Радиоизотопные источники энергии

Острая потребность в автономных источниках электрической энергии длительного действия с удельной энергоемкостью фотоэлементов, электрохимических топливных элементов, химических батарей во многих случаях может быть удовлетворена применением радиоизотопных источников электрической энергии. В них утилизируется энергия распада радиоактивных изотопов, во все возрастающем количестве накапливающихся в сборных растворах атомной промышленности и тепловыделяющих элементах атомных электростанций. Они также могут быть получены при нейтронном облучении в ядерных реакторах.

Проблемами создания радиоизотопных источников энергии (РИЭ) занимаются во многих промышленно-развитых странах: США, Россия, Англия, Франция, Япония, Канада, Германия.

Такой повышенный интерес к рассматриваемому направлению использования атомной энергии объясняется в первую очередь существенными преимуществами перед другими автономными источниками электрической энергии: высокой энергоемкостью (тыс. Вт∙ч/кг), длительным сроком службы (до 10 и более лет), достаточно высокой надежностью.

За сравнительно короткое время созданы генераторы различного назначения, а опытная эксплуатация отечественных и зарубежных РИЭ показала их высокую надежность. Со времени открытия Беккерелем в 1896 г. явления радиоактивности урановых солей науке стало известно более 1200 радиоактивных изотопов как природных, так и искусственных. При создании радиоизотопных источников тепла следует отдавать предпочтение такой химической форме и физическому состоянию радиоактивного препарата, которые соответствуют минимально возможной радиотоксичности при максимальном (для данного изотопа) удельном тепловыделении. Радиоактивный препарат должен представлять собой твердое не крошащееся, практически не растворимое в морской и пресной воде, не сублимирующее и не вступающее в реакцию с воздухом, водой и материалом ампулы вещество, имеющее высокую радиационную и термическую стойкость. Это должно обеспечивать минимальное рассеивание изотопа при непредвиденных аварийных разрушениях радиоизотопного источника тепла. Нижняя граница температуры плавления и кипения регламентирована и равна соответственно 500 и 1500°С.

Что касается радиационных характеристик, препарат должен содержать минимальное количество примесных радиоактивных изотопов с жестким γ-излучением и нейтронным излучением. Вещества, входящие в состав химического соединения или являющиеся носителями, должны состоять из элементов с малым атомным номером Z при создании топлива на основе β-радиоактивных изотопов и с большим Z при создании топлива на основе α-радиоактивных изотопов. Последнее требование вызвано необходимостью снижения выхода тормозного излучения в β-препаратах и нейтронного излучения в α-препаратах. Препарат должен также обладать достаточно высокой теплопроводностью и не содержать больших количеств примесных радиоактивных изотопов с периодом полураспада сильно отличающимся от основного изотопа. Низкая теплопроводность препарата приводит к существенному перепаду температуры внутри препарата и возможному нарушению его термостойкости, содержание же значительного количества короткоживущего изотопа – к существенному спаду начальной мощности, а содержание долгоживущих изотопов – к снижению удельной мощности.

При использовании топлива, характеризующегося низкой удельной мощностью Руд, чрезмерно возрастают размеры генератора, снижается его КПД, увеличивается вес. Приемлемая величина Руд ≥ 0,1 Вт/см3. Период полураспада должен быть больше или, по крайней мере, равным сроку службы генератора; при малом периоде полураспада и значительных сроках службы возникает необходимость регулирования теплового потока на термоэлектропреобразователь. Как правило, период полураспада радиоактивного изотопа не должен быть менее 100 дней и более нескольких лет. Изотопы с периодом полураспада свыше сотен лет имеют довольно низкие удельные характеристики (Руд << 0,1Вт/см3). Большое значение имеет также возможность получения топлива в достаточных количествах при относительно низкой стоимости.

В качестве основных видов топлива для РИЭ используются изотопы Sr⁹⁰, Cs¹³⁷, Ce¹⁴⁴, Pm¹⁴⁷.

Поскольку изотопы металлов, как правило, обладают большой радиотоксичностью, то в качестве топлива в РИЭ используют не металлы, а соединения на их основе. Последние являются инертными, стабильными и обладающими приемлемыми физическими свойствами (высокой теплопроводностью, высокой температурой плавления).

По физическим эффектам, лежащим в основе преобразования излучения радиоизотопов в электрическую энергию, устройства можно объединить в две группы: атомные батареи и радиоизотопные электрогенераторы. В свою очередь, различают атомные батареи следующих типов:

· с непосредственным сбором заряда,

· на полупроводниковом переходе,

· на контактной разности потенциалов,

· на фотоэлектрическом эффекте,

· на вторичной электронной эмиссии.

Радиоизотопные электрогенераторы разделяются на турбогенераторы, термоэмиссионные генераторы, термоэлектрические генераторы.

Атомными батареями обычно называют РИЭ, в которых преобразование энергии радиоактивного распада не связано с тепловым циклом.

