книги из ГПНТБ / Поздняков, Б. С. Термоэлектрическая энергетика
.pdfгде р — удельная мощность, вт/г; Еср — средняя энергия, погло щенная в топливе, Мэе; Т 1/2 — период полураспада, годы; А — атомная масса, г/моль; X — постоянная распада (Х= 0,693/7"i/2); t —- время, годы.
Уравнение (7.1) справедливо только для чистого изотопа, не содержащего каких-либо примесей или разбавителей. Для исполь зования в термоэлектрическом генераторе наиболее подходящим был бы изотоп, обладающий длительным периодом полураспада и высо кой удельной мощностью. Однако, как видно из уравнения (7.1), эти величины обратно пропорциональны.
Радиоактивный изотоп, обладающий удельной мощностью 0,1 вт/г и выше, можно рассматривать как пригодный для изотоп
ных генераторов. В случае применения изотопов с более низким значением удельной мощности потребуются значительные объемы топлива, что приведет к существенному увеличению веса защиты и снижению к. п. д. генератора.
Уровень кинетической энергии излучения — важный критерий пригодности радиоактивного изотопа, поскольку степень нагрева топлива зависит от величины этой энергии. Максимальная энергия у а-излучателей, отобранных на основе критерия периода полурас пада, находится в интервале 4—7 Мэе, а у |3-излучателей — в ин тервале 0,2—3 Мэе. Низкий уровень кинетической энергии излу
чения может исключить изотоп из числа пригодных, несмотря на приемлемый период полураспада. Например, период полураспада трития составляет 12,26 лет, но из-за низкой энергии (3-частиц (максимальная энергия 0,018 Мэе) он не может быть использован
как источник тепла. Характеристики радиоактивных изотопов, по тенциально пригодных для термоэлектрических генераторов, при ведены в табл. 7.1. Однако вышеуказанные ограничения недоста точны для практических целей. Необходимо также учитывать фи зико-химические и технические характеристики радиоизотопного топлива (табл. 7.2). Топливо должно обладать высокой химической стабильностью и достаточно хорошими технологическими свойст вами при высоких температурах (от 500 до 1600° С). К таким свой ствам относятся температура плавления, газовыделения (образо вание гелия в а-излучателях), теплопроводность и плотность.
Некоторые радиоактивные изотопы имеют очень высокую удель ную мощность, затрудняющую их химическую обработку и равно мерный подвод тепла к системе преобразования. К таким изотопам относится кюрий-242, излучение которого настолько интенсивно, что окисление происходит при любых химических процессах обра ботки, а заготовка из металлического кюрия весом 1 г находится
в раскаленном состоянии в результате радиоактивного нагрева (удельная мощность 121 вт/г). Поэтому при использовании кю-
рия-242 в качестве топлива его необходимо разбавлять другими металлами с хорошей теплопроводностью.
