее распространены, чем тепловые. В большинстве случаев классические АЭС строятся только на достаточно удалённых (и чрезвычайно тщательно выбранных) площадках (это связано с требованиями к безопасности). В итоге они оказываются на гораздо больших расстояниях от городов, перебрасывать горячую воду на такие дистанции становится уже проблематично. Соответственно, основная часть атомной энергии теряется. Когда мы говорим о том, что такой-то реактор обладает электрической мощностью в 1200 МВт, это означает, что реально он вырабатывает раза в три больше (3600 Мвт), но в электрическую форму удаётся преобразовать только относительно небольшую долю общей энергии. К примеру, реактор БН-800 имеет электрическую мощность в 880 МВт, а вот тепловой энергии исходно производит 2100 МВт, и это для АЭС весьма хороший показатель.

Практически наверняка при переходе на преимущественно атомную генерацию будут разработаны некие способы, с помощью которых можно будет использовать и избыточное тепло реакторов. Некоторые идеи на этот счёт уже существуют. Одна из них — преобразование атомной энергии в химическую.

Давно уже существует идея «атомно-водородной энергетики». Разработаны проекты высокотемпературных ядерных реакторов, которые будут работать при температурах до 950-1000 градусов Цельсия (с гелиевым теплоносителем). При такой температуре становится возможен каталитический термолиз воды: её разложение через несколько промежуточных стадий по замкнутому термохимическому циклу. Образующийся в результате водород — горючий газ, который может быть использован в качестве обычного топлива. Чистый кислород — тоже полезная вещь. Избыточная теплота реактора — та энергия, что не будет преобразована в электрическую форму, таким образом, частично преобразуется в форму химическую. При этом КПД преобразования довольно высок: около 50%. При этом нужно учесть, что у столь высокотемпературных реакторов и электрический КПД куда выше, чем у обычных.

Рис. 13

Термохимических циклов, использующих тепловую энергию для расщепления воды, довольно много. В некоторых из них используется также электричество, но в небольших количествах — не более 10% того, что ушло бы на прямой электролиз воды.

Атомно-водородная энергетика — единственный обоснованный вариант так называемой водородной энергетики. Давно уже существует идея транспорта на водородном топливе. Выпущены даже пробные серии автомобилей с водородным двигателем. В СССР в своё время проектировали и реактивный авиадвигатель для Ту-154, работы были прерваны перестройкой (но законсервированные образцы всё ещё хранятся в Самаре). При этом сама по себе идея использования водорода вне контекста атомной энергетики выглядит довольно странной: для того, чтобы произвести водород, нужно сначала затратить энергию, причём именно в электрической форме, ну, если получать его электролизом воды. К тому же водород может быть добыт газификацией угля или термическим разложением метана, но и то и другое — растрата энергии, заключённой в углеводородном топливе: обычно гораздо рациональнее использовать это топливо напрямую.

Кроме того, водород в качестве топлива отнюдь не идеален: он, будучи самым лёгким газом, занимает очень большой объём. Можно, вероятно, использовать сжиженный водород, но, во-первых, он достаточно опасен, во-вторых, тоже занимает довольно большой объём — плотность жидкого водорода также очень низка (в 15 раз ниже плотности воды). Аккумулировать электрическую энергию можно и иначе, куда более простыми способами (в том числе и химическими, например, в виде металлического алюминия). Но если у нас появляется большое количество «дармового» водорода, то тут уже, как с горячей водой: дарёному коню зубы не смотрят, мы уже найдём применение этому ресурсу. Вот тогда работать с ним вполне имеет смысл.

Фактически вся странная идея водородного транспорта — это «обрывок» несостоявшегося полноценного пятого уклада. В наше время она не имеет экономического и технологического смысла, но в условиях полноценного пятого уклада, то есть в варианте атомно-водородной энергетики, она вполне «ложится в канву».

В этой связи можно ещё вспомнить, что вообще-то становление пятого технологического уклада изначально должно было начаться во второй половине XX века, причём ближе к её началу. Нам сейчас идея использования сжиженных газов в качестве топлива кажется странной и новаторской. Но это нам сейчас. А вот до второй половины XX века эта идея абсолютно не казалась удивительной.

