Космические радиоизотопные термоэлектрические генераторы на америции-241

пустоВалоВ а.а.      панКин м.и.      прилепо Ю.п.       рыбКин н.н.      синяВсКий В.В.

Начало работ по созданию радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ) космического назначения относится к первой половине 1960-х гг., когда в США были начаты работы по программе SNAP (System for Nuclear Auxeliary Power) , а в СССР — по программе «Орион» [1, 2]. В качестве первичного источника энергии в этих и последующих космических РИТЭГ использовался радионуклид плутоний-238 (Pu-238), искусственно получаемый путем облучения мишеней из нептуния-237 в уран-графитовых ядерных реакторах. Плутоний-238 имеет период полураспада 87,7 лет и удельное тепловыделение 0,57 Вт/г. Отсутствие жесткого гамма-излучения позволяет использовать его в составе РИТЭГ без дополнительной радиационной защиты.

Для самых масштабных космических миссий США — Galileo (1989 г.), Ulisses (1990 г.), Cassiny (1992 г.), New Horizon (2004 г.) — были разработаны РИТЭГ типа GPHS–RTG электрической мощностью около 300 Вт с высокой степенью унификации и обеспечения радиационной безопасности [3]. Для достижения заданной выходной электрической мощности в таких радиоизотопных термоэлектрических генераторах требовалось около 10 кг Pu-238. Реализация указанных космических миссий потребовала использовать практически все существующие запасы плутония-238, в т. ч. наработанного в России.

К настоящему времени производство плутония-238 в мире прекращено и, по-видимому, трудно ожидать его восстановления. Однако без использования РИТЭГ дальнейшее исследование дальних планет и других объектов Солнечной системы может оказаться проблематичным. В то же время успехи в развитии микроэлектроники, а также в экспериментальном приборостроении могут позволить решать перспективные космические задачи при существенно меньших энергозатратах и увеличенных сроках эксплуатации. Поэтому вновь возник интерес к радиоизотопным источникам электроэнергии мощностью в единицы и десятки ватт, но с ресурсом более 20 лет [4, 5].

Целью настоящей работы является обоснование возможности создания РИТЭГ на основе америция-241 (Am-241), радионуклида, по своим радиационно-физическим характеристикам близкого к Pu-241, электрической мощностью 1…50 Вт.

Серебристо-белый америций-241 является радиоактивным изотопом с периодом полураспада 432,6 года, он получил свое название в честь Америки (по месту открытия). Светится в темноте за счет альфа-излучения, в сухом воздухе при комнатной температуре начинает тускнеть. По свойствам Am-241 схож с редкоземельными металлами, имеет плотность 13,76 г/см³, температуру плавления 1 175 ° C.

Америций-241 является дочерним продуктом p -распада изотопа плутония-241 (период полураспада 14 лет; основной источник образования Am-241):

• ²41 Pu ^ 241 Am + е ^- + ^ё'

Так как Pu-241 обычно присутствует в только что выработанном оружейном плутонии, Am-241 накапливается в Pu-241 по мере его распада. Он играет важную роль в старении плутониевого оружия. Свежеизготовлен-ный оружейный плутоний содержит 0,5…1,0% Pu-241, реакторный плутоний имеет от 5–15 до 25% Pu-241. Через несколько десятилетий почти весь Pu-241 перейдет в Am-241. Распадаясь, Am-241 испускает альфа-частицы и мягкие, малоэнергичные гамма-кванты с энергией ~60 кэВ:

241 Am ^ ²37 NP + 4 а .

Удельный тепловой выход Am-241 составляет 0,106 Вт/г.

В РИТЭГ космического назначения используются высокотемпературные соединения изотопов. В табл. 1 приведены характеристики радиоактивного «топлива» на основе оксидов Pu-238 и Am-241.

