Радиоизотопные источники энергии

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к: навигация, поиск
Один из радиоизотопных генераторов зонда Кассини
Радиоизотопный генератор космического аппарата New Horizons

Радиоизото́пные исто́чники эне́ргии — устройства различного конструктивного исполнения, использующие энергию, выделяющуюся при радиоактивном распаде, для нагрева теплоносителя или преобразующие её в электроэнергию.

Радиоизотопный источник энергии принципиально отличается от атомного реактора тем, что в нём используется не управляемая цепная реакция, а энергия естественного распада радиоактивных изотопов.

История радиоизотопных генераторов и элементов питания[править | править исходный текст]

Исторически первый радиоизотопный источник электрической энергии (Beta Cell) был создан и представлен британским физиком Г. Мозли в 1913. Он представлял собой (по современной классификации) атомный элемент — стеклянную сферу, посеребренную изнутри, в центре которой на изолированном электроде располагался радиевый источник ионизирующей радиации. Электроны, излучающиеся при бета-распаде, создавали разность потенциалов между серебряным слоем стеклянной сферы и электродом с радиевой солью.

Первые практически применяемые радиоизотопные генераторы появились в середине XX века в СССР и США, в связи с освоением космического пространства и появлением достаточно большого количества осколков деления ядерного топлива (из суммы которого и получают необходимые изотопы методами радиохимической переработки).

Одним из веских оснований к применению радиоизотопных источников энергии служит ряд преимуществ перед другими источниками энергии (практическая необслуживаемость, компактность и др.), и решающим основанием явилась громадная энергоёмкость изотопов. Практически по массовой и объёмной энергоёмкости распад используемых изотопов уступает лишь делению ядер урана, плутония и др. в 4-50 раз, и превосходит химические источники (аккумуляторы, топливные элементы и др.) в десятки и сотни тысяч раз.

Работы в США[править | править исходный текст]

В 1956 году в США возникла программа под названием SNAP (Systems for Nuclear Auxiliary Power — вспомогательные ядерные энергетические установки). Программа была разработана для удовлетворения потребностей в надёжном автономном источнике энергии, который можно использовать в отдаленных местах в течение значительного промежутка времени без всякого обслуживания. Успехом этой программы явилось появление таких источников на спутниках «Транзит» (SNAP-11), Американской антарктической станции, в Арктическом бюро погоды (SNAP-7-D, SNAP-7-Е, SNAP-10-А). Были созданы генераторы SNAP-1А, SNAP-2, SNAP-3, SNAP-3А1 (1969 г.), SNAP-8, NAP-100 (1959 г.), SNAP-50, использующие парортутный цикл Ренкина (турбогенератор).

Два из четырёх радиоизотопных генераторов SNAP-19 зонда «Пионер»

Американские радиоизотопные генераторы: NAP-100, SNAP-1А, SNAP-2, SNAP-3, SNAP-3А1, SNAP-7-D, SNAP-7-Е, SNAP-8, SNAP-10-А, SNAP-11, SNAP-50, SNAP-9, SNAP-19, SNAP-21, SNAP-23, SNAP-25, SNAP-27, SNAP-29, Stirling Radioisotope Generator (SRG) и др.

В настоящее время в США сформирован отдел систем радиоизотопной энергии при министерстве энергетики США, и таким образом радиоизотопная энергетика выделилась и стала самостоятельной областью энергетики.

Работы в СССР и России[править | править исходный текст]

На космических аппаратах «Космос-84», «Космос-90» (1965 г.), использовались радиоизотопные генераторы «Орион-1» и «11К» на основе полония-210.[1] На аппаратах «Луноход-1» (1970 г.), «Луноход-2» (1973 г.) использовались радиоизотопные источники тепла на основе полония-210.

