Прогнозирование последствий опасности использования космических аппаратов с ядерным реактором

В.В.Двирный1, М.В. Елфимова2, Г.В.Двирный2, В.В. Голованова5, Д.О. Козлов1

2ФГАОУ В ПО Сибирский федеральный университет 2ФГБОУ ВО Сибирская пожарно-спасательная академия ГПС МЧС России 5 ФГУП Конструкторское бюро «Арсенал» имени М.В. Фрунзе

Несмотря на небольшой возраст ядерной энергетики после открытия Чедвиком нейтрона в лаборатории Резефорда в Кембриджском университете в 1932 г. в мире в настоящее время широко используются ядерные силы. С управляемых ядерных реакций началась эра и военного, и мирного атома. Были созданы атомные и водородные бомбы, атомные ледоколы, подводные лодки и электростанции, стали применяться ядерные энергетические установки (ЯЭУ) в космических аппаратах (КА).

Проблема оснащения космических аппаратов надежными системами энергообеспечения стала очевидной почти сразу после запусков первых искусственных спутников Земли.

Одним из предложений для решения данной проблемы с высокой эффективностью является использование ядерных источников энергии. Но их применение на космических аппаратах сопряжено с решением большого комплекса проблем обеспечения радиационной безопасности - как биосферы Земли на участке выведения спутника, так и полезной нагрузки КАв космическом пространстве.

Впервые эксперимент с ЯЭУ SNAP-10A одноименного аппарата проведен в апреле 1965 г. в течение 90 суток при этом прошла отработка безопасного выведения КА с ЯЭУ на орбиту.

Реактор SNAP-10A (System of Nuclear Auxiliary Power - Система дополнительного ядерного питания; общее наименование программы космических реакторов и радиоизотопных генераторов) был разработан в компании Boeing по заказу ВВС и Комиссии по атомной энергии США. Он работал на тепловых нейтронах и использовал уран-235 в качестве топлива, гидрид циркония как замедлитель и на- трий-калиевый жидкий теплоноситель. Тепловая мощность реактора составляла, по разным источникам, от 39.0 до 45.5 кВт. Термоэлектрический преобразователь обеспечивал выходную электрическую мощность от 500 до 650Вт. [1]

В России по характеристикам, но не по конструкции, термоэлектрический реактор- преобразователь «Ромашка» был создан под руководством М.Д.Миллионщикова и Н.Н.Пономарева-Степного и впервые запущен в Институте атомной энергии (ИАЭ, ныне Российский научный центр «Курчатовский институт») в августе 1964 г. Основой установки был реактор на быстрых нейтронах с тепловой мощностью 40 кВт, использующий в качестве топлива карбид урана при температуре в активной зоне 1770°С. Термоэлектрический преобразователь на кремний-германиевых полупроводниковых элементах, расположенный снаружи отражателя реактора, преобразовывал в электрическую энергию часть выделяемого тепла - до 800 Вт.

Первый опыт решения этих задач в нашей стране был получен при запуске в космос космических аппаратов с радиоизотопными источниками энергии. В 1965 г. были запущены два экспериментальных КА связи типа «Стрела-1» с радиоизотопными термоэлектрическими генераторами (РИТЭГ) «Орион-1», работающими на полонии-210. Вес генераторов составлял 14,8 кг, электрическая мощность - 20 Вт, срок работы - 4 месяца. В последующие годы проводились работы, направленные на повышение мощности и ресурса РИТЭГ для луноходов и автоматических межпланетных станций. В то же время разработанные конструкции отличались между собой применяемыми изотопами, термоэлектрическими материалами, конструктивными формами и т.п. Все это значительно усложняло и удорожало создание подобных энергетических установок (ЯЭУ).

Применение ЯЭУ в космосе предусматривает их использование только в тех сферах, где нет возможности решить задачу с помощью других источников энергии.