Таблица 1

сравнительные характеристики радиоактивного «топлива» для ритэг на основе pu-238 и Am-241

Характеристики	Pu-238	Am-241
Топливная композиция	PuO2	AmO2
Теоретическая плотность, г/см3	11,5	12,7
Удельное тепловыделение, Вт/г	0,41	0,09
Удельное тепловыделение, Вт/см3	4,7	1,1
Температура плавления, ° С	2 400	2 205
Теплопроводность при T = 600 К, Вт/мК	6	1
Класс вещества	Радиоактивное вещество	Ядерный материал

В России разрабатывается промышленная технология выделения америция-241 при утилизации оружейного плутония [6, 7]. Аm-241, как и Рu-238, не требует при его использовании в РИТЭГ дополнительной радиационной защиты. Поскольку Аm-241 получается из отходов ядерного производства, со временем объемы его будут постоянно расти, вследствие чего стоимость Аm-241 будет снижаться и в любом случае станет значительно ниже, чем стоимость Pu-238.

состояние работ по применению Am-241 в ритэг

В ряде стран Европы и в США появились публикации по использованию Am-241 вместо Pu-238 в РИТЭГ космического назначения. Так, например, в статье [5] рассмотрена возможность создания РИТЭГ на Am-241 милливатной мощности, причем Великобритания предполагается в качестве возможного поставщика Am-241.

Практическое использование Am-241 в РИТЭГ в нашей стране рассмотрено в работе [8], где приведены результаты экспериментальных исследований по определению радиационных характеристик «топлив» на основе Am-241 и Pu-238 (нейтронный выход, уровень гамма-излучения и др.), а также проведено сравнение параметров изготовленных экспериментальных образцов РИТЭГ на основе Am-241 и Pu-238. Анализ полученных экспериментальных результатов позволил авторам настоящей работы сделать вывод о практической возможности использования Am-241 в РИТЭГ милливаттной и ваттной мощности.

особенности разработки ритэг на Am-241

Подход к разработке РИТЭГ на Am-241 остается таким же, как и на Pu-238. При заданных электрических характеристиках главной задачей является достижение максимального КПД и оптимальных массогабаритных параметров с одновременным обеспечением радиационной безопасности (РБ) при штатной эксплуатации РИТЭГ, а также при возникновении аварийных ситуаций на стартовой позиции и в случае аварийного, неконтролируемого возвращения на Землю. Обеспечение РБ осуществляется за счет использования радиоизотопного теплового блока (РТБ) для малогабаритных РИТЭГ и тепловой кассеты (ТК), состоящей из единичных моноблочных РТБ заданной тепловой мощности, для масштабных РИТЭГ (от единиц до десятков и сотен ватт). При этом степень отработки

(качество) РТБ и ТК оценивается величинами удельного тепловыделения (Вт/см3, Вт/г), которое должно быть максимально высоким.

Исходя из критериев по обеспечению радиационной безопасности РИТЭГ космического назначения, определенных Резолюцией № 47/68 Генеральной Ассамблеи ООН от 14.12.1992 г., для сохранения целостности конструкции РТБ (ТК) при аварийном возвращении на Землю и при столкновении с твердыми породами ее поверхности (при минимальном локальном радиоактивном загрязнении места падения) конструкция РТБ (ТК) должна быть снабжена дополнительным теплозащитным корпусом (ТЗК) из углерод-углеродных материалов с фильтрующим устройством для сброса радиогенного гелия, а химическая форма топливной композиции на основе Am-241 должна обладать высокой температурой плавления, низкой растворимостью в воде и щелочных растворах и совместимостью с оболочечными конструкционными материалами в диапазоне температур 20^1 800 ° С. Из сформулированных требований очевиден объем предстоящих работ по созданию РТБ (ТК) с последующим проведением испытаний с целью их сертификации по безопасному использованию в космосе.

Вследствие значительно меньшей величины удельного тепловыделения Am-241, чем Pu-238, масса РТБ (ТК) будет значительно больше, что потребует новых подходов к разработке конструкции РИТЭГ с точки зрения размещения и крепления в его корпусе РТБ (ТК).