Российские радиоизотопные генераторы: БЕТА-1, БЕТА-2, БЕТА-3, БЕТА-М, БЕТА-С, МИГ-67, РИТ-90, Эфир-МА, РИТЭГ-ИЭУ-1, РИТЭГ-ИЭУ-1М, РИТЭГ-ИЭУ-2, РИТЭГ-ИЭУ-2М, «Гонг», «Горн», «Сеностав-1870», РИТЭГ-238/0,2 («Ангел») и многие другие [2].

Английские радиоизотопные генераторы[править | править исходный текст]

RIPPLE-1, RIPPLE-2, RIPPLE-3, RIPPLE-4, RIPPLE-5, RIPPLE-6, RIPPLE-7 и др.

Виды и типы генераторов и элементов[править | править исходный текст]

Радиоизотопные источники питания подразделяются на:

  • Радиоизотопные термоэлектрические генераторы (РИТЭГи): используются термоэлементы.
  • Радиоизотопные термоэмиссионные генераторы: используется термоэмиссионный преобразователь.
  • Радиоизотопные комбинированные генераторы: используются термоэмиссионный преобразователь (1-я ступень) и термоэлементы (2-я ступень преобразования).
  • Радиоизотопные паротурбинные генераторы: парортутные турбины или водопаровые турбины и электрогенератор.
  • Атомные элементы: альфа- и бета-излучающие изотопы, помещённые в вакуумные капсулы, создают очень высокое напряжение при малых токах.
  • Атомные полупроводниковые элементы: облучение полупроводниковых сборок в заданном направлении.
  • Радиоизотопные пьезоэлектрические источники.
  • Радиоизотопные оптико-электрические источники.
  • Радиоизотопные источники высокопотенциального тепла: получение нагретых жидкостей (вода, топливо и др.) и газов для отопления, обогрева резервных батарей и др.
  • Радиоизотопные подогреватели и ионизаторы воздуха: подогрев (частичный) и сильная ионизация воздуха или кислорода подаваемого в металлургические печи (интенсификация горения топлива).
  • Радиоизотопные реактивные двигатели: используются высококонцентрированные и тугоплавкие соединения радиоизотопов с максимальным выделением энергии для нагрева рабочих тел (водород, гелий) используемых в реактивных двигателях малой мощности (маневрирование спутников).

Применяемые изотопы (топливо) и требования к нему[править | править исходный текст]

Источником тепла, или топливом радиоизотопных источников тока являются достаточно короткоживущие радиоактивные изотопы различных химических элементов. Основными требованиями к изотопам и, соответственно, к источникам тепла изготовленных из них соединений и сплавов являются: достаточно большой период полураспада, безопасность в обращении и эксплуатации (желательно отсутствие жёсткого гамма-излучения и нейтронов), высокая температура плавления сплавов и соединений, большое удельное энерговыделение, а для изотопов, способных к делению, также и возможно большая критическая масса. Очень важное место при выборе рабочего изотопа играет образование дочернего изотопа, способного к значительному тепловыделению, так как цепь ядерного преобразования при распаде удлиняется и соответственно возрастает общая энергия, которую можно использовать. Наилучшим примером изотопа с длинной цепью распада и с энерговыделением на порядок большим, чем у большинства других изотопов, является уран-232. Процесс его получения в настоящее время является дорогим и опасным, и на пути развития широкомасштабного производства урана-232 перед инженерами-атомщиками стоит еще немало задач. Известно более 3000 радиоизотопов, но лишь немногие подходят на роль источников тепла в радиоизотопных генераторах. В настоящее время такими наиболее применяемыми изотопами являются:

Освоенные практикой радиоизотопные источники тепла
Изотоп Получение (источник) Удельная мощность, Вт/г Объёмная мощность, Вт/см³ Плотность топлива, г/см³ Температура плавления топлива, °C Количество топлива, кюри/Вт T1/2 Интегрированная энергия распада изотопа, кВт·ч/г Рабочая форма изотопа
60Со Облучение в реакторе 2,9 ~26 8,9 ~1480 65,1 5,271 года 193,2 Металл, сплав
238Pu атомный реактор 0,568 6,9 12,5 2500 30,3 86 лет 608,7 PuC
90Sr осколки деления 0,93 0,7 4,8 2460 (SrO) 153 28 лет 162,721 SrO, SrTiO3
144Ce осколки деления 2,6 12,5 6,4 ~2600 128 285 дней 57,439 CeO2
242Cm атомный реактор 121 1169 11,75 ~2270 27,2 162 дня 677,8 Cm2O3
147Pm осколки деления 0,37 1,1 6,6 2300 2700 2,64 года 12,34 Pm2O3
137Cs осколки деления 0,27 1,27 3,9 645 320 33 года 230,24 CsCl
210Po облучение висмута 142 1320 9,4 600 (PbPo) 31,2 138 дней 677,59 сплавы с Pb, Y, Аu
244Cm атомный реактор 2,8 33,25 11,75 ~2270 29,2 18,1 года 640,6 Cm2O3
232U облучение тория 8,0971 ~88,67 10,95 (UO2) 2850 68,9 лет 4887,1031 UO2, UC, UN.
106Ru осколки деления 29,8 369,818 12,41 2250 ~371,63 сут 9,854 металл, сплав
1 С учётом полной цепи распада используемых короткоживущих дочерних изотопов


Следует отметить то обстоятельство, что выбор изотопного источника тепла прежде всего определяется диапазоном выполняемых энергоисточником задач и временем выполнения этих задач. Огромным недостатком радиоизотопов является то обстоятельство, что их энерговыделение невозможно регулировать (остановить или ускорить), можно лишь отсекать поток тепла от преобразователей.

Помимо урана-232 огромный интерес привлекают к себе изотопы тяжёлых трансурановых элементов, прежде всего плутоний-238, кюрий-242, кюрий-244, кюрий-245 и другие изотопы трансурановых элементов, например калифорний-248, калифорний-249, калифорний-250, эйнштейний-254, фермий-257, а также ряд более лёгких изотопов, например полоний-208, полоний-209, актиний-227.

Интерес представляют также различные ядерные изомеры и предполагаемые новые сверхтяжёлые элементы.

Экономические характеристики важнейших генераторных изотопов[править | править исходный текст]

Данные о стоимости и производстве важнейших радиоизотопов
Изотоп Производство в 1968 г., кВт·(т)/год Производство в 1980 г., кВт·(т)/год Стоимость в 1959 г., долл./Вт Стоимость в 1968 г., долл./Вт Стоимость в 1980 г., долл./Вт Цены в 1975 г. (Окридж), долл./грамм
60Со нет данных 1000 нет данных 26 10 106
238Pu 17 400 нет данных 1600 540 242
90Sr 67 850 170 30 20 20
144Ce 800 10000 39 19 2 50
242Cm 17 252
147Pm 5,5 40 710 558 220 75
137Cs 48 850 95 26 24 10
210Po 14 нет данных нет данных 780 20 1010
244Cm 29 64 612
232U
Выход генераторных изотопов, производимых в атомных реакторах
Изотоп Вещество и масса мишени Длительность облучения Плотность потока нейтронов (см−2·с−1) Выход изотопа в граммах Неиспользованная часть мишени
60Со Кобальт-59 (100 г) 1 год 2·1013 1,6 г
238Pu Нептуний-237 (100 г) 3 года 2·1013 20 г
210Po Висмут-209 (1 тонна) 1 год 2·1013 4 г
242Cm Америций-241 (100 г) 1 год 2·1013 6 г
232U 2·1013

С развитием и ростом ядерной энергетики цены на важнейшие генераторные изотопы быстро падают, а производство изотопов быстро возрастает, что и предопределяет расширение радиоизотопной энергетики. В то же время стоимость изотопов, получаемых облучением (U-232, Pu-238, Po-210, Cm-242 и др.), снижается незначительно, и потому во многих странах, обладающих развитой радиоизотопной промышленностью, изыскиваются способы более рациональных схем облучения мишеней, более тщательной переработки облучённого топлива. В значительной мере надежды на расширение производства синтетических изотопов связаны с ростом сектора реакторов на быстрых нейтронах и возможным появлением термоядерных реакторов. В частности, именно реакторы на быстрых нейтронах с использованием значительных количеств тория позволяют надеяться на получение больших промышленных количеств урана-232. Повышение объёмов производства изотопов специалисты связывают прежде всего с увеличением удельной мощности реакторов, уменьшением утечки нейтронов, увеличением флюэнса нейтронов, сокращением сроков облучения мишеней, разработкой непрерывных циклов отделения ценных изотопов [3].

