Э. Кэбин

Радиоизотопные источники электрической энергии и тепла

    Радиоизотопные источники энергии — устройства использующие энергию, выделяющуюся при радиоактивном распаде, для нагрева теплоносителя или преобразующие её в электроэнергию.

Радиоизотопные термоэлектрические генераторы
(radioisotope thermoelectric generator (RTG, RITEG)

    Радиоизотопный термоэлектрический генератор (РИТЭГ) преобразует тепловую энергию, выделяющуюся при естественном распаде радиоактивных изотопов, в электроэнергию.
    РИТЭГ состоят из двух основных элементов: источника тепла, который содержит радиоактивный изотоп, и твердотельных термопар, которые преобразуют тепловую энергию распада плутония в электричество. Термопары в РИТЭГе используют тепло от распада радиоактивного изотопа для нагрева горячей стороны термопары и холода пространства или планетарной атмосферы для получения низкой температуры на холодной стороне.
    По сравнению с ядерными реакторами РИТЭГи значительно компактнее и проще конструктивно. Выходная мощность РИТЭГ весьма невелика (до нескольких сотен ватт) и небольшой КПД. Зато в них нет движущихся частей и они не требуют обслуживания на протяжении всего срока службы, который может исчисляться десятилетиями.
    В усовершенствованном типе РИТЭГа − The Multi-Mission Radioisotope Thermoelectric Generator (MMRTG), который стал применяться в последнее время, был изменен состав термопары. Вместо SiGe в MMRTG для термопар  применяется PbTe/TAGS (Te, Ag, Ge, Sb).
    MMRTG предназначен для производства 125 Вт электроэнергии в начале миссии, с падением до 100 Вт после 14 лет. При массе 45 кг MMRTG обеспечивает около 2.8 Вт/кг электроэнергии в начале жизни. Конструкция MMRTG способна работать как в вакууме космического пространства, так и в планетарных атмосферах, например, на поверхности Марса. MMRTG обеспечивает высокую степень безопасности, минимизацию веса оптимизацию уровней мощности в течение минимального срока службы в 14 лет.
    NASA также работает над новой технологией RTG, называемой Advanced Stirling Radioisotope Generator ASRG (Радиоизотопный генератор Стирлинга). ASRG, как и MMRTG, преобразует тепло распада плутония-238 в электричество, но не использует термопары. Вместо этого тепло распада заставляет газ расширяться и осциллировать поршень, подобно двигателю автомобиля. Это перемещает магнит назад и вперед через катушку более 100 раз в секунду, генерируя электричество для космического корабля. Количество вырабатываемой электроэнергии больше, чем у MMRTG, примерно на 130 ватт, с гораздо меньшим количеством плутония-238 (примерно на 3.6 кг меньше). Это результат более эффективного преобразования цикла Стирлинга. Если для миссии требуется больше энергии, можно использовать несколько ASRG, чтобы генерировать больше энергии. На сегодняшний день нет запланированных миссий, которые будут использовать ASRG, но они разрабатываются для 14-летней миссии.
    Существует концепция подкритических РИТЭГ. Подкритический генератор состоит из источника нейтронов и делящегося вещества с как можно большей критической массой. Нейтроны источника захватываются атомами делящегося вещества и вызывают их деление. 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. Основное преимущество такого генератора в том что энергия распада реакции с захватом нейтрона может быть гораздо выше энергии спонтанного деления. Соответственно, потребное количество вещества гораздо ниже. Количество распадов и радиационная активность в пересчете на тепловыделение также ниже. Это снижает вес и размеры генератора.

    Требования к характеристикам радиоизотопов, использующихся в РИТЭГах, к сожалению часто противоречивы. Для того, чтобы достаточно долго поддерживать мощность для выполнения задачи период полураспада радиоизотопа должен быть достаточно велик. С другой стороны, у него должна быть достаточно высокая объёмная активность для получения значительного энерговыделения в ограниченном объёме установки. А это означает, что период полураспада у него не должен быть слишком мал, ибо удельная активность обратно пропорциональна периоду распада.
    У радиоизотопа должен быть удобный для утилизации вид ионизирующего излучения. Гамма-излучение и нейтроны достаточно легко покидают конструкцию, унося заметную часть энергии распада. Высокоэнергетичные электроны β-распада хотя и неплохо задерживаются, однако при этом образуется тормозное рентгеновское излучение, уносящее часть энергии. Кроме того, гамма-, рентгеновское и нейтронное излучения зачастую требуют специальных конструктивных мер по защите персонала (если он присутствует) и близкорасположенной аппаратуры.
    Предпочтительным для радиоизотопной генерации энергии является альфа-излучение.
    Не последнюю роль в выборе радиоизотопа является его относительная дешевизна и простота его получения.
  Типичные периоды полураспада для радиоизотопов, используемых в РИТЭГ, составляют несколько десятилетий, хотя изотопы с более короткими периодами полураспада могут использоваться для специализированных применений.

