Боярчук Прикладная ядерная космофизика 2007
.pdfДля экспериментальной проверки возможности создания малогабаритного РП прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую в СССР, в институте атомной энергии имени И.В. Курчатова в 1964 г. была создана экспериментальная установка «Ромашка». Ее основой был реактор на быстрых нейтронах, в котором тепло, выделяемое в активной зоне, передавалось на термоэлектрический преобразователь с выходной мощностью до 500 Вт. Данная установка впервые в мире продемонстрировала возможность преобразования ядерной энергии в электрическую без участия каких-либо движущихся рабочих тел и механизмов.
Позднее в СССР для КА были созданы два типа ЯЭУ: «Бук» и «Топаз».
ЯЭУ «Бук»
Разработка космической ядерной электрической станции «БЭС-5» с гомогенным реактором на быстрых нейтронах и термоэлектрическим генератором (ТЭГ) началась 1961 г. В кооперации участвовали ряд организаций-разработчиков: ГП «Красная Звезда», ГНЦ «ФЭИ», НТЦ «Исток» НИИ НПО «Луч», РНЦ «Курчатовский институт», ИПУ РАН и др. Станция разрабатывалась для электропитания аппаратуры КА радиолокационной разведки с высотой круговой орбиты порядка 260 км. Расчетные выходная мощность «БЭС-5 и ресурс ее работы составляли 2800 Вт и 1000 часов соответственно.
Положительные результаты наземных испытаний позволили 3 октября 1970 г. осуществить запуск ЯЭУ «БЭС-5» N31 в составе КА радиолокационной разведки («Космос-367»). Эта установка проработала на орбите 110 минут и затем была отправлена на орбиту «захоронения» в связи с перегревом 1-го контура, вызванного расплавлением активной зоны реактора.
В дальнейшием было проведено девять запусков ЯЭУ «БЭС-5», а в 1975 г. она была принята на вооружение ВМФ СССР. Всего к моменту снятия с эксплуатации ЯЭУ «БЭС-5» (1989 г.) была запущена в космос 31 установка. Три из них претерпели аварии (см. табл. 7.1).
После существенной доработки бортовых устройств КА и отдельных узлов РП были успешно проведены наземные и лётные испытания ЯЭУ N64, в составе КА «Космос-1176», запущенного
131
29 апреля 1980 года. Запуск модернизированного варианта ЯЭУ данного типа был произведён 14 марта 1988 года в составе КА «Космос-1932». Несмотря на то что установка нормально отработала по программе полёта, дальнейшая эксплуатация ЯЭУ типа «БЭС-5» была прекращена. Принятие решения о прекращении запуска в космос КА с ЯЭУ на борту было вызвано сравнительно низкими техническими характеристиками ЯЭУ данного типа и также давлением со стороны международной общественности, требовавшей от Советского Союза «прекратить ядерное загрязнение космоса».
ЯЭУ «Топаз»
Параллельно работам по созданию ЯЭУ с термоэлектрическими генераторами в СССР проводились работы по ЯЭУ с термоэмиссионными преобразователями, имеющими более высокие технические характеристики. В установке «Топаз-1» использовался тепловой реактор-преобразователь с жидкометаллическим теплоносителем (Na-K). Первые полномасштабные наземные энергетические испытания ядерного прототипа ЯЭУ «Топаз-1» были проведены в 1970 г. Изделие было выведено на электрическую мощность 10 кВт. Всего были испытаны 4 ядерных прототипа ЯЭУ «То-
паз-1».
ЯЭУ N22 (типа «Топаз-1») была запущена на радиационно безопасную стационарную круговую орбиту высотой 800 км 2.02.1987 г. и успешно отработала на орбите в составе КА «Кос- мос-1818» в течение 142 суток. ЯЭУ N23 была запущена на безопасную стационарную круговую орбиту высотой 800 км 10.07.1987 г. и также успешно отработала на орбите в составе КА «Плазма-А» (Космос-1867) в течение 343 суток. Прекращение работы ЯЭУ в обоих случаях было вызвано, в основном, окончанием запасов рабочего тела.