Нужно учитывать, что в эпоху до активного развития нефтехимии (и вообще «большой химии») сжиженные газы применялись весьма широко. Даже в быту в качестве холодильников зачастую использовались контейнеры с «сухим льдом» — твёрдой углекислотой (температура возгонки — около –70 по Цельсию). Достаточно вспомнить ранние издания «Занимательной физики» Я. Перельмана и тому подобные научно-популярные издания тех времён: там о «сухом льде» говорится как о чём-то общеизвестном и повсеместно распространённом.

Важнейшую роль в технике первой половины XX века играл и жидкий кислород: в частности, на основе жидкого кислорода производилась взрывчатка — оксиликвит. Ведь достаточно залить жидким кислородом любую органику (опилки, органический мусор) — и взрывчатое вещество готово. Оксиликвиты активно применяли при строительстве Днепрогэса и на других великих стройках раннесоветского периода. Во время Великой Отечественной взрывчатка на основе оксиликвитов также широко использовалась, в частности, в составе авиабомб: к бомбардировщику перед стартом цеплялись оболочки бомб (из железобетона), в которые засыпались опилки (или другое органическое вещество) и заливался жидкий кислород. Он, конечно, постепенно испарялся (мощность взрывчатки, соответственно, постепенно снижалась), но на пару часов его хватало. За это время бомбардировщики успевали отбомбиться. Собственно, использование жидкого кислорода в качестве окислителя в ракетных двигателях — тоже не очевидный выбор для нас: существуют вполне сравнимые с ним по эффективности не криогенные окислители. Но в 1950-х — 1960-х именно кислород воспринимался как самое естественное решение.

Мысленный эксперимент: представим себе, что не было никакого искусственного торможения в развитии атомных технологий. Тогда получается, что идеи широкого использования криогенного жидкого водорода должны были появиться в тот период, когда активно применялся ещё жидкий кислород. Если бы тогда, в середине второй половины XX века, произошёл переход к использованию криогенного водорода, то это был бы просто ещё один шаг в сторону дальнейшей криогенности. Переход от температуры жидкого кислорода к температуре жидкого водорода, от примерно –196 к –252 Цельсия, тогда не казался бы настолько уж принципиальным рывком: если можно так выразиться, культура «высокой криогенности» ещё была жива.

Подобное положение вещей — широкое распространение жидкого водорода с соответствующими температурами — сразу же делает рентабельным использование технологий сверхпроводимости. По меньшей мере в некоторых сферах (а у нас она так и не нашла широкого применения). Резко облегчаются работы в области управляемого термояда: одна из основных проблем при создании опытных установок — создание и транспортировка катушек для сверхпроводящих электромагнитов высокой мощности… Одно цепляет другое!

При этом «от судьбы не уйдешь»: в связи с ростом использования сжиженного природного газа мы в наше время возвращаемся к криогенике. Температура жидкого метана слабо отличается от температуры жидкого кислорода, то есть нам так или иначе всё равно предстоит двигаться в эту сторону… Ну так почему бы и жидким водородом заодно не заняться?

Одним словом, при полноценном пятом укладе транспорт должен перейти на использование аккумулированной атомной энергии. Скорее всего, речь будет идти о химических аккумуляторах, из которых наиболее очевидным вариантом на настоящий момент видится водород. Таким образом, вероятно, речь будет идти о широком использовании сжиженного водорода, чему будет способствовать возрождение «культуры высокой криогеники» в связи с масштабным применением сжиженного природного газа. В этом случае вполне вероятно начало более активного использования технологий сверхпроводимости.

Что касается ведущего материала, то, конечно, композиты — вполне себе очевидный прогресс в сравнении с пластмассами. Но… Чугун в своё время вошёл в употребление в связи с удешевлением угля и ростом выплавки железа, и именно он позволил создать паровую машину как основу экономики. Сплавы возникли как следствие электрификации. Пластмассы — как результат бурного развития нефтехимии, которая, в свою очередь, стала результатом нефтяного бума в связи с внедрением автотранспорта на ДВС. То есть тройка «энергия — двигатель — материал» тесно связана (что в случае с композитами неочевидно). По крайней мере, так было во всех предыдущих случаях. Так что если у нас энергия атомная, а двигатель водородный криогенный, то нельзя исключать, что мы просто «пропустили» какую-то технологию, которая должна была родиться на стыке «атома» и криогенности.