Топливо должно использоваться в виде соединения, обладаю щего хорошей коррозионной стойкостью, совместимостью с конст-
146
Т а б л и ц а 7.1
|
|
|
Характеристики |
радиоактивных |
изотопов |
[2, 3] |
|
|
|
|
||
|
Период |
Удельная |
|
|
|
Тип распада |
|
О |
Чистота |
|
Биологическая |
|
|
|
|
|
^ Л« |
|
|
|
|||||
Изотоп |
полураспада |
мощность, Изотопный состав, |
% |
и энергия, |
с; |
радиохими |
химическая, |
активность |
||||
2 м ? |
воздуха, |
|||||||||||
|
|
emje |
|
|
|
Мэе |
ч у «О |
С |
ческая, % |
|
% |
мккюри/смя |
|
|
|
|
|
|
|
C gT r |
|
|
|
|
|
Кобальт-60 |
5,25 года |
0 , 2 2 по р |
6 0 |
Со—31,6 |
|
Р(0,31) |
8,9 |
1480 |
0 |
6 |
°Co—99 |
3-10-» |
|
|
5,32 по у |
|
|
в Со—100 |
|
||||||
|
|
69 Со—68,4 |
|
7(1,17) |
|
|
|
6 0 Ni—1 |
|
|||
|
|
|
|
|
|
7(1,33) |
|
|
|
|
|
|
Стронций-90 |
28,4 |
года |
0,93 |
эо§г_55 |
|
|
|
|
S8Sr (стаб.)—43,9 |
|
|
|
|
86Sr (стаб.)—1,1 |
Цезий-137 |
30 лет |
0,27 |
137Cs—36,5 |
|
|
|
|
|
1 3 5 Cs—20,1 |
|
|
|
|
1 33 Cs—43,4 |
Церий-144 |
284,5 |
суток |
2 , 6 |
144Се—13,3* |
|
|
|
|
14ZCe—42,7 |
|
|
|
|
1 4 0 Се(стаб.)—44 |
Прометий-147 |
2 , 6 |
года |
0,37 |
1 4 7 Pm—100 |
Полоний-210 |
138,3 суток |
142 |
2 10Ро—100 |
|
Плутоний-238 |
86,4 |
года |
0,55 |
— |
Кюрий-242 |
162 дня |
1 2 1 |
24aCm—98 |
|
Кюрий-244 |
18 лет |
2 , 8 |
244C.m— 96 |
|
|
|
|
|
2 4 ьСш—1 |
|
|
|
|
2 4 SCm—3 |
Р(0 ,54) |
2 , 6 |
770 |
90Sr—99,9 |
Sr >95 |
|
ю - 11 |
7(1,73) |
|
|
|
Примеси |
|
|
|
|
|
|
Ca, Ba |
|
|
Р(0,51)—92% |
1,87 28,5 |
1 37Cs—95 |
Cs—98 |
|
5 -10-» |
|
Р(1,17)— 8 % |
|
|
1 3 4 Cs—5 |
Rb,Na, K—2 |
|
|
7 (0 ,6 6 ) |
|
|
|
|
|
|
Р(0,018)— 30% |
6,7 |
804 |
1 4 4 Се—99 |
Ce—99 |
2 |
-1 0 - 10 |
Р(0,32)—65% |
|
|
|
|
|
|
р(0,24)— 5% |
|
|
1 4 7 Pm—99 |
Pm—95 |
|
|
Р(0,23) |
4,4 |
1297 |
|
2 -1 0 - 9 |
||
148 Pm—1 |
Nd—5 |
|
||||
а(5,3)—100% |
|
|
|
|
||
9,3 |
254 |
■2iopo_ юо |
Po—95 |
2 |
- 1 0 - 1 0 |
|
у(0,8)—слабое |
|
|
|
|
|
|
а(5,49) |
16,5 |
640 |
— |
— |
7 -10- 1 0 |
|
7(0,04) |
13,5 |
950 |
2 4 2 Cm—99 |
242Cm—40 |
|
|
а(6 , 11)—73,7% |
7-10- 11 |
|||||
а(6,06)—26,3% |
|
|
|
241Am—60 |
|
|
7(0,44) |
|
|
2 4 4 Cm—99 |
|
|
|
а(5,8)—76,7% |
13,5 |
950 |
2 4 4 Cm—99,5 |
7-10- 14 |
||
а(5,7)—23,3% |
|
|
|
2 4 3 Am—0,5 |
|
|
7(0,043) |
|
|
|
|
|
|
* С о с т а в п о с л е г о д а р а с п а д а ,
4^ |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Т а б л и ц а |
7.2 |
|
0 0 |
|
|
Характеристики изотопного топлива [4, 5] |
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
Характеристика |
Со |
SrT ю3 |
Боросили |
Се<Э2 |
Рш 20 2 |
Ро (металл) |
Ри 02 |
„ |
242,.. |
С т 2| |
40 3 |
|
(металл) |
катное |
Сш |
2 '-'з |
|||||||||
|
|
|