Параллельно работам с ЯЭУ «Топаз-1» проводились работы по созданию ЯЭУ «Топаз-2». Было изготовлено и испытано более 18 полномасштабных головных блоков энергоустановки, 7 из которых прошли ядерные энергетические испытания. При испытаниях образца Я-24 (система «Топаз-2») был достигнут небывалый в отечественной и зарубежной практике ресурс проведения ядерно-
132
энергетических испытаний полномасштабного опытного образца космической ЯЭУ – 12500 часов.
В связи с остановкой работ по созданию КА, для которого предназначалась ЯЭУ «Топаз-2», были также прекращены наземные испытания этих установок.
Наряду с работами по усовершенствованию ЯЭУ типа «БУК» и «Топаз» в СССР проводились разработки перспективных реакторных установок для различного целевого использования. Был предложен целый спектр установок с мощностью от 10 до 500 и более кВт для выполнения широкого круга задач, среди которых Лунная станция, Марсианская экспедиция, посещаемая космическая станция. Накопленный научно-технический материал позволил, например, проектно увеличить энерговыработку установки «Топаз» почти в 50 раз по сравнению с первоначально заданной.
Что касается работ, проводимых в США по созданию ЯЭУ для КА, то известно, что на околоземную орбиту высотой около 1300 км был выведен первый и пока единственный американский спутник с реакторной ядерной энергоустановкой SNAP-10A. Запуск состоялся 3 апреля 1965 г.
Ракетные двигатели на основе ядерных реакторов
Наряду с созданием РИЭ и ЯЭУ для КА в середине прошлого века в СССР и США началась активная разработка ядерных электрореактивных двигателей (ЯЭРД), которые предназначались для межпланетных космических полетов и создания больших космических станций. Одна из схем, объединяющая ЯЭУ и ракетный двигатель, показана на рис. 7.4.
Рис. 7.4. Принципиальная схема ЯЭРД
133
ВСССР первый этап научно-исследовательских работ по ЯЭРД был завершён в 1962 г., а в 1965 г. был уже разработан эскизный проект ядерного электрореактивного двигателя ЯЭРД-2200 для межпланетного корабля с экипажем. Двигатель ЯЭРД-2200 имел двухблочную схему (два независимых блока с ЯЭУ и ЭРДУ с полезной электрической мощностью 2200 кВт в каждом) с суммарной тягой 8,3 кгс, термоэмиссионный реактор-преобразовать (ТРП) на быстрых нейтронах, литиевый теплоноситель ЯЭУ, лучевую схему компоновки с теневой биологической радиационной защитой минимальной массы, а также электроплазменный двигатель (ЭПД) с ускорением плазмы в собственном магнитном поле с КПД 0,55.
В1966–1970 гг. был разработан эскизный проект ядерного электроэнергетического и ракетно-космического блока с ЯЭУ и ЭРДУ для использования в составе ракеты-носителя для марсианского экспедиционного комплекса. Суммарная тяга ЭРДУ составляла 6,2 и 9,5 кгс соответственно.
К концу 70-х годов оказалась полностью сформированной концепция космической ЯЭУ второго поколения, действующая и в настоящее время. Эта концепция предполагает использование ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим нейтроны отражателем.
В1982 г. было разработало техническое предложение по ядерному межорбитальному буксиру 17Ф11 «Геркулес» с полезной электрической мощностью 550 кВт, выводимому на опорную орбиту высотой 200 км с помощью орбитального корабля «Буран» или ракеты-носителя «Протон», в качестве универсального электротранспортного средства для решения целевых задач в околоземном пространстве. Межорбитальный буксир имел полезную электрическую мощность ЯЭУ 550 кВт, тягу ЭРДУ 2,6 кгс, ресурс ЯЭУ и ЭРДУ 16000 ч, ксенон в качестве рабочего тела ЭРДУ и массу 15700 кг.