Атомные батареи используются для питания приборов инфракрасного видения, эталонов напряжения, для зарядки дозиметров, автоматического подзавода часов и для других целей, т. е. в тех случаях, когда требуется высокая стабильность параметров при низком потреблении энергии. Батареи с непосредственным сбором заряда относятся к так называемым первичным, в которых собираются α- или β-частицы, испускаемые при радиоактивном распаде.

Если взять две пластины и на одну из них (излучатель) нанести радиоактивное вещество, то излучаемые частицы, накапливаясь на противоположной пластине (коллекторе), заряжают ее соответственно знаку заряда частицы. Схема такой батареи показана на рис. 5.8.

Рис. 5.8. Установка прямого преобразования ядерной энергии в электрическую: 1 – β-радиоактивный излучатель;

2 – металлическая; ампула; 3 – металлический сосуд

В случае β-излучателя пластина заряжается отрицательно, в случае α-излучателя – положительно (чаще всего применяются β-излучатели).

Для β-источников удельная мощность в среднем составляет несколько микроватт на милликюри; поскольку активность источника не превышает нескольких кюри, выходная мощность составляет около нескольких милливатт. Выходное напряжение таких источников зависит как от энергии β-частиц, так и от сопротивления изоляции между излучателем и коллектором. Реально достигнутые параметры батарей с прямым сбором заряда лежат в пределах: напряжение – 1÷100 кВ, ток – 10^-8÷10^-12 А.

Батареи на полупроводниковом переходе относятся к вторичным РИЭ, т. к. в них собираются отрицательные или положительные заряды, возникающие в результате р-п-переходов при воздействии на полупроводник первичного излучения. Батарея состоит из источника излучения (β- или γ-излучателя) и полупроводника с р-п-переходом. Возможность использования γ-излучателя обусловлена тем, что γ-кванты в процессе взаимодействия с веществом выбивают электроны из кристаллической решетки полупроводника, образуя многочисленные пары носителей заряда – электронов (−) и «дырок» (+). Таким образом происходит как бы усиление первичного заряда β-частиц, достигающее величины порядка 10⁵, или преобразование энергии γ-квантов в энергию электронно-дырочных пар. Подобные источники могут иметь относительно низкое напряжение, но большие, чем в атомных батареях с непосредственным сбором заряда, токи. Мощность таких батарей ограничивается радиационной стойкостью полупроводникового перехода. Поэтому в качестве излучателей желательно брать источники мягкого излучения (например, Pm147). Опытные образцы имели мощность около 1 мкВт, напряжение составляло доли вольта, КПД≈1%.

Батареи на контактной разности потенциала (вторичные РИЭ) используют разницу в значениях работы выхода электронов из двух металлов, образующих пару. Эта разница называется контактной разностью потенциалов. Если между двумя разнородными металлами (электродами) находится ионизированный газ, то под действием контактной разности потенциалов при замыкании цепи, связывающей электроды, потечет ток. В таких устройствах может быть использован или самоионизирующийся радиоактивный газ, или газ, ионизируемый специальным источником. Поскольку одна β-частица может образовать сотни пар ионов, то ток в такой батарее примерно в 100 раз выше, чем в батареях с прямым сбором заряда, а э.д.с. ее равна разности работ выхода электродов (около нескольких вольт). Сила тока определяется концентраций ионов, которая, в свою очередь, зависит от активности излучателя, энергии β-частиц, природы ионизируемого газа и т. д.

В фотоэлектрических батареях (третичные РИЭ) электрическая энергия получается в результате двукратного преобразования. При воздействии светового излучения на так называемые фотоэлементы образуется электрический ток. Сочетание радиоизотопных фосфоров и фотоэлементов позволяет создать фотоэлектрические батареи. Для получения большей эффективности преобразования световой энергии в электрическую в случае фотоэлектрических батарей световой спектр люминофора выбирается в области максимальной спектральной чувствительности фотоэлемента. Реальная мощность таких устройств порядка десятков микроватт, КПД 1–2%, напряжение – несколько вольт.

Батареи с вторичной электронной эмиссией работают следующим образом. Если поток, например, β-частиц направить на электрод, имеющий достаточно большой коэффициент вторичной эмиссии, то образуется поток вторичных заряженных частиц. Используя этот эффект, можно создать малогабаритный источник электрической энергии, причем для создания ускоряющего напряжения на последующих каскадах могут быть применены батареи с прямым сбором заряда. Э.д.с. однокаскадных батарей примерно равна энергии вторичных электронов.

Немаловажную роль играет надежность работы турбины, генератора, насоса. Однако даже при достижении относительно больших сроков службы их надежность из-за наличия вращающихся элементов всегда будет ниже надежности термоэлектрических систем.

Ввиду более высоко КПД турбогенераторов по сравнению с термоэлектрогенераторами (при больших мощностях) турбогенераторы могут в дальнейшем найти применение, особенно в тех случаях, когда требуется не только электрическая, но и механическая энергия. Расчеты показывают, что при этом общий КПД установки составляет ~15 %.

Опыт разработки и эксплуатации радиоизотопных генераторов в различных районах земного шара и возрастающие возможности производства в большом количестве радиоактивных изотопов позволяют надеяться, что радиоизотопная энергетика получит дальнейшее широкое развитие.