Радионуклидные источники энергии космического назначения. Состояние, проблемы и перспективы развития

Размещено на http://www.allbest.ru/

Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом»

Радионуклидные источники энергии космического назначения. Состояние, проблемы и перспективы развития

Б.П. Барканов, Б.В. Дербунович,

С.Е. Забелин, М.С. Ламонов

Становление радионуклидной энергетики в начале развития в основном носило космическую направленность, поскольку только радионуклидные системы могут работать без ограничений в течение долгого времени при низкой интенсивности солнечного излучения, долгих периодов темноты и холода, а также в полях повышенной радиации, а плутоний-238 является единственным реальным радионуклидом для питания таких систем. Радионуклидные источники энергии (РИЭ) были, есть и будут иметь огромное значение для программ по изучению и исследованию космоса [1].

На сегодняшний день все летавшие РИЭ представляли собой радионуклидные термоэлектрические генераторы (РИТЭГ) и тепловые блоки (ТБ). РИТЭГ преобразуют тепло, вырабатываемое за счет природного распада радиоактивного материала, в электрическую энергию.

РИТЭГ - радионуклидный термоэлектрический генератор. Радионуклидный термоэлектрический генератор выполняется в виде герметичного корпуса с электрическим разъёмом для коммутации с системой энергопотребления космического аппарата. Во внутренней полости герметичного корпуса размещены радионуклидный тепловой блок, полупроводниковая термоэлектрическая батарея (ПТЭБ) и тепловая изоляция. Конструктивная схема РИТЭГ представлена на рис. 1.

Рис. 1. Конструктивная схема РИТЭГ: 1 - полупроводниковая термоэлектрическая батарея, 2 - тепловой блок, 3 - теплоизоляция, 4 - корпус, 5 - электрический разъём.

Они компактны, прочные и необыкновенно надежные, но их коэффициент полезного преобразования энергии мал (~ 6 %).

В качестве источника тепла в РИТЭГ используют радионуклидный источник тепла (РИТ), помещённый в теплозащитную оболочку. Такая комплектация образует радионуклидный тепловой блок (ТБ).

ТБ - радионуклидный тепловой блок. Радионуклидный тепловой блок состоит из радионуклидного источника тепла (РИТ), снаряженного диоксидом плутония-238, и теплозащитного корпуса (ТЗК) из углерод-углеродных композиционных материалов, содержащего экранную тепловую изоляцию из углеграфитовых материалов. Конструктивная схема ТБ представлена на рис. 2.

Специфической особенностью ТБ является наличие в РИТ радиоактивного материала, что приводит к необходимости создания высоконадежного изделия, исключающего, с заданным уровнем надежности, несанкционированное распростра-нение радионуклида в окружающей среде как при штатной работе, так и при аварийных ситуациях.

Рис. 2. Конструктивная схема ТБ: 1 - радионуклидный источник тепла, 2 - теплозащитный корпус, 3 - теплоизоляционный слой.

РИЭ конструируются с многочисленными барьерами против радиоактивного загрязнения окружающей среды, в случае выброса радиоактивного материала в аварийных ситуациях.

Обзор зарубежных разработок. Зарубежные достижения в области радионуклидной энергетики в целях исследования космоса, в основном, связаны с разработками в США.

Всего в течение 52 лет США использовали в своих 28 космических миссиях 47 РИЭ. Рассмотрим конструкции некоторых из них.

GPHS _ модуль теплового источника общего применения. Это стандартный топливный модуль РИЭ, который сейчас используется во всех американских радионуклидных источниках энергии.

Модуль, размеры которого 101,6Ч101,6Ч50,8 мм, содержит примерно 600 г PuO₂ в 4 топливных таблетках, что соответствует 340 Вт тепловой мощности. [2]

GPHS-RTG _ РИТЭГ с источником тепла общего применения, содержит 18 GPHS модулей (это примерно 11 кг PuO₂). Выходная электрическая мощность такого генератора составляет 250 Вт, масса GPHS-RTG 57,61 кг, длина 1219,2 мм, диаметр 457,2 мм.