стекло |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Удельная мощность, вт/г |
2,9 |
0,24 |
0,07 |
2,84 |
0,32 |
142 |
0,39 |
44,1 |
2,53 |
|||
Плотность |
мощности, |
2 6 |
0,82 |
0,24 |
18,7 |
2,03 |
1320 |
3,9 |
397 |
22,5 |
||
вт/см3 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
29,2 |
|
Удельная |
активность, |
65,1 |
148 |
207 |
126 |
2440 |
31,2 |
30 |
|
— |
||
кюри/вт |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
9,0 |
|
Плотность, г/см3 |
8,9 |
3,7 |
3,1 |
6 , 6 |
6 , 6 |
9,3 |
1 0 -М2 |
|
9,0 |
|||
Температура |
плавления, |
1480 |
1900 |
1275 |
2680 |
2350 |
254 |
2240 |
|
1950 |
1950 |
|
°с |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Коэффициент |
теплопро |
54—71 |
водности, |
вт/(м-град) |
при |
Коэффициент |
расшире |
20°С |
1,2—1,7 |
||
ния, 1 0 -5 , |
(град)-1 |
при |
Выделение газа при рас |
20°С |
|
Не обна |
||
паде |
|
ружено |
Материал ампулы
5—7 |
0 ,4 —0 , 8 |
0,9—3,0 |
2,5 |
— |
— |
2 , 8 |
2 , 8 |
при 20°С |
при 20°С |
при |
при |
|
|
при |
при |
|
|
100—1000°С |
150°С |
|
|
125°С |
125°С |
1 , 1 2 |
|
1,07—1,29 |
1,08 |
|
|
1,05 |
1,05 |
|
|
при |
при 30— |
|
|
при 25— при 25— |
|
Не обна |
Не обна |
0—1300°С |
740°С |
Гелий* |
Ге |
1000°С |
1000°С |
Не обна |
Не обна |
Гелий3* |
Гелий4* |
||||
ружено |
ружено |
ружено |
ружено |
|
лий2* |
|
|
Нержавею Нержавею Вольфрам-)- |
|
Никель+ |
Тан |
Хастел- |
Хастел- |
||
щая сталь-f- |
щая сталь-)- |
-f-молиб- |
|
-{-нержа |
тал |
лой-С |
лой-С |
хастеллой-С |
хастеллой-С ден+тантал |
|
веющая |
|
|
|
|
|
|
|
|
сталь |
|
|
|
* 0,05 |
смъ/вт при давлении 100 атм в течение периода полураспада. |
|
||||
2* |
Гелий выделяется сравнительно медленно из-за большого периода полураспада. |
|||||
3* |
13,9 |
см3 выделяет источник с начальной |
активностью |
1000 |
кюри за |
период полураспада. |
** 84,7 |
см3 выделяет источник с начальной |
активностью |
1000 |
кюри за |
2 года (0,11 периода полураспада). |
рукционными материалами и стабильностью во времени. Оно долж но быть нерастворимо в пресной и морской воде, чтобы в случае аварии, например космического генератора, избежать попадания радиоактивности в биосферу. В большинстве генераторов назем ного и подводного применения используется стронций-90. Этот изотоп, хорошо растворяясь в воде и являясь одним из наибо лее опасных радиоактивных веществ, может быть применен только
ввиде инертного и стабильного соединения. Результаты иссле дований таких нерастворимых соединений стронция, как бораты, цирконаты и титанаты, показали, что наименьшей растворимостью
вморской воде обладают образцы титаната стронция. Это соедине ние используется во многих изотопных генераторах.
