Прикладная ядерная космофизика

Федеральное агентство по образованию Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

К.А. Боярчук, А.М. Гальпер, С.В. Колдашов, С.Е. Улин

ПРИКЛАДНАЯ ЯДЕРНАЯ КОСМОФИЗИКА Под общей редакцией профессора А.М. ГАЛЬПЕРА Рекомендовано УМО «Ядерные физика и технологии» в качестве учебного пособия для студентов высших учебных заведений

Москва 2007

УДК 621.039.8 (075) ББК 24.13я7 П 33 Прикладная ядерная космофизика: Учебное пособие / К.А. Боярчук, А.М. Гальпер, С.В. Колдашов, С.Е.Улин; Под. ред. А.М. Гальпера. М.: МИФИ. 2007. 216 с. В учебном пособии рассмотрены общие вопросы радиационного мониторинга Земли и околоземного космического пространства, осуществляемого с помощью космических аппаратов. Дано описание дистанционных методов и аппаратурно-измерительных комплексов, применяемых для радиационного контроля ядернофизических объектов, расположенных как на Земле, так и в ближайшем космическом пространстве, а также для регистрации радиационных возмущений, связанных с солнечно-магнитосферными и геофизическими процессами. Предназначено для студентов, обучающихся по курсу «Прикладная ядерная