В1986 г. было разработано техническое предложение по ядерному электрореактивному двигателю для межорбитального буксира применительно к решению конкретной космической задачи – транспортированию на геостационарную орбиту полезных грузов массой до 100 т с использованием разрабатываемой тогда РН «Энергия».
134
Данная ЯЭУ с соответствующей ЭРДУ может быть эффективно использована для: 1) доставки на высокие орбиты тяжёлых информационных спутников типа универсальной космической платформы (УКП) и последующего длительного (до 10 лет) энергообеспечения её аппаратуры мощностью 10–40 кВт; 2) решения коммерческой и экологической задачи космического захоронения особо опасных отходов атомных электростанций и атомной промышленности путём вывода контейнеров с этими отходами на орбиту захоронения (например, между Землей и Марсом); 3) обеспечения энергопитанием спутника непосредственного телевещания на бытовые антенны; 4) очистки космоса от антропогенного засорения путём увода его больших фрагментов на более высокие орбиты и от мелкого «мусора» путём испарения частиц лучом лазера, питаемого от ЯЭУ; 5) обеспечения грузопотоков Земля-Луна- Земля при создании лунной базы и лунного орбитального комплекса для промышленного освоения полезных ископаемых Луны; 6) для создания системы предупреждения об астероидной опасности путём развертывания группировки КА на дальних подступах к Земле.
В1994 г. было разработано техническое предложение по «Облику электроракетного транспортного аппарата (ЭРТА) для решения народно-хозяйственных, научных и коммерческих задач с использованием отечественных и зарубежных ракет-носителей различного класса. Проектные исследования по выбору РН, разгонных блоков и служебным системам КА показали, что применительно к ЭРДУ мощностью 150 кВт оптимальной РН является «Энергия-М», хотя возможно использование и зарубежных РН «Титан» и «Ариан-5».
ЭРТА имеет полезную мощность ЯЭУ 150 кВт в транспортном режиме и 10-40 кВт в режиме длительного энергообеспечения; ресурс до 1,5 лет в транспортном режиме и до 10 лет в режиме длительного энергообеспечения; суммарную тягу ЭРДУ 0,55 кгс, массу ЭРТА 10-12 т, в том числе массу ЯЭУ 5,0–5,5 т и массу ЯЭРДУ
7–7,5 т.
Внастоящее время существует множество космических проектов создания транспортных систем с использованием ядерных ракетных двигателей. Например, имеется проект создания геоста-
135
ционарного КА нового поколения для обеспечения связи (рис.7.5) и спутников для радиолокационного наблюдения (рис.7.6).
Рис.7.5. Спутник связи для работы на геостационарной орбите с ЯЭУ и электроракетным двигателем
Рис.7.6. КА радиолокационного наблюдения с ЯЭУ
По результатам проведенных исследований, применение транс- портно-энергетического модуля (ТЭМ) на основе ЯЭУ и ЭРДУ являются также безальтернативным средством для создания межпланетных исследовательских КА нового поколения (рис. 7.7), позволяющих решать качественно новые баллистические и научные задачи. Например, ядерный ТЭМ совместно с ракетой-носителем
«Ангара-5» обеспечит доставку КА массой 8–10 т с полезной нагрузкой до 2 т на орбиту вокруг Европы, что позволит осуществить радиолокационное зондирование ледяного покрова этого естественного спутника Юпитера (рис. 7.8).
136
Однако |
следует отме- |
|
|||
тить, что несмотря на дос- |
|
||||
тигнутые успехи в возда- |
|
||||
нии |
ракетных |
двигателей |
|
||
с использованием ЯЭУ, ни |
|
||||
один из них не был выве- |
|
||||
ден в космическое про- |
|
||||
странство. Основная при- |
|
||||
чина |
– |
экономические |
|
||
проблемы России, кото- |
|
||||
рые |
существенно |
замед- |
Рис.7.8. Межпланетный корабль |
||
лили |
развитие |
космиче- |
|||
ской |
техники |
в |
девяно- |
с ЯЭУ для полета к Юпитеру |
стые годы прошлого века.