Практическое наличие и стоимость изотопа могут оказать су щественное влияние на его выбор. В табл. 7.3 приведены данные о стоимости и производстве изотопов в США в настоящее время и в будущем. Данные, относящиеся к 1980 г., вычислены в предполо
жении, что радиоактивные |
изотопы |
будут |
производиться только |
|||
в энергетических реакторах |
АЭС США, электрическая мощность ко |
|||||
торых к 1980 г. достигнет |
150 000 |
Мет [6]. |
|
|
||
g |
|
|
|
|
Таблица 7.3 |
|
Данные о стоимости и производстве радиоактивных изотопов |
||||||
Изотоп |
Производство Производство |
Стоимость |
Стоимость |
|||
в 1968 г ., |
в 1980 г., |
в 1968 г ., |
к 1980 г., |
|||
|
квт(т) |
квт(т)/год |
долл/вт{т) |
долл(ет{ т) |
||
Кобальт-60 |
|
67 |
Более 1000 |
26 |
1 0 |
|
Оронций-90 |
|
|
850 |
30 |
2 0 |
|
Цезий-137 |
|
48 |
|
850 |
26 |
24 |
Церий-144 |
800 |
1 0 0 0 0 |
19 |
2 |
||
Прометий-147 |
|
5 , 5 |
|
40 |
558 |
2 2 0 |
Полоний-210 |
|
14 |
|
— |
780 |
2 0 |
Плутоний-238 |
|
17 |
Более 400* |
1600 |
540 |
|
Кюрий-242 |
|
— |
|
— |
— |
17 |
Кюрий-244 |
|
— |
|
292* |
— |
64 |
* 400 кет плутония-238 будет получено |
при облучении нептуния-237, количе |
|||||
ство которого к 1980 г . достигнет 920 кг. |
из |
топлива |
энергетических |
реакторов и |
||
2* 29 кет кюрия-244 |
будет |
получено |
||||
100 кет при переработке плутония и америция. |
К 1980 году предполагается получить |
|||||
118 кг америция-241 из топлива |
энергетических реакторов. |
|
Как указывалось, радиоактивные изотопы получаются в основ ном в ядерном реакторе в процессе деления топлива (продукты деления) и при облучении нейтронами некоторых тяжелых элемен тов. Производство продуктов деления почти пропорционально росту производства ядерной энергии. Количество изотопов, получаемых при облучении нейтронами, зависит от количества загружаемого исходного материала (мишени), длительности его выдержки и интен сивности использования ядерного топлива.
149
Предполагаемый рост производства радиоактивных изотопов в реакторах с водяным охлаждением на тепловых нейтронах США
показан на рис. 7.1.
Изотопы, получаемые в процессе деления, являются побочным продуктом атомной промышленности, поэтому стоимость реакции деления не влияет на их стоимость. Цена на продукты деления оп ределяется в основном затра
|
тами на радиохимическую |
пере |
||||
|
работку отходов атомной про |
|||||
|
мышленности. |
|
|
|
||
|
Вторая |
группа изотопов |
ха |
|||
|
рактеризуется |
значительно |
бо |
|||
|
лее высокой стоимостью, опреде |
|||||
|
ляемой в основном ценой загру |
|||||
|
жаемого |
вещества — мишени, |
||||
|
величиной |
потока нейтронов и |
||||
|
затратами |
на |
выделение |
полу |
||
|
ченного изотопа. В табл. 7.4 |
|||||
|
приведены |
примерные затраты |
||||
|
на облучение мишеней в реак |
|||||
|
торе [7J. |
|
|
|
|
|
|
При использовании радиоак |
|||||
Рис. 7.1. Количество изотопов — про |
тивных изотопов в качестве ис |
|||||
дуктов деления, которое можно еже |
точников тепловой энергии стои |
|||||
годно получать в энергетических ре |
мость |
генерируемого тепла |
за |
|||
акторах. |
висит |
от |
длительности |
срока |
||
|
службы этих |
источников. |
При |
мерная зависимость стоимости энергии для различных изотопов от срока службы генератора приведена в табл. 7.5. При этом стои мость изотопов определялась с учетом усовершенствованной тех нологии их выделения и упаковки [7].