Маломощные и малогабаритные радиоизотопные источники питания

Бета-вольтаические источники питания
(Betavoltaic power sources)

betavoltaic diagram
Рис. 1. Схема  бетавольтаического источника питания

    Также существуют нетермические генераторы, похожие по принципу работы на солнечные батареи. Это бета-гальванические* и оптико-электрические источники. Они малогабаритны и предназначены для питания устройств, не требующих больших мощностей.
    В бета-вольтаическом источнике питания изотопный источник испускает бета-частицы, которые собираются на полупроводнике. В результате генерируется постоянный ток. Процесс преобразования энергии, который аналогичен процессу фотогальванической (солнечной) ячейки, происходит эффективно даже в экстремальных условиях окружающей среды.  Выбирая количество и тип изотопа, можно создать настраиваемый источник питания с заданным выходом и временем жизни. Такие батареи практически не дают гамма-лучей, а мягкое бета-излучение задерживается корпусом батарей и слоем фосфора. Бета-вольтаические источники обладают высокой плотностью энергии и сверхнизкой мощностью. Это позволяет бета вольтаическому устройству функционировать дольше, чем конденсаторам или батареям для маломощных устройств. Длительность работы, например бета-вольтаического источника на оксиде  прометия примерно два с половиной года, а 5 мг оксида прометия дают энергию в 8 Вт. срок службы бета-вольтаических источников может превышать 25 лет.

* Бета-вольтаический эффект. Работа бета-вольтаического преобразователя основана на том, что излученные при распаде электроны или позитроны высоких энергий, попадая в область 
p-n перехода полупроводниковой пластины, генерируют там электронно-дырочную пару, которая затем пространственно разделяется областью пространственного заряда (ОПЗ). Вследствие этого на n и p-поверхностях полупроводниковой пластины возникает разность электрических потенциалов. Принципиально механизм преобразования напоминает тот, который реализован в полупроводниковых солнечных батареях, но с заменой фотонного облучения на облучение электронами или позитронами бета-распада радионуклидов.

Пьезоэлектрический радиоизотопный микроэлектрогенератор
(The Radioisotope Thin-film Mkropower Generator)


Рис. 2. Принцип работы пьезоэлектрического радиоизотопного микроэлектрогенератора.
1) Накопление отрицательного заряда на нижнем электроде кантилевера, 2) деформация кантилевера и и нейтрализация заряда, 3) циклические колебания кантилевера приводят к возникновению переменного напряжения на электродах пьезокантилевера.

    Сердце этого элемента питания — кантилевер, тонкая пластина из пьезокристаллического. Коллектор на кончике  кантилевера захватывает заряженные частицы, испускаемые из тонкопленочного радиоактивного источника. За счет сохранения заряда, радиоизотопная пленка остается с равными и противоположными зарядами. Это приводит к электростатическим силам между  кантилевером и радиоактивным источником, изгибу кантилевера и преобразованию излучаемой источником энергии в запасенную механическую энергию. Кантилевер все больше изгибается и наконец кончик кантилевера вступает в контакт с радиоактивной тонкой пленкой, а накопленные заряды нейтрализуются посредством переноса заряда. Это происходит периодически.  При подавлении электростатической силы кантилевер высвобождается. Внезапное высвобождение возбуждает колебания, которые приводят к зарядам, индуцированным в пьезоэлектрическом элементе у основания кантилевера. Сигнал переменного тока от пьезоэлектрического источника питания можно использовать непосредственно через импеданс нагрузки или выпрямлять с помощью диодов и фильтровать через внешний конденсатор. Поднятое таким образом напряжение смещения используется для управления маломощными датчиками и электроникой.