Что касается других аспектов нового уклада, то в отношении космических исследований должен был давно произойти переход к применению ядерных двигателей. Они действительно были разработаны, в частности, РД-0410 был спроектирован и испытан в Советском Союзе в 1970-х — 80-х, но по ряду причин так и не был востребован в дочернобыльский период (а потом нормы уже слишком ужесточили). Проектируются они и сейчас, ведь к пятому укладу мы, вероятно, всё-таки перейдём.

Ядерный ракетный двигатель РД-0410, разрабатывавшийся в СССР до 1985 года.

Роль возобновляемых источников энергии при пятом технологическом укладе

Энергетика полноценного пятого уклада будет основана на атоме, но совсем не обязательно будет сводиться к нему. Некоторые разновидности сакраментальных возобновляемых источников энергии тоже, скорее всего, найдут применение. Но едва ли это будут ветер и солнце. Основной явно «недогруженной» разновидностью ВИЭ является энергия приливов. В отличие от солнечных электростанций, которые в некоторых условиях могут быть точечно полезными (но не более), приливные электростанции (ПЭС) представляют собой разновидность ГЭС, широкая польза которых общеизвестна. Так же, как и другие типы ГЭС, строить их целесообразно не везде, а лишь в местностях, богатых гидроэнергией — в некоторых регионах на океанских побережьях (в узких заливах, устьях рек), где приливы достигают достаточной высоты, а само устье достаточно узкое. Если не учитывать вариантов типа плавучих станций, то придётся строить именно классическую плотину: несколько раз в сутки вода будет проходить сквозь неё в сторону суши, потом — в сторону моря.

Да, в мире довольно мало мест, где строительство крупномасштабных приливных станций было бы целесообразным. Но зато потенциальная мощность этих немногих ПЭС оказывается воистину титанической. В частности, проект Пенжинской ПЭС предполагает строительство электростанции в Пенжинской губе (в северо-восточной части залива Шелихова Охотского моря), он разрабатывался в 1970-х (да и сейчас не забыт). Мощность станции по нему должна составить 87 гигаватт, а годовая генерация — что-то около 200 млрд кВт⋅ч. Для сравнения: это примерно пятая часть от всей российской электрогенерации (по состоянию на 2016 год), то есть чуть больше, чем дают все АЭС страны, и заметно больше суммарной генерации всех ГЭС. Но…

Но в Дальневосточном регионе явно маловато потребителей для такого чудовищного количества энергии. Энергию можно, вероятно, продавать в сопредельные страны Юго-Восточной Азии, но даже там «переварить» такой объём поставок было бы не так просто. А вот существовал бы метод аккумулирования и/или транспортировки больших объёмов энергии — и ситуация сразу бы поменялась. Развитая индустрия производства и потребления сжиженного водорода или электропередачи с использованием сверхпроводимости сразу сделала бы строительство этой потенциально величайшей электростанции в мире рентабельным.

А в нашей реальности, с нашим «частичным пятым укладом», единственным проектом крупной ПЭС, который более-менее серьёзно прорабатывается, остаётся проект Мезенской ПЭС на Белом море (он присутствует в планах «РусГидро»). Эта станция мощностью в 8 ГВт более чем на порядок уступает Пенжинской. Но и эта «малышка» по электрогенерации будет примерно равна всему Волжско-Камскому каскаду ГЭС. Основная причина, по которой именно этот проект является претендентом на реализацию, — это относительная близость к потенциальным потребителям. А вот если бы технологии химической аккумуляции и/или сверхпроводимости уже успели бы развиться в достаточной степени, можно было бы попробовать реализовать и другие проекты. Но развиться эти технологии смогут только тогда, когда будут востребованы стремительно растущей атомной энергетикой.

Пенжинская губа и два варианта ПЭС на ней

Таким образом, как можно видеть, абсолютно всё упирается в один-единственный вопрос полноценного овладения атомной энергией. Это и только это в конечном счёте позволит выстроить «истинный» пятый уклад и сдвинуться с мёртвой точки в развитии всех основных технологий.

Что характерно, все описанные энергетические технологии носят «безуглеродный» характер. Так что даже если верить в теорию антропогенного глобального потепления, связанного с выбросом парниковых газов, то полноценный пятый уклад вполне способен решить и эту проблему. В следующем, завершающем материале цикла поговорим о самом интересном — о шестом технологическом укладе и нашей роли в его становлении.