Втабл. 7.6 приведены данные о выходе изотопов, образующихся
вреакторе в результате облучения нейтронами. Эти данные явля ются средними значениями для реакторов с водой под давлением и
кипящих реакторов. При оценке полных затрат для тех процессов.
|
|
Т а б л и ц а 7.4 |
Относительные расходы на облучение мишеней в реакторе |
||
Изотоп |
Исходное вещество — мишень |
Стоимость |
облучения, |
||
|
|
% полной |
Кобальт-60 |
Кобальт-59 |
2 5 -9 0 |
Полоний-210 |
Висмут |
1—9 |
Плутоний-238 |
Нептуний-237 |
5—12 |
Кюрий-242 + плутоний-238 |
Америций-241 |
2—7 |
Кюрий-244 + плутоний-238 |
Америций-241 +америций-242 |
2 — 8 |
150
у которых имеется только частичный выход продукта и процесс может повторяться несколько раз, следует учитывать ежегодное снижение цен примерно на 10%.
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Таблица |
7.5 |
|
|
Зависимость стоимости энергии от срока службы |
|
|
||||||||||
|
|
|
генератора, долл}(квт-ч) (т) |
|
|
|
|||||||
|
|
Период |
|
Срок службь . |
|
годы |
|
Цена чистого |
|||||
Изотоп |
полурас |
|
|
|
|
|
|
|
изотопа |
с |
|||
|
|
пада , |
0 ,5 |
I |
|
3 |
|
5 |
10 |
упаковкой, |
|||
|
|
|
годы |
|
|
долл/г |
|
||||||
Кобальт-60 |
|
|
5,25 |
1,5 |
0 , 8 |
0,34 |
|
0,27 |
0,31 |
106 |
|
||
Стронций-90 |
|
28,4 |
|
4,95 |
2,5 |
0,85 |
|
0,55 |
2 0 |
|
|||
Церий-144 |
|
|
0,78 |
0,7 |
— |
— |
|
---- |
— |
50 |
|
||
Цезий-137 |
|
30 |
|
5,6 |
2 , 8 |
0,95 |
|
0,62 |
0,35 |
1 0 |
|
||
Прометий-147 |
|
|
2 , 6 |
|
60,0 |
34,0 |
19,0 |
|
— |
_ |
75 |
|
|
Полоний-210 |
|
|
0,38 |
4,4 |
— |
— |
|
— |
— |
1 0 1 0 |
|
||
Плутоний-238 |
|
86,4 |
|
99,0 |
50,4 |
16,9 |
10,4 |
5,4 |
242 |
|
|||
Кюрий-242 |
|
|
0,45 |
1 , 1 |
— |
— |
|
— |
— |
252* |
|||
Кюрий-244 |
|
18 |
|
54,6 |
27,8 |
9,82 |
|
6,5 |
3,95 |
612* |
|||
* Кюрий-242 и 244 |
образуются вместе с плутонием-238, при этом |
цена плутония- |
|||||||||||
238 принята равной 119 |
долл/г. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Таблица |
7.6 |
|
|
Выход |
|
изотопов |
при облучении |
в реакторах |
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
'-V—ч |
|
|
Выход |
|
||
|
|
|
|
|
|
|
* * |
|
|
|
|
||
|
Вещество |
Длительность |
« О |
|
|
|
|
|
|
||||
Изотсп |
ЬСCl- |
|
|
|
|
непрореагиро |
|||||||
и масса |
|
технологического |
° £„■ |
|
|
|
|
||||||
|
мишени |
|
процесса |
|
in |
|
изотоп, |
г |
мишени, |
г |
|||
|
|
|
|
|
вавшая часть |
||||||||
Кобальт-60 |
55>Со (100 |
г) |
Облучение |
2-1 Ом |
1,6 |
(кобальт- |
|
|
|||||
|
|
|
|
1 |
год |
Ы 0 « |
4,2 |
60) |
|
|
|
||
|
|
|
|
Облучение |
(кобальт- |
— |
|
||||||
Полоний-210 |
Висмут ( 1 |
т) |
3 |
года |
|
-1 0 13 |
4 |
|
60) |
|
|
|
|
Облучение |
2 |
|
(полоний- |
— |
|
||||||||
|
|
|
|
1 |
год |
МО1* |
17 |
|
2 1 0 )* |
|
|
|
|
|
|
|
|
Облучение |
|
(полоний- |
— |
|
|||||
Плутоний- |
Нептуний- |
1 |
год |
|
-1 0 13 |
|
|
2 1 0 )* |
|
71 (непту- |
|||
Облучение |
2 |
2 0 |
|
(плутоний- |
|||||||||
238 |
237 (100 |
г) |
3 |
года |
MOW |
|
|
238) |
|
ний-237) |
|||
|
|
|
|
Облучение |
2 1 |
(плутоний- |
70 (непту- |
||||||
Кюрий-2424- |
Америций- |
9 |
мес. |
2 -1 0 13 |
6,0 |
|
238) |
|
ний-237) |
||||
Облучение |
(кюрий-242) |
62 (амери- |
|||||||||||
4 -плутоний- |