Тем не менее сегодня работы по внедрению ядерной энергетики в космос в нашей стране возобновились и ведутся в соответствии с «Концепцией развития космической ядерной энергетики в России», принятой Правительством РФ в постановлении от 02.02.98 №144. «Концепция» предусматривает создание после 2010 г. реакторных ЯЭУ мощностью порядка 100 кВт и реализацию с их помощью широкого круга миссий как вблизи Земли, так и в межпланетном космическом пространстве. В дальнейшем предполагается создание энергоустановок мегаваттного класса для выполнения перспективных космических миссий, включая освоение Луны и пилотируемые полеты на другие планеты. Основное направление технической реализации «Концепции» – создание ядерных транс- портно-энергетических модулей.
В2001 г. предприятиями Росавиакосмоса начата разработка ключевых элементов системы энергодвигательного обеспечения пилотируемой марсианской экспедиции. Предусматривается проработка совместно с предприятиями Минатома России нескольких вариантов такой системы на основе использования ядерной энергетики, в частности вариант с ядерными ракетными двигателями (рис. 7.7) и вариант ЯЭУ мегаваттного уровня мощности и ЭРДУ.
ВСША работы по созданию ЯЭУ с электроракетными двигателями для КА были возобновлены в 2002 г. в рамках программы «Инициатива по ядерным установкам». Эта программа включала два направления – разработку радиоизотопных источников энер-
137
гии нового поколения и реакторных энергоустановок для питания ЭРД. В 2003 г. эта программа была дополнена третьим направлением – разработкой проекта КА с ядерной электроракетной двигательной установкой для исследования трех естественных спутников Юпитера – Каллисто, Ганимеда, Европы и получила название «Проект «Прометей». В настоящее время эти проекты находятся на стадии выбора концепции ЯЭУ.
7.3.Пассивный и активный неразрушающий анализ радиоактивных и делящихся материалов
Неразрушающий анализ (НРА) представляет собой ряд методов измерения вынужденного или спонтанного излучения, испускаемого радиоактивными и делящимися материалами (РДМ). Такие измерения являются неразрушающими в том смысле, что они не изменяют ни физическое, ни химическое состояние РДМ. В некоторых случаях испускаемое излучение является уникальным для исследуемых изотопов, а по его интенсивности часто можно оценить и массу самих изотопов.
Методы разрушающего анализа РДМ связаны с отбором пробы материала и ее исследованием с помощью процедур, в которых предусматривается химическое или физическое воздействие на исследуемые образцы.
НРА устраняет необходимость пробоотбора и выполняется намного быстрее, чем химический анализ. Сегодня измерения для проведения НРА применяются на всех предприятиях топливного цикла для управления технологическими процессами и учета РДМ. Однако следует признать, что во многих случаях точность НРА существенно ниже, чем при химическом анализе.
Методы НРА подразделяются на пассивные и активные в зависимости от того, что измеряется: излучение спонтанного распада ядерного материала или излучение, вызываемое внешним источником.
Основные методы НРА подразделяются по типу регистрируемого излучения: анализ гамма-излучения, в основе которого лежит гамма-спектрометрия, и нейтронный анализ.
Предполагая, что читатель в общих чертах уже знаком с вопросами, касающимися природы гамма-нейтронного излучения и про-
138
цессов взаимодействия этих излучений с веществом, основное внимание в данной главе уделено изложению методов обнаружения и идентификации РДМ.