Главным источником энергии на околоземных орбитах являются солнечные элементы, мощность и КПД которых за последнее время значительно выросли. Если еще несколько лет назад разработчики ЯЭУ ориентировались на уровень мощности 20 кВт, то сегодня такой уровень обеспечивается солнечными источниками энергии. В то же время для полетов в дальний космос использование ядерных энергетических установок практически не имеет альтернативы. Для таких масштабных проектов, как экспедиция на Марс, преимущество использования ядерной энергетики не вызывает сомнений. Причем ЯЭУ может служить не только источником энергии для жизнеобеспечения экипажа и питания аппаратуры, но и средством, обеспечивающим движение, в том числе с помощью ядерного ракетного двигателя. [2]

В соответствии с современными представлениями это может быть транспортно-энергетический модуль, обеспечивающий вывод аппарата на орбиту или возможность смены орбиты.Такая двухрежимная установка с уровнем мощности около 100 кВт обеспечит вывод космического корабля на рабочую орбиту, и уже там обеспечит энергопитание на более низком уровне мощности.

В 1998 г. Правительство Российской Федерации приняло постановление «О концепции развития космической ядерной энергетики в России». Эта Концепция направлена на сохранение лидирующих позиций России в области космических ядерных технологий, высококвалифицированных кадров, уникальной экспериментальной и производственно-технологической баз, инфраструктуры научных центров и предприятий, которые осуществляют работы в данной области [3].

Таким образом, сейчас наблюдается настоящий ренессанс космической ядерной энергетики - для решения амбициозных энергоемких задач на околоземной орбите и в дальнем космосе требуется колоссальная энергия, дать которую в настоящее время способны только ядерные энергетические установки. При должном финансировании и внимании мирового ученого сообщества к этой технологии человечество уже в ближайшей перспективе будет способно подойти к промышленному освоению космоса, пилотируемому полету на Марс и исследованию дальних планет.

При эксплуатации ядерно-энергетических установок возникают проблемы, из которых одна из важнейших это обеспечение радиационной безопасности после окончания срока активного существования.

Вопросы, связанные с использованием КА с ядерными энергетическими источниками, в том числе ядерными реакторами, обсуждались в ООН. Был сделан вывод о возможности их безвредного применения в космическом пространстве при условии соблюдения соответствующих мер безопасности, главной из которых является использование «орбит высвечивания». Иногда их называют орбитами длительного существования. На орбитах длительного существования, имеющих высоты 800- 1000 км, происходит распад радиоактивных материалов до приемлемого уровня, гарантирующего при возвращении на Землю допустимые дозовые эквиваленты, рекомендованные Международной комиссией по радиологической защите для неаварийных условий.

Содержание радиоактивных изотопов продуктов деления 235U в реакторе определяется тепловой мощностью и ресурсом функционирования в активированном состоянии. Для реактора-преобразователя «Топаз» с тепловой мощностью 180 кВт активность продуктов деления (Ки) в зависимости от времени выдержки после выключения ЯЭУ приведена в таблице 1. При этом оценивались два ресурса функционирования ядерного реактора - 90 сут и 2 года. [1]

Согласно теории ядерных превращений Резерфорда, уже через три года выдержки ядерного реактора после его выключения продукты деления 23511 определяются изотопами: стронций-90 + иттрий; рутений-106 + родий-106; цезий-137; церий-144+ празеодим-144; прометий-147 и европий-155. Периоды полураспада стронция-90 и цезия-137 составляют около 30 лет, в то время как остальные вещества, входящие в состав продуктов деления 235U, имеют периоды полураспада в диапазоне от 0,78 до 2,64 года. После выдержки около 100 лет в реакторе из продуктов деления остаются только изотопы: стронций-90 и цезий-137, причем мощность дозы т- излучения от реактора определяется в основном активностью цезия-137.

Данное обстоятельство обусловило необходимость определения требуемого времени существования ядерного реактора на орбите высвечивания. Это время рассчитывается по начальной активности цезия-137 (Оо) на момент выключения реактора при его допустимой остаточной активности (Одоп) :

где N - тепловая мощность ядерного реактора, кВт; Т - ресурс функционирования ядерного реактора в активированном состоянии, год; Т - время высвечивания

ядерного реактора после отключения, год; Л - постоянная распада цезия-13 7, год-1.Расчеты показывают, что для КА с ядерным реактором «Топаз» при времени активного функционирования 90 сут требуемое время существования на орбите высвечивания равняется 270 лет. В случае если активное функционирование реактора достигает 2 лет, то время высвечивания становится равным 360 лет.