241 (100 |
|
г) |
1 |
год |
|
|
18,0 |
(плутоний- |
ций-241) |
|||
238 |
|
|
|
(выделение |
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
4 |
мес.) |
MOW |
|
|
238) |
|
50 (амери- |
||
|
|
|
|
Облучение |
15 (кюрий-242) |
||||||||
|
|
|
|
4 |
мес. |
|
|
23 |
(плутоний- |
ций-242) |
|||
|
|
|
|
(выделение |
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
4 |
мес.) |
|
|
|
|
238) |
|
|
|
* В момент выгрузки.
151
К о н с т р у к т и в н ы е о с о б е н н о с т и и з о т о п н ы х т е р м о г е н е р а т о р о в
В в е |
д е н и е . Назначение генератора |
может налагать очень |
жесткие |
ограничения на его конструкцию. |
Так, корпус генерато |
ра, предназначенного для работы на больших глубинах, должен быть рассчитан на внешнее давление в несколько сот атмосфер. Конструк ция космического генератора должна выдерживать значительные вибрационные и ударные нагрузки, характерные для ракетных си стем. Даже наземные установ ки необходимо рассчитывать на удары, которые могут воз никнуть при монтаже и транспортировке. Требования:
Рис. 7.2. Типичный изотопный термо |
Рис. 7.3. |
Тепловой блок: |
|||||
|
генератор |
(разрез): |
1 — ампула |
с |
изотопом; 2 — |
||
/ — теплоизоляция; |
2 — корпус теплового |
топливо; 3 |
— |
пространство |
|||
блока; 3 — топливо; |
4 — термоэлементы; |
для |
сбора |
газа; |
4 — крыш |
||
5 — |
прижимное устройство; 6 — изолирую |
ка |
блока; |
5 — пробка; 6 — |
|||
|
щая прокладка. |
|
корпус |
блока. |
|||
радиационной безопасности, заключающиеся в |
том, чтобы изо |
||||||
топный |
генератор |
оставался неповрежденным |
при |
любой ава |
рии, существенно влияют на его конструкцию. Механические, тепловые и химические силы, возникающие при эксплуатации ге нератора и особенно в результате аварии, определяют в основном конструкцию топливной ампулы. Конструкция защиты определя ется ядерными характеристиками и типом излучения радиоизотоп ного топлива. Неизменная скорость распада изотопа, подчиняю щаяся экспоненциальному закону, также вносит определенные конструктивные ограничения, требуя в некоторых случаях созда ния специальных систем регулирования мощности. Ниже рассмат риваются наиболее характерные особенности радиоизотопных тер моэлектрических генераторов. Взаимное расположение узлов кон
струкции типичного изотопного генератора показано |
на рис. 7.2. |
|
Т е п л о в о й б л о к . |
Источник тепловой энергии термогене |
|
ратора — радиоизотопное |
топливо — заключен в |
специальную* |
152 |
|
|
ампулу (рис. 7.3). Несколько таких ампул помещают в контейнер (тепловой блок). Идеальной формой теплового блока в отношении
равномерности распределения тепла является сфера. Однако сфери ческие формы сложны в изготовлении. Кроме того, большинство ра диоизотопных топлив не могут обеспечить высокие тепловые пото ки, необходимые для термоэлектрической системы, окружающей сферический блок. По этим причинам большинство тепловых бло ков изготавливают в форме цилиндра, к боковой или торцевой по верхностям которого прижимаются горячие спаи термоэлементов. У некоторых генераторов (например, первые отечественные генера торы на полонии-210) тепловой блок изготовлен в форме плоского параллелепипеда.