Анализ гамма-излучения
Гамма-излучение, возникающее при радиоактивном распаде, несет энергетическую информацию, с помощью которой можно обнаруживать и идентифицировать изотопы, присутствующие в исследуемых образцах. Дело в том, что каждый радионуклид испускает гамма-кванты с энергиями, характерными именно для данного радионуклида. Спектр гамма-излучения является его визитной карточкой. Так, например, Cs-137 испускает гамма-кванты только с энергией 662 кэВ, а Со-60 – с энергиями 1170 и 1332 кэВ (две гамма-линии). Большинство радиоизотопов излучают гаммакванты с энергией, лежащей в диапазоне 0,03–5 МэВ.
Для дистанционного обнаружения радионуклидов использование α- и β-частиц нецелесообразно, так как они легко поглощаются в стенках защитных контейнеров. Напротив, гамма-излучение обладает очень высокой проникающей способностью и свободно проходит через значительные слои защиты. Например, в 1 см свинца поглощается только половина гамма-квантов с энергией 1 МэВ, а нейтроны деления обладают еще большей проникающей способностью.
В табл. 7.4 приведены энергии гамма-квантов и потоки нейтронов, которые испускаются радиоактивными и делящимися материалами, наиболее часто применяемые в РИЭ и ЯЭУ.
Из табл. 7.4 следует, что гамма-нейтронное излучение для некоторых радиоизотопов практически отсутствует (например, Pо210 обладает в основном α- и β-активностью). Такие радионуклиды сложно обнаружить пассивными методами. В данном случае необходимо применять активные методы НРА, т.е. осуществлять внешнее дистанционное воздействие (в основном, нейтронным излучением) на исследуемый объект, которое создает в нем вынужденное гамма-нейтронное излучение. Регистрация вынужденного излучения обеспечивает возможность обнаружить и идентифицировать такие РДМ.
139
Таблица 7.4
Основные гамма-лини и выход нейтронов спонтанного деления радиоизотопов, применяемых в РИЭ и ЯЭУ
|
Период |
|
Энергия основных γ-квантов, |
|
|
||
Изотоп |
полу- |
|
|
|
МэВ |
||
|
распада |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Выход
нейтронов
спонтанного деления, нейтр./(с г)
|
1 |
2 |
3 |
4 |
|
60Co |
5,25 года |
1,17, 1,33 |
– |
|
90Sr |
28,6 лет |
|
– |
144 |
|
0.133(11%), 0,698(100), 1.489(0.3%), |
|
|
|
Ce |
284,9 дней |
2,185(0,6%) |
– |
242Cm |
162,8 дня |
|
2,10 107 |
|
147Pm |
2,6234 года |
|
– |
|
137Cs |
30 лет |
0,662(100%) |
– |
|
210Po |
138,376 сут |
|
– |
|
209Po |
102 года |
0,4(0,261 %) |
– |
|
208Po |
2,898 года |
|
– |
|
244Cm |
18,1 года |
|
1,08 107 |
|
|
232 |
68,9 лет |
583(86.0)%, 860(12.3%), 1620(1.5%), |
1.3 |
( |
208 U |
|||
Tl) |
|
2614(99,7%) |
|
|
248Cf |
333,5 сут |
|
|
|
250Cf |
13,08 года |
|
|
|
254Es |
275,7 сут |
0,27-0,31(0,22 %), 0,063(2 %) |
|
|
257Fm |
100,5 сут |
|
|
|
227 |
|
0.236(100%), 0.256(55%), 0,269(98%), |
|
|
|
Ac |
21,773 года |
0.351(100%) и др. |
|
148Gd |
93 года |
|
– |
|
106Ru |
371,63 |
0.511(100%), 0.621(49%), |
– |
|
|
|
сут |
1.050(7.8%), 1.128(2%) |
|
170Tm |
128,6 сут |
0,084(~1 %) |
– |
|
194mIr |
171 сут |
0,15, 0,32, 0,63 |
– |
|
241Am |
432,5 года |
0,005954 (100%) |
1.18 |
|
154Eu |
8,5 года |
0.123(40.6), 0.756(4.5%), 1.278(35%) |
– |
140