MMRTG ? многоцелевой радионуклидный термоэлектрический генератор. Применяется в настоящее время различных космических миссиях США. Подобно всем предыдущим РИЭ, MMRTG преобразует тепловую энергию, излучаемую радио-активным плутонием-238, в электрическую с использованием полупроводниковой термоэлектрической батареи. Конструктивно MMRTG выполнен аналогично GPHS-RTG.

РИЭ класса MMRTG нашли применение в космической программе MTS [2] и будут востребованы в других космических программах США.

MMRTG содержит 8 GPHS модулей (это примерно 4,8 кг PuO₂). Выходная электрическая мощность данного генератора составляет 115 Вт, масса 44,0 кг, длина 609,6 мм, диаметр 609,6 мм [6].

RHU ? радионуклидный тепловой блок. RHU имеет следующие характеристики: тепловая мощность - 1 Вт; масса 39,6 г, диаметр 25,4 мм, высота 33,0 мм. Конструкция выполнена таким образом, что при воздействии на тепловой блок механических и термических нагрузок брикетированные керамические топливные таблетки на основе диоксида плутония-238 при разрушении не образуют мелкодисперсной пылеобразной фракции. Это минимизирует распространение диоксида плутония-238 в окружающей среде и исключает его попадание в организм человека через органы дыхания.

На космическом аппарате миссии Galileo было установлено 120 RHU и 2 RTG [4]. радионуклидный энергия аппаратура космический

Обзор отечественных достижений. Опыт создания отечественных РИЭ для снабжения тепловой и электрической энергий аппаратуры космических аппаратов значительно скромнее и ограничивается, к настоящему времени, их использованием в шести космических аппаратах, где в качестве РИЭ применялись РИТЭГ или блоки обогрева (см. таблицу).

Таблица. Отечественные радионуклидные источники энергии

Первые отечественные РИЭ космического назначения были разработаны в РФЯЦ-ВНИИЭФ на полонии-210 и носили демонстрационный характер. Тем не менее, на экспериментальных устройствах термоэлектрических генераторов типа "Л-106" (1962 г.) и "Лимон-1"(1963 г.) по существу были решены основные технические вопросы, определяющие принципиальную возможность применения радионуклидов с высоким удельным тепловыделением в РИТ, комплектующих в качестве источника тепла радионуклидные термоэлектрические генераторы и тепловые блоки [8].

Работы по созданию радионуклидной энергетики велись совместно с ВНИИНМ им. А.А. Бочвара, Радиевым институтом им. В.Г. Хлопина, ВНИИТФА, ПО "Маяк", НИФХИ им. Л.Я. Карпова Академии наук РФ, Институтом биофизики Минздрава России, Сухумским ФТИ, ФЭИ, ОКБ «Красная заря», ФГУП МКЦ «Нуклид», ЗАО НПП «Биапос».

При разработке РИЭ отечественные специалисты уже на начальном этапе исходили из недопустимости разгерметизации РИЭ на всех этапах эксплуатации, включая аварийные ситуации, в том числе в условиях длительного нахождения РИТ на воздухе, грунтах и в воде.

Параллельно с созданием лабораторных образцов РИЭ шла разработка новых конструкционных материалов, способных отвечать техническим и эксплуатационным требованиям, предъявляемым к РИЭ. Сплав тантала с десятью процентами вольфрама разработал ВНИИНМ, сплавы на основе ниобия - ВИАМ и ВИЛС, сплавы на основе платины и иридия ? Уральский завод ОЦМ, углеграфитовые материалы и изделия из них ? НИИГрафит. Одновременно отрабатывали технологию сборки РИЭ и методы их испытаний, имитирующих условия штатной эксплуатации и вероятных аварийных ситуаций.

В соответствии с изложенной концепцией обеспечения радиационной безопасности были разработаны конструкции РИТ космического назначения с топливной композицией на основе полония_210. Рассмотрим некоторые их них.