Во избежание возможности попадания радиоактивного изотопа в биосферу тепловой блок не должен разрушаться ни при каких условиях эксплуатации, а также в результате аварийных ситуаций, приводящих к разрушению самого генератора. Особенно жесткие требования предъявляют к тепловому блоку изотопного термогене ратора космического назначения. Подобный генератор может под вергаться кратковременному тепловому воздействию в результате пожара на стартовой площадке или аэродинамического нагрева при возвращении в плотные слои атмосферы. При этом максимальная температура может возрастать до 1500— 1800° С. В случае аварий ного прекращения полета ракеты-носителя генератор может упасть на твердый грунт (максимальная скорость падения 100 м/сек) или
погрузиться в океан на глубину, где гидростатическое давление составляет 500—700 атм. При попадании в океан тепловой блок
будет подвергаться также коррозионному воздействию морской воды.
При перевозке генератора к месту испытаний или в процессе эксплуатации может возникнуть пожар в результате аварии на транспорте. Поэтому имеется определенная, хотя и небольшая, вероятность возникновения высоких температур, характерных для пламени бензина. Пламя горящего бензина не может существенно повлиять на тепловой блок космического генератора, рассчитанно го на более высокие температуры (например, вспышка ракетного
топлива). |
Для |
наземных генераторов |
горение бензина в результа |
те дорожного |
происшествия становится предельно возможным |
||
тепловым |
воздействием окружающей |
среды, которое должно быть |
учтено при их конструировании.
Происшествия на транспорте могут привести также к значитель ным перегрузкам и взрывам. При лобовом ударе грузовых автомашин эффективная скорость столкновения может достигать 60 м/сек.
Максимальная скорость при столкновении товарных поездов дости гает 80—90 м/сек. Опасность, связанную с возможностью взрыва
цистерн с бензином на железнодорожном транспорте, можно устранить соответствующим комплектованием состава. Наиболее опасные транспортные происшествия —■авиационные катастрофы. Пламя горящего авиационного бензина серьезно повредит генера
153
тор, но целостность теплового блока при этом не должна быть нару шена. Тепловой блок должен также противостоять удару при ско ростях до 100 м/сек в случае аварии самолета и падения генератора
с большой высоты, например, на скальный грунт. Поэтому на прак тике следует избегать воздушной транспортировки наземных изо
топных генераторов.
Помимо внешних сил на тепловой блок действуют внутренние силы, обусловленные давлением газа и коррозией при высоких ра бочих температурах. У a -активных источников в результате захва та электронов а-частицами образуется гелий, который постепенно выходит из материала топлива и создает давление на стенки ампу лы. По мере распада изотопа давление гелия в ампуле может до стигать нескольких сот атмосфер. Для поддержания этого давления в допустимых пределах обычно в ампуле предусматривается объем для сбора гелия.
В некоторых случаях указанный объем может в несколько раз превышать объем топлива. Например, ампула кюриевого источника со сроком службы один год и тепловой мощностью 500 вт должна иметь объем для сбора гелия под давлением 100 атм порядка 25 см3, что в пять раз больше объема топлива (4—5 см3) [8]. Наличие таких
объемов существенно снижает удельную мощность топлива и отри цательно влияет на вес и габаритные размеры генератора. Поэтому ампулы с a -активными изотопами рассчитывают на давление в не сколько сот атмосфер. Однако ампула не должна иметь очень толстые стенки, поскольку это снижает ее тепловые характеристики и су щественно увеличивает вес генератора. Эти две противоречивые тен денции ставят перед конструктором генератора задачу нахождения оптимального решения применительно к каждой конкретной кон струкции.