Активность продуктов деления [Ки] в зависимости от времени выдержки после выключения ЯЭУ

Табл. 1

Время, сут

Ресурс

90 сут

2 года

0

455 000

488 000

1

136 000

168 000

10

62 750

93 200

360

2470

10 180

1080

585

3440

1800

304

2124

360 лет

0,014

0,119

Для анализа радиационной опасности, которую может представлять КА с ядер- ным реактором при приземлении после высвечивания на орбите длительного существования около 300 лет, следует рассмотреть различные ситуации, приводящие к некоторому облучению ограниченной части населения в зависимости от степени аэродинамического разрушения реактора при спуске в атмосфере, его механического разрушения и заглубления при ударе о поверхность воды или грунта.

В случае падения КА или отделившегося ядерного реактора в населенный пункт или в зону производственной деятельности человека он в целом или разрушенном виде будет довольно быстро обнаружен и утилизирован.

Рассмотрим два предельных варианта:

Реактор после падения и незначительного заглубления в грунт, снегил и воду не обнаружен втечение Юсут.Минимальное расстояние,на котором могутпостоянно находиться люди, определяется линейным параметром жилой постройки, составляющим 8-10 м.

Расчет дозы облучения Д (бэр) осуществляется по формуле:

где Одоп-допустимая активность,МКи; Кт -у-постоянная изотопа,R-расстояние, F(rpr) - коэффициент самопоглощения т-излучения в реакторе с учетом многократного рассеяния; к - коэффициент ослабления т-излучения в жилой постройке, грунте, воде; t- продолжительность облучения.

При Одоп = 119 МКи; Кг= 3,1; F(rpr) = 0,25; R = 1000 см; k = 1; t = 240 ч максимальный уровень облучения некоторого контингента населения не превысит 0,022 бэр, что составляет приблизительно 20 % от годовой дозы облучения за счет естественного радиоактивного фона местности (порядка 0,1 бэр/год). Если учесть, что площадь, ограниченная изолинией, соответствующей 20 % от уровня фона, лежит в пределах площади круга от упавшего реактора радиусом 63 м,то ясно, что контингент облучаемых лиц крайне ограничен.

Реальные дозы облучения должны быть ниже с учетом ослабления у-излучения в жилой постройке > 2), а также в грунте и воде. Например, к-100 для слоя почвы

0. 5.м и слоя воды 1,0 м.

В другом предельном случае предполагается, что КАс реактором приземлился вблизи населенного пункта, место его падения было обнаружено и отдельные лица непосредственно контактируют с реактором или его фрагментами. Время возможного контакта на расстоянии 1 м составит не более 1 сут до его изъятия и утилизации. Уровни облучения отдельных лиц при таком контакте составят около 0,2 бэр, что приблизительно в 2,5 раза ниже предела дозы 0,5 бэр для ограниченной части населения, действующего на момент разработки ЯЭУ.

Таким образом, возможные уровни облучения при падении ядерного реактора после его высвечивания на орбите длительного существования не принесут вреда здоровью человека. Разрушение КА с реактором и разброс ядерного топлива также не представляют опасности для внутреннего облучения организма человека, т. к. растворимость топлива U02 в окружающей среде чрезвычайно мала. Вероятность выхода изотопов урана и цезия-137 из топлива в окружающую среду при нормальных атмосферных условиях близка к нулю, поэтому их миграция по биологическим (пищевым) цепочкам практически отсутствует.

Литература

  • 1. А.В. Романов. Теория комплексной оптимизации проектирования космических аппаратов с ядерными термоэмиссионными энергетическими установками./ Под ред. Б.И. Полетаева, А.П. Ковалева.-СПб.: ООО «НПО «Профессионал», 2010.-474 с.
  • 2. В.В. Двирный, Г.В. Двирный, Д.О. Козлов, Е.С. Сидорова, Е.А. Кокорина. Возможность применения ядерных энергетических установок в космических аппаратах и проблемы транспортировки.Журнал Интеллект и наука./Труды XIII Международной молодёжной научной конференции, г. Железногорск.-11с.
  • 3. Журнал «Атомная стратегия» № 30, июнь 2007 г.
 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ   ОРИГИНАЛ     След >