Поскольку для РИТЭГ космического назначения удельные энергетические характеристики имеют принципиальное значение, при конструировании такого РИТЭГ, помимо оптимизации массогабаритных характеристик, следует стремиться к достижению максимально возможной величины КПД, в т. ч. за счет минимизации всех видов тепловых и электрических потерь.

Конструкционные схемы ритэг на Am-241 для электрических мощностей 1…5 и 5…50 Вт

Рассмотрим конструкционные схемы РИТЭГ на Am-241, ранее апробированные авторами из «БИАПОС» в экспериментальных образцах РИТЭГ на Pu-238 по темам «Шабли» и «Луна-Ресурс». На рис. 1 и 2 представлены конструкционные схемы РИТЭГ для диапазонов электрических мощностей 1…5 и 5…50 Вт соответственно.

Рис. 1. Конструкционная схема радиоизотопного термоэлектрического генератора для электрических мощностей 1…5 Вт: 1 — тепловая изоляция; 2 — корпус; 3 — радиоизотопный тепловой блок; 4 — микромодульная низкотемпературная термоэлектрическая батарея; h и d, Н и D — высота и диаметр

Рис. 2. Конструкционная схема радиоизотопного термоэлектрического генератора для электрических мощностей 5…50 Вт: 1 — тепловая изоляция; 2 — корпус; 3 — радиоизотопный тепловой блок; 4 — двухкаскадная среднетемпературная термоэлектрическая батарея; h и d, Н и D — высота и диаметр

РИТЭГ выполнен в виде моноблока, представляет собой неразборное и неремонтируемое изделие и состоит из источника тепла — РТБ, термоэлектрической батареи (ТЭБ), корпуса и тепловой изоляции.

РТБ предназначен для выработки тепловой энергии, которая образуется в результате радиоактивного распада радиоизотопа. Для предотвращения попадания радиогенного гелия во внутреннюю полость генератора РТБ снабжен устройством, по которому радиогенный гелий выбрасывается в окружающее космическое пространство.

ТЭБ предназначена для преобразования тепла, которое выделяется в результате радиоактивного распада радиоизотопа, в электрическую энергию.

Корпус РИТЭГ предназначен для монтажа составных частей генератора, отвода тепла от теплоотводящих спаев ТЭБ, для герметизации внутренней полости и защиты составных частей от воздействия механических факторов. На корпусе РИТЭГ расположены электроразъем, устройство для заполнения внутренней полости генератора инертным газом и механизм крепления устройства для отвода радиогенного гелия.

Все свободное пространство внутри корпуса РИТЭГ заполнено тепловой изоляцией, которая предназначена для концентрации теплового потока с поверхности РТБ на ТЭБ и для снижения паразитных утечек тепла.

В диапазоне электрических мощностей 1..5 Вт используются микромодульные низкотемпературные ТЭБ на основе Bi₂Te₃ с рабочей температурой около 290 ° С, а в диапазоне 5…50 Вт — двухкаскадные среднетемпературные ТЭБ на основе материалов Bi₂Te₃ – PbTe/ GeTe с рабочей температурой 480^490 ° С. Экспериментальные образцы микромодульной низкотемпературной и двухкаскадной среднетемпературной ТЭБ представлены на рис. 3.

а)

б)

Рис. 3. Экспериментальные образцы термоэлектрических батарей: а — микромодульная низкотемпературная; б — двухкаскадная среднетемпературная сравнение параметров ритэг на Am-241 и pu-238 в диапазоне электрических мощностей 1…30 Вт

В табл. 2 представлены результаты расчетнопроектных исследований параметров РТБ и ТК на Am-241 и Pu-238, а в табл. 3 — результаты концептуально-проектных разработок радиоизотопных термоэлектрических генераторов на Am-241 и Pu-238 электрической мощностью 1…30 Вт. Расчеты проводились по методике, изложенной в работе [1]. При расчетах температура «горячих» спаев ТЭБ принималась равной 480^490 ° С при перепаде температур 300^310 ° С.