р-Активные источники в принципе также могут выделять газо образные продукты в результате радиохимических реакций, обус ловленных наличием примесей в топливе. Например, окись церия в процессе радиоактивного распада выделяет кислород, часть ко торого может выйти из топлива. Поэтому при разработке ампул для P-активных изотопов необходимо также учитывать возможность накопления газов.
Существенную роль играют химические силы, возникающие в результате реакции между топливом и материалом ампулы и при водящие к коррозии внутренних стенок ампулы. Эта задача успешно решается правильным подбором материала ампулы и стабильной химически инертной формы радиоизотопного топлива.
В табл. 7.7 приведены некоторые наиболее часто употребляемые конструкционные материалы топливной ампулы и теплового блока и их характеристики. При использовании в качестве топлива металлических плутония и кюрия в ампулы обычно вставляется оболочка из инертного металла для предотвращения взаимодействия топлива с конструкционными материалами. Чаще всего для этой цели используется тантал.
154
|
|
|
Таблица 7.7 |
Конструктивные материалы топливной ампулы |
|||
Материал |
Максимальная |
Коррозионная |
Свариваемость |
рабочая тем |
стойкость в морской |
||
|
пература, °С |
воде |
|
Молибден |
1350 |
Хорошая |
Хорошая |
Никель |
820 |
Хорошая |
То же |
Титан |
650 |
Очень хорошая |
» |
Нержавеющая сталь 304 |
820 |
Слабая |
» |
Хастеллой-С |
820 |
Очень хорошая |
» |
Инконель-Х |
930 |
То же |
Очень хорошая |
Рене-41 |
930 |
Хорошая |
|
Хейнес-25 |
930 |
То же |
Хорошая |
Радиоактивный изотоп обычно помещают в цилиндрическую ам пулу (см. рис. 7.2), а затем — в металлический тепловой блок и гер метизируют колпачком на резьбе с последующей его обваркой. По- лоний-210, имеющий значительную летучесть и дающий наиболь шие выделения гелия, заключают после довательно в две ампулы с окончатель ной герметизацией в металлическом блоке. Следует отметить, что в некото рых изотопных термогенераторах приме нялись ампулы конической формы, чтобы обеспечить плотные контакты с малыми температурными сопротивлениями.
Однако более поздние эксперименты по казали, что конусообразная форма не обязательна. Иногда обеспечение хоро шего теплового контакта с более холод ными узлами достигается использованием жидкометаллической прослойки, но при
менять этот способ вблизи топливной |
Рис. 7.4. Конструкция тер |
||||
ампулы не удается из-за |
слишком высо |
||||
кой ее температуры. |
|
моэлемента: |
|||
|
1 — электроизоляция; 2 — тепло |
||||
Т е р м о э л е к т р и ч е с к и й |
|||||
изоляция; 3 — коммутирующая |
|||||
п р е о б р а з о в а т е л ь . |
Термоэлек |
пластина; |
4 — уплотнение; 5 — |
||
прижимное |
устройство; 6 — кор |
||||
трические элементы обычно распола |
пус генератора; |
7 — пружина; |
|||
8 —. термостолбик; |
9 — корпус |
||||
гаются между тепловым |
блоком (горя |
теплового блока. |
чая сторона) и корпусом генератора (хо лодная сторона). Термоэлементы, как правило, находятся в непо
средственном тепловом контакте с поверхностью теплового блока, если отсутствуют какие-либо специальные требования к защитному экрану. В качестве системы для сброса остаточного тепла часто ис пользуется корпус генератора. На рис. 7.4 показана одна из воз можных конструкций термоэлемента.
Достижение оптимальных эксплуатационных характеристик ге нератора в значительной степени зависит от надежно работающего
155