При использовании изотопов во многом разрешается проблема утилизации отработанного ядерного топлива, и радиоактивные отходы из опасного мусора превращаются не только в дополнительный источник энергии, но и в источник значительного дохода. Практически полная переработка облучённого топлива способна приносить денежные средства, сопоставимые со стоимостью энергии, выработанной при делении ядер урана, плутония и других элементов.

Общая мощность продуктов деления, производимых ядерными энергетическими установками
Год Установленная электрическая мощность за год, МВт Суммарная мощность, МВт Суммарная мощность реактора, МВт Общая мощность β и γ излучения изотопов, кВт
1961 161 161 644 386
1962 161 322 1288 772
1963 187 509 2036 1222
1964 187 696 2784 1670
1965 214 910 3640 2184
1966 428 1338 5352 3211
1967 670 2008 8032 4819
1968 830 2838 11352 6811
1969 1687 4525 18100 10860
1970 2062 6587 26348 15809
1971 2143 8730 34920 20952
1972 2357 11087 44348 26609
1973 2571 13658 54632 32779
1974 3080 16658 66632 39979
1975 4339 20997 83988 50393

Конструкционные и вспомогательные материалы для производства РИЭ[править | править исходный текст]

При производстве радиоизотопных источников энергии применяются различные конструкционные и вспомогательные материалы, обладающие специфическими физико-химическими, механическими и ядерно-физическими свойствами, позволяющими повысить КПД устройств и обеспечить высокий уровень безопасности как при нормальной эксплуатации, так и в аварийных условиях.

Конструкционные материалы и вспомогательные материалы:

При создании радиоизотопных источников энергии инженеры руководствуются максимально возможными характеристиками материалов и соответственно лучшим итоговым результатом. В то же время при создании конструкции необходимо также учитывать экономические факторы и вторичные опасности. Так, например, при использовании альфа-излучающих рабочих изотопов с большим удельным энерговыделением часто необходимо разбавить рабочий изотоп для уменьшения тепловыделения. В качестве разбавителей используются различные металлы, в случае применения изотопа в форме оксида или другого соединения — разбавление производится подходящим инертным оксидом и др. Следует учитывать вторичные реакции частиц, излучаемых рабочим радиоизотопом, с материалом-разбавителем; так, хотя бериллий или его тугоплавкие соединения (оксид, карбид, борид) удобны в качестве разбавителя бета-активных изотопов (вследствие большой теплопроводности, малой плотности, большой теплоемкости), но в контакте с альфа-активным изотопом источник тепла превратится в весьма опасный и чрезвычайно мощный источник нейтронов — что по соображениям безопасности совершенно недопустимо.

При конструировании защитных оболочек от гамма-излучения наиболее предпочтительными материалами является прежде всего свинец (ввиду его дешевизны) и обеднённый уран (ввиду гораздо лучшей способности к поглощению гамма-излучения).

При создании полониевых излучательных элементов важную роль в разбавлении играет то обстоятельство, что полоний, подобно теллуру, весьма летуч, и требуется создание прочного химического соединения с каким-либо элементом. В качестве таких элементов предпочтительны свинец и иттрий, так как они образуют тугоплавкие и прочные полониды. Золото также образует весьма технологичный полонид. Экономически эффективно использование обеднённого урана для защиты от гамма-излучения (эффективность поглощения гамма-квантов ураном в 1,9 раза больше, чем свинцом) ввиду необходимости ассимиляции больших накопленных запасов обеднённого урана в технике.