Таблица 2

расчетные параметры ртб и тК на Am-241 и на pu-238

Наименование	Америций-241			Плутоний-238
Тепловая мощность, Вт	25	200	200+200	25	200	200+200
Габариты, мм – диаметр ( D ) – высота ( H )	45 40	82 71	тепловая кассета	32 23	55 48	тепловая кассета
Количество радионуклида, г	227	1 820	3 640	44	353	706

Примечание. РТБ — радиоизотопный тепловой блок; ТК — тепловая кассета.

Таблица 3

параметры ритэг электрической мощностью 1…30 Вт на Am-241 и pu-238

Наименование	Америций-241			Плутоний-238
Электрическая мощность, Вт	1,0	13,0	30,0	1,4	13,9	31
Габариты, мм* – диаметр ( D )	130	270	320	130	270	320
– высота ( H )	150	320	360	150	320	360
КПД, %	4,0	6,5	7,5	5,5	6,9	7,7
Срок службы, лет		30			20

Примечание. * — габаритные размеры РИТЭГ приведены без учета системы теплосброса (радиаторы, радиаторы с тепловыми трубами и т. д.), которая должна обеспечивать поддержание температуры корпуса РИТЭГ не выше 60 ° С. РИТЭГ — радиоизотопный термоэлектрический генератор.

Анализ результатов, приведенных в табл. 2 и 3, показывает, что с увеличением тепловой мощности РТБ более 200 Вт при сохранении габаритных размеров КПД РИТЭГ на америции-241 увеличивается и становится близким по своему значению к КПД РИТЭГ на плутонии-238 (при той же тепловой мощности РТБ).

Существуют перспективы повышения КПД термоэлектрических генераторов относительно рассмотренных при использовании более высокотемпературных термоэлектрических материалов и развитии нанотехнологий [9]. Так, например, для радиоизотопных термоэлектрических генераторов второго поколения типа «Горн» и «Гонг» изготовление каскадных ветвей из сплавов на основе Bi₂Te₃ (в холодном каскаде) и PbTe/GeTe (в горячем каскаде) позволило повысить КПД ТЭБ с 5 до 9%. Развитие нанотехнологий открывает новые возможности в повышении энергетической эффективности термоэлектрических материалов до значений критерия Иоффе ( ZT ) в 3,5...4,0 [10]. Такие значения ZT гарантированно обеспечат значительное повышение КПД ТЭБ.

В заключение отметим, что актуальность проблемы создания РИТЭГ на америции-241 во многом обусловлена необходимостью реализации долгосрочной программы РФ по освоению планет Солнечной системы и дальнего космоса до 2050 г.

Выводы

• 1.    Америций-241 является наиболее приемлемой заменой дефицитного плутония-238 для создания РИТЭГ космического назначения. В России существуют промышленные технологии и производственные мощности по выделению америция-241. Наработано большое количество америция-241, пригодного для использования в РИТЭГ электрической мощностью до сотен ватт.

• 2.    Предложены и проанализированы конструкционные схемы РИТЭГ на америции-241, ранее апробированные в экспериментальных образцах РИТЭГ на плутонии-238, а также проведен сравнительный анализ параметров термоэлектрических батарей и РИТЭГ на америции-241 и плутонии-238. Показано, что РИТЭГ электрической мощностью более 10 Вт как на америции-241, так и на плутонии-238 имеют практически близкие значения КПД, которые составляют около 7%.

• 3.    Перспективным направлением работ следует считать разработку радиоизотопных термоэлектрических генераторов космического назначения с привязкой к конкретным условиям эксплуатации в составе космических аппаратов с использованием современных материалов и нанотехнологий.