    Основная область применения изотопных источников – космические исследования. Изучение «глубокого космоса» без использования радиоизотопных генераторов невозможно, так как при значительном удалении от Солнца уровень солнечной энергии, который можно было бы использовать для производства электричества, необходимого для функционирования аппаратуры и передачи радиосигналов, очень мал. Химические источники также не оправдали себя.
   На Земле радиоизотопные источники нашли применение в навигационных маяках, радиомаяках, метеостанциях и подобном оборудовании, установленном в местности, где по техническим или экономическим причинам не было возможности воспользоваться другими источниками электропитания.  В частности, в СССР выпускались термоэлектрические генераторы нескольких видов. В качестве радиоактивных изотопов в них использовались 90Sr и 238 Pu. Однако у них очень большой период достижения безопасной активности. Они выработали свой срок службы, составляющий 10 лет, и в настоящее время должны быть утилизированы. В настоящее время, в связи с риском утечки радиации и радиоактивных материалов, практику установки необслуживаемых радиоизотопных источников в малодоступных местах прекратили.
    Радиоизотопные источники энергии применяются там, где необходимо обеспечить автономность работы оборудования, компактность, надёжность.

Радиоизотопы и их использование

    С развитием и ростом ядерной энергетики цены на важнейшие генераторные изотопы быстро падают, а производство изотопов быстро возрастает. В то же время стоимость изотопов, получаемых облучением (U-232, Pu-238, Po-210, Cm-242 и др.), снижается незначительно. В связи с чем  изыскиваются способы более рациональных схем облучения мишеней, более тщательной переработки облучённого топлива. Большие надежды на расширение производства синтетических изотопов связаны с ростом сектора реакторов на быстрых нейтронах. В частности, именно реакторы на быстрых нейтронах с использованием значительных количеств тория позволяют надеяться на получение больших промышленных количеств урана-232.
    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.

    Плутоний-238, кюрий-244 и стронций-90 являются чаще всего используемыми изотопами. Кроме них их в технологии и медицине используют еще около 30 радиоактивных изотопов.

Некоторые освоенные практикой радиоизотопные источники тепла
Изотоп Получение (источник) Удельная мощность для чистого изотопа. Вт/г T1/2
60Со Облучение в реакторе 2.9 5.271 года
238Pu атомный реактор 0.568 87.7 лет
90Sr осколки деления ~2.3  28.8 лет
144Ce осколки деления 2.6 285 дней
242Cm атомный реактор 121 162 дня
147Pm осколки деления 0.37 2.64 года
137Cs осколки деления 0.27 33 года
210Po облучение висмута 142 138 дней
244Cm атомный реактор 2.8 18.1 года
232U облучение тория 8.097 68.9 лет
106Ru осколки деления 29.8 ~371.63сут