Регулирование режимов работы радиоизотопных источников энергии[править | править исходный текст]

Регулирование работы радиоизотопных источников энергии представляет известные трудности, ввиду того что сам источник (радиоизотоп) обладает фиксированными параметрами тепловыделения, повлиять на которые (ускорить или замедлить) современная технология в настоящее время не в состоянии. В то же время можно регулировать параметры вырабатываемой электроэнергии (а также давление рабочих газов или жидкостей). В настоящее время все методы регулирования радиоизотопных источников энергии сводятся к следующему:

  • Регулирование потока тепла от радиоизотопа к преобразователю.
  • Регулирование параметров вырабатываемой электроэнергии.
  • Регулирование давлений рабочих тел.

Пути развития и повышения КПД[править | править исходный текст]

Радиоизотопы, получаемые промышленностью, достаточно дороги; кроме того, некоторые из них производятся пока ещё в очень малых количествах ввиду трудностей получения, отделения, накопления. В первую очередь это относится к наиболее важным изотопам: плутонию-238, кюрию-242 и урану-232, как наиболее перспективным, технологичным и отвечающим основному комплексу задач, возлагаемых на радиоизотопные источники энергии. В этой связи в крупных странах с развитой атомной энергетикой и комплексами по переработке облученного топлива существуют программы накопления и выделения плутония [5] и калифорния, а также мощности и группы специалистов, работающие в этих программах [6].

Улучшение КПД радиоизотопных генераторов идёт по трем направлениям:

  • Улучшение полупроводниковых материалов, эмиссионных преобразователей.
  • Применение новых материалов для конструкции теплообменников и других узлов (уменьшение тепловых потерь).
  • Снижение стоимости топлива (в этой связи несколько снижаются требования к КПД, так как материалы дешевле и их можно использовать в бо́льших количествах).

Охрана труда, здоровья и экологические особенности. Утилизация генераторов[править | править исходный текст]

Советский разрушенный радиоизотопный генератор БЕТА-М, использовавшийся на автоматических маяках

Радиоактивные материалы, используемые в радиоизотопных источниках энергии, представляют собой весьма опасные вещества при попадании в среду обитания людей. У них есть два поражающих фактора: тепловыделение, способное привести к ожогу, и радиоактивное излучение. Ниже приведен ряд используемых практически, а также перспективных изотопов, при этом наряду с периодом полураспада приводятся их сорта излучения, энергии, и удельная энергоемкость.

Изотоп Период полураспада T1/2 Интегрированная энергия распада изотопа, кВт·ч/г Средняя энергия β-частиц, МэВ Энергия α-частиц, МэВ Энергия γ-частиц, МэВ
60Co 5,25 года 193,2 0,31 1,17, 1,33
238Pu 87,74 лет 608,7 5,5(72 %),5,46(28 %)
90Sr 28,6 лет 162,721 0,546
144Ce 284,9 дней 57,439 0,31
242Cm 162,8 дня 677,8 6,11(74 %),6,07(26 %)
147Pm 2,6234 года 12,34 0,224
137Cs 30 лет 230,24 1,176
210Po 138,376 сут 677,59 5,305(100 %)
244Cm 18,1 года 640,6 5,8(77 %),5,76(23 %)
208Po 2,898 года 659,561 5,115(99 %)
232U ~68,9 лет 4887,103 5,32(69 %), 5,26(31 %)
248Cf 333,5 сут 6,27(82 %),6,22(18 %)
250Cf 13,08 года 6,03(85 %),5,99(15 %)
254Es 275,7 сут 678,933 6,43 (93 %) 0,27-0,31(0,22 %), 0,063(2 %)
257Fm 100,5 сут 680,493 6,52(99,79 %)
209Po 102 года 626,472 4,881(99,74 %) 0,4(0,261 %)
227Ac 21,773 года 13,427??? 0,046(98,62 %) 4,95(1,38 %)
148Gd 93 года 576,816 3,183(100 %)
106Ru 371,63 сут 9,864 0,039(100 %)
170Tm 128,6 сут 153,044 0,97(~99 %) 0,084(~1 %)
194mIr 171 сут 317,979 2,3(100 %) 0,15, 0,32, 0,63
241Am 432,5 года 5,49(85 %),5,44(15 %)
154Eu 8,8 года 1,85(10 %),0,87(90 %) 0,123, 0,724, 0,876, 1, 1,278
Проверка радиоактивности радиоизотопного термоэлектрического генератора