РИТ ВЗ-Р70-4 - это наиболее отработанный с точки зрения конструктивного оформления РИТ для комплектования тепловых блоков обогрева приборных отсеков космических аппаратов. Конструктивная схема РИТ ВЗ-Р70-4, имеющего тепловую мощность до 150 Вт представлена на рис. 3.

Рис. 3. Конструктивная схема РИТ ВЗ-Р70-4: 1 - капсула с полонидом иттрия, 2 - силовая оболочка, 3 - геттер, 4 - крышка силовой оболочки, 5 - демпфер, 6 - крышка антикоррозионной оболочки, 7 - оболочка антикоррозионная, 8 - оболочка противоударная, 9 - крышка противоударной оболочки. На внешнюю поверхность противоударной оболочки нанесено защитное покрытие.

Тепловой блок 11КСб02 имеет в своём составе шесть РИТ ВЗ-Р70-4, размещенных в сепараторе. Его конструктивная схема представлена на рис. 4. Тепловая мощность теплового блока 11КСб02 составляет 790 Вт.

Рис. 4. Тепловой блок 11КСб02: 1 - крышка теплового блока, 2 - РИТ, 3 - корпус теплового блока, 4 - сепаратор, 5 - пластический демпфер.

РИТ «Высота И-1» В4-Р348 явился завершающим этапом создания РИТ на полонии-210. Конструктивная схема РИТ «Высота И-1» В4-Р348 приведена на рис. 5.

РИТ «Высота И-1» успешно выдержал наземные автономные испытания на соответствие требованиям ТЗ.

РИТ на полонии-210, достойно выполнив пионерскую роль, уступили место РИТ на плутонии-238, имевшим лучшие потребительские качества по продолжительности эксплуатации.

Первая отечественная разработка РИТ на двуокиси плутония-238 относилась к созданию генератора «Жизнь» для системы жизнеобеспечения космонавтов. В основу этой разработки РИТ была положена концепция обеспечения радиационной безопасности путем сохранения герметичности комплектующих оболочек РИТ при одновременном стравливании радиогенного гелия через специально разработанный фильтр. В 1972 году генератор «Жизнь» прошел лабораторные испытания, в результате которых установлена его функциональная пригодность для использования по назначению.

Рис. 5. Конструктивная схема РИТ «Высота И-1»: 1 - капсула с полонидом иттрия, 2 - оболочка силовая, 3 - оболочка антикоррозионная, 4 - оболочка противоударная, 5, 6 - элементы барьерных оболочек, 7 - защитное покрытие, 8 - полонид иттрия.

РИТ «Высота-2». В 70 - 80-е годы ХХ века проводилась разработка РИТ «Высота-2» на плутонии-238 для термоэлектрического генератора с рабочей температурой до 1000° С и наибольшей тепловой мощностью до 1000 Вт (рис. 6).

Рис. 6. Конструктивная схема РИТ «Высота-2»: 1 - топливная таблетка на двуокиси плутония-238, 2 - технологическая оболочка, 3 - устройство стравливания радиогенного гелия, 4 - антикоррозионная оболочка, 5 - противоударная оболочка.

Дальнейшие разработки РИТ тепловой мощностью 50...100 Вт типа «Торос», «Веер», «Возможность» не нашли своего логического завершения в силу разных причин. Все эти работы выполнялись в период 1970 - 1990 годов. После падения в Канаде советской реакторной энергетической установки отечественные космические программы были свернуты, которые с тех пор носят эпизодический характер.

РИТ «Пантера». В начале 90-х годов в соответствии концепцией обеспечения радиационной безопасности путем сохранения герметичности комплектующих оболочек РИТ при одновременном стравливании радиогенного гелия специалистами МКЦ «Нуклид» и ЭМЗ «Авангард» разработана конструкция РИТ «Пантера» на двуокиси плутония-238 применительно к использованию в малой автономной станции и проекте «Марс-96» (рис. 7).

Рис. 7. Конструктивная схема и внешний вид РИТ «Пантера»: 1 - антикоррозионная оболочка с УСГ и радионуклидными топливными таблетка-ми, 2 - корпус силовой оболочки, 3 - крышка силовой оболочки, 4 - дистанционирующая втулка, 5 - защитное покрытие, 6 - мембрана.

ТБ-238-8,5 «Ангел». РИТ «Пантера» был укомплектован радионуклидный тепловой блок ТБ-238-8,5 «Ангел» (рис. 8), который обеспечивал необходимый температурный режим в приборном отсеке малой автономной станции по проекту «Марс-96».

РИТЭГ-238-0,1/15 «Ангел» был разработан ЗАО НПП «БИАПОС» совместно со специалистами ЭМЗ «Авангард» одновременно с ТБ-238-8,5 (рис. 9).

РИТЭГ-238-0,1/15 разработан на базе одного ТБ-238-8,5. В качестве преобразователя использовались полупроводниковые термоэлектрические материалы на основе висмут-теллуридовых сплавов. Сброс отработанного тепла РИТЭГ осуществлялся через узел крепления РИТЭГ к раме малой автономной станции. РИТЭГ-238-0,1/15 при комнатной температуре вырабатывал электрическую мощность около 200 мВт при рабочем напряжении 15 В. Питание аппаратуры малой автономной станции осуществлялось от РИТЭГ через буферный накопитель ? аккумуляторную батарею на основе никель-кадмиевых аккумуляторов.

Среди последних отечественных разработок следует отметить радионуклидные тепловые блоки мощностью 4 ± 0,25 Вт (ТБ-4), 8 ± 0,5 Вт (ТБ_8) и 120 ± 5 Вт (ТБ-120), разработанные и изготовленные РФЯЦ-ВНИИЭФ. в рамках Российско-Китайского с

ТБ-4 и ТБ-8 (рис. 10) конструктивно являются модернизированными вариантами ТБ-238-8,5 «Ангел», при этом в состав ТБ-4 вместо двух топливных таблеток тепловой мощностью 8,5 Вт входит лишь одна топливная таблетка мощностью 4,25 Вт. Модернизация ТБ-238-8,5 «Ангел» была необходима в связи с более высокими требованиями к стойкости к аварийными воздействиям. Масса ТБ-4 и ТБ-8 составляет 185 г.

ТБ-120 был разработан для использования в РИТЭГ электрической мощностью 6,5 Вт. Конструктивная схема ТБ-120 представлена на рис. 11.

Положительные результаты испытаний ТБ-4, ТБ-8 и ТБ-120 на аварийные воздействия при отработке и приёмо-сдаточных испытаний при изготовлении позволили сертифицировать их на безопасное использование в космическом пространстве. Они способны выдержать комплекс аварийных воздействия таких как пожар ракеты-носителя на стартовой позиции (Т = 3600 С), аварии и падения ТБ с высокоэллиптической орбиты с падением в акваторию мирового океана (Т = 1650 С, Т = 980 С, Р = 100 МПа) либо удар о твёрдую поверхность Земли (Т = 1100 С, = 107 м/с) без выхода радионуклида в окружающую среду.

РИТЭГ-238-6,5/3. Использование ТБ-120 в конструкции РИТЭГ_238_6,5/3 позволило создать прибор электрической мощностью 6,5 Вт, напряжением 3 В и массой 6 кг. Такие параметры в России получены впервые. Конструктивная схема РИТЭГ-238-6,5/3 представлена на рис. 12.

Рис. 12. Конструктивная схема РИТЭГ-238-6,5/3: 1 - ТБ, 2 - корпус, 3 - полупроводниковая термоэлектрическая батарея, 4 - теплоизоляция, 5 - электрический разъём, 6 - устройство прижима.

Перспективы развития. Планируется в 2015 и 2018 гг. возобновить работы по исследованию Луны. Для этих целей рассматриваются проекты «Луна-Глоб» и «Луна-Ресурс», однако окончательное решение еще не принято.

Несомненно, Россия, в том или ином объеме, будет продолжать исследование Дальнего космоса, для чего будут необходимы РИЭ.

Разработки РИТЭГ космического назначения могут использоваться не только в космосе, но и в других отраслях народного хозяйства.

На практике находили применение миниатюрные РИТЭГ микроваттной мощности, РИТЭГ милливаттной мощности, РИТЭГ ваттного диапазона мощности.

РИТЭГ микроваттной мощности имели выходную электрическую мощность от 0,3 до 1 мкВт при диаметре до 22 мм, высоте до 50 мм, массе, не превышающей 50 г и сроке службы от 10 до 15 лет. РИТЭГ применяли в качестве источника электрической энергии в радионуклидных электрокардиостимуляторах сердца.

РИТЭГ милливаттной мощности имели выходную электрическую мощность от 10 до 300 мВт, при диаметре до 110 мм, высоте до 150 мм, массе от 0,1 до 2,5 кг и сроке службы от 10 до 50 лет. РИТЭГ милливаттной мощности использовали для обеспечения автономного питания цифровой донной сейсмической станции, прослушивающей аппаратуры специального назначения, аппаратуры для длительного (50 лет) мониторинга хранилищ ядерных материалов, питания и обогрева аппаратуры малой автономной станции и пенетратора по проекту «Марс-96».

РИТЭГ ваттного диапазона мощности имели выходную электрическую мощность от 1,5 до 6 Вт, при диаметре до 300 мм, высоте до 350 мм, массе таких РИТЭГ от 2,5 до 5 кг и сроке службы 10 лет. РИТЭГ использовали в качестве малогабаритного источника питания для автономной системы вспомогательного кровообращения и питания органов управления искусственного сердца, а также питания аппаратуры для исследования морского континентального шельфа и вычислительного комплекса малой космической лаборатории по проекту «Регата».

Принципиально можно создавать РИТЭГ с выходной электрической мощностью до 100 Вт и более.

Следующим шагом в разработке РИЭ является создание радионуклидного генератора Стирлинга ASRG (РГС), имеющего гораздо больший коэффициент полезного действия (~ 29 %), что значительно сокращает количество Pu²³⁸, необходимого для поддержания работы РГС в космических миссиях. РГС имеет движущиеся элементы, что приводит к трудностям при разработке конструкции генератора, обеспечивающего надежную работу в течение длительного времени.

Основной проблемой развития в настоящее время является отсутствие долгосрочной российской космической программы, что накладывает определенные трудности на разработку отечественных РИЭ.

Литература

1. «Radioisotope power systems» An Imperative for Maintaining U.S. Leadership in Space Exploration The national academies press, Washington, 2009.

2. S.G. Johnson «Recent Radioizotope Power Systems Efforts, Pluto New Horizons and Mars Scientific Laboratory: ORNL, LANL, INL and SNL», 2011.

3. Bradley P. Davenport «Advanced thermophotovoltaic cells modeling, optimized for use in radioisotope thermoelectric generators (RTGS) for Mars and deep space missions», June 2004.

4. «Nuclear power in space», DOE/NE-0071, U.S. department of energy, Office of nuclear energy, science and technology, 1989.

5. «Radioisotope power systems (RPSs)» Space Studies Board, National Research Council, The Keck Center of the National Academies, 2007.

6. «Radioisotope power systems (RPSs)» Space Studies Board, National Research Council, The Keck Center of the National Academies, 2007.

7. Jack Chan, J. Gary Wood, Jeffrey G. Schreiber, «Development of Advanced Stirling Radioisotope Generator for Space Exploration», 2007.

8. Дербунович Б.В., Барканов Б.П. и др. «Радионуклидная продукция на основе изотопов Po²¹⁰ и Pu²³⁸ радиохимического производства ЭМЗ «Авангард» РФЯЦ-ВНИИЗФ, доклад на 12^ой Российско-китайской конференции, 2005 г.

Размещено на Allbest.ru