    238Pu У 238Pu период полураспада 87.7 года (потеря мощности 0.78 % в год), удельная мощность для чистого изотопа 0.568 Вт/г и исключительно низкие уровни гамма- и нейтронного излучения. 238Pu имеет самые низкие требования к экранированию. Требуется менее 25 мм свинцового экранирования для блокирования излучения 238Pu. 238Pu стал наиболее широко используемым топливом для РИТЭГов, в форме оксида плутония (PuO2).
   В середине прошлого века 236Pu и 238Pu применялись для изготовления радиоизотопных электрических батареек для питания кардиостимуляторов срок службы которых достигал 5 и более лет. Однако вскоре вместо них стали применять нерадиоактивные литиевые батарейки, срок службы которых доходит до 17 лет.
    238Pu должен быть специально синтезирован; его мало (~1% - 2%) в ядерных отходах, изотопное его выделение затруднительно. Чистый 238Pu может быть получен, например, с помощью облучения нейтронами 237Np.
    Кюрий. Два  изотопа 242Cm и 244Cm являются альфа-излучателями (энергия 6 МэВ); Они имеют относительно короткие периоды полураспада 162.8 дней и 18.1 года и производят до 120 Вт/г и
2.83 Вт/г тепловой энергии соответственно. Кюрий-242 в виде окиси применяется для производства компактных и чрезвычайно мощных радиоизотопных источников энергии. Однако 242Cm очень дорог (около 2000 долларов США за грамм). В последнее время все большую популярность приобретает более тяжелый изотоп кюрия − 244Cm. Так как оба эти изотопы практически чистые альфа-излучатели, проблема радиационной защиты остро не стоит.
    90Sr.  90Sr β-излучатель с незначительной γ-эмиссией. Его период полураспада в 28.8 лет намного короче, чем у 238Pu, Цепочка из двух β-распадов (90Sr → 90Y→ 90Zr) дает суммарную энергию 2.8 МэВ (один грамм дает ~0.46 Вт). Поскольку выход энергии ниже, он достигает более низких температур, чем 238Pu, что приводит к снижению эффективности термоэлектрического преобразования. 90Sr –  продукт деления ядер и доступен в больших количествах по низкой цене. Стронций является источником ионизирующего излучения высокой проницаемости, что предъявляет относительно высокие требования к биологической защите.
    210Po.  210Po имеет период полураспада всего 138 дней при огромном начальном тепловыделении в 142 Вт/г. Это практический чистый альфа-излучатель. Из-за малого периода полураспада 210Po плохо подходит для  РИТЭГов, а используется для создания мощных и компактных источников тепла (Половина грамма полония может нагреться до 500 °C). Стандартные источники с тепловой мощностью 10 Вт были установлены в космических аппаратах типа «Космос» и на «Луноходах» в качестве источника тепла для поддержания нормального функционирования аппаратуры в приборном отсеке.
    210Po также широко используется там, где нужна активная антистатика. Из-за малого периода полураспада утилизация отработанных устройств с 210Po не требует никаких особых мер. В США допустимо выбрасывать их на помойку общего назначения.
    При использовании альфа-активных изотопов с большим удельным энерговыделением часто необходимо разбавить рабочий изотоп для уменьшения тепловыделения. Кроме того, полоний весьма летуч, и требуется создание прочного химического соединения с каким-либо элементом. В качестве таких элементов предпочтительны свинец, иттрий, золото, так как они образуют тугоплавкие и прочные полониды. 
    241Am. В связи с дефицитом 238Pu, альтернативой ему в качестве топлива для  РИТЭГов может стать 241Am. У 241Am период полураспада 432 года. Он практически чистый альфа-излучатель. 241Am находится в ядерных отходах и почти изотопически чист. Однако удельная мощность 241Am составляет только 1/4 от удельной мощности 238Pu. Кроме того от продуктов распада  241Am исходит более проникающее излучение и необходимо лучшее экранирование. Впрочем, требования к экранированию излучения для 241Am не намного более строги чем в случае с 238Pu.
   241Am широко используется в детекторах дыма. В ионизационном детекторе дыма используется крошечный кусочек америция-241. Заполненное воздухом пространство между двумя электродами создает камеру, которая позволяет течению небольшого постоянного тока между электродами. Если дым или тепло поступают в камеру, электрический ток между электродами прерывается и срабатывает сигнал тревоги. Эта дымовая сигнализация является менее дорогостоящей, чем другие устройства.
    63Ni. 63Ni чистый β−-излучатель.  Максимальная энергия электронов 67 кэВ, период полураспада 100.1 л. В начале двухтысячных годов в США и России были разработаны элементы питания, основой которых является 63Ni. Срок работы устройств более 50 лет, а размеры меньше одного кубического миллиметра. Для получения электроэнергии используется бета-вольтаический эффект. Также ведутся работы по созданию пьезоэлектрического радиоизотопного генератра. Подобные батареи могут быть использованы в нейро- и кардиостимуляторах.
    144Ce. Источник тепла – 144Ce.  144Ce чистый β−-излучатель. Период полураспада 144Ce 285 суток, Удельная мощность для чистого изотопа 2.6 Вт/г. РИТЭГ предназначается для питания радиопередатчиков и автоматических метеостанций. Стандартная мощность 200 Вт.
    Радиоизотопы широко применяются в смеси с фосфором для обеспечения постоянного свечения в контрольных приборах на борту транспортных средств, в часах, фонарях на полярных аэродромах и в навигационных знаках и даже в ёлочных игрушках. Раньше чаще всего для этого применялся 226Ra, период полураспада которого 1620 лет. Однако из соображений радиационной безопасности после 1970-х годов радий в этих целях не используется. В наши дни для этих целей чаще всего используют мягкими бета излучателями: прометием (147Pm Т1/2 = 2.64 года), криптоном (85Kr Т1/2 = 10.8 лет) и тритием (3H Т1/2 = 12.3 года). Конечно, периоды их полураспада маловаты, зато их ионизирующее излучение не проникает за оболочки устройств.

Источники

На головную страницу

Рейтинг@Mail.ru