Основными опасными факторами, сопутствующими применению радиоизотопных источников энергии, являются [7]:

  • Проникающее гамма-излучение, нейтроны.
  • Образование радиоактивных аэрозолей (выделение изотопов радона и паров) при нарушении герметичности капсул с изотопами.
  • Повышение давления гелия в капсулах с альфа-активными изотопами (~200 кг/см² и выше).
  • Разрывы трубопроводов с активным теплоносителем (натрий, калий и др.) ведущие к пожарам и взрывам.
  • Выброс паров ртути в парортутных турбогенераторных установках при аварии.

Меры по противодействию возникновения опасностей и аварий:

  • Применение качественных и прочных конструкционных материалов.
  • Радиационная защита.
  • Использование чистых изотопов (исключение примесей легких элементов в контакте с альфа-излучающими изотопами для предотвращения выхода нейтронов).
  • Использование наименее агрессивных и активных теплоносителей, увеличение прочности конструкции.

Производители и поставщики[править | править исходный текст]

Области применения радиоизотопных источников энергии[править | править исходный текст]

Радиоизотопный генератор зонда «Вояджер»

Радиоизотопные источники энергии применяются там, где необходимо обеспечить автономность работы оборудования, значительную надёжность, малый вес и габариты. В настоящее время основные области применения — это космос (спутники, межпланетные станции и др), глубоководные аппараты, удаленные территории (крайний север, открытое море, Антарктика). Вообще, попросту говоря, изучение «глубокого космоса» без радиоизотопных генераторов невозможно, так как при значительном удалении от Солнца уровень солнечной энергии, который можно использовать посредством фотоэлементов, исчезающе мал. Например, на орбите Сатурна освещенность Солнцем в зените соответствует земным сумеркам. Кроме того, при значительном удалении от Земли для передачи радиосигналов с космического зонда требуется очень большая мощность. Таким образом, единственным возможным источником энергии для КА в таких условиях, помимо атомного реактора, выступает именно радиоизотопный генератор.

Существующие области применения:

  • Межпланетные зонды: Электротеплопитание космических аппаратов.
  • Медицина: электропитание электрокардиостимуляторов и др.
  • Энергопитание маяков и бакенов.

Перспективные области применения:

См. также[править | править исходный текст]

Примечания[править | править исходный текст]

Литература[править | править исходный текст]

  • Материалы и горючее для высокотемпературных ядерных энергетических установок. Перевод О. А. Алексеева. М.: Атомиздат, 1966.
  • В. Ю. Рогинский. Электропитание радиоустройств. Л.: Энергия, 1970.
  • Физические величины. Справочник. Под ред И. С. Григорьева, Е. З. Мейлихова. М.: Энергоатомиздат, 1991.
  • Алиевский Б. Л. Специальные электрические машины. М.: Энергоатомиздат, 1994 г. — 206 с.
  • Поздняков Б. С, Коптелов Е. А. Термоэлектрическая энергетика. М.: Атомиздат, 1974 г. — 264 с.
  • Караваев В. Т. Специальные электрические машины с частичным совмещением (элементы теории, схемы и конструкции). — Киров: РИО, 1999. — 538 с.
  • Термоэлектрические материалы и преобразователи. Под ред. Д. Б. Коровякова. М.: Мир, 1964.
  • Проблемы радиационной безопасности при обращениис радиоизотопными термоэлектрическими генераторами. «Атомная стратегия», Санкт-Петербург, N1(6), июнь 2003. Стр. 32.

Ссылки[править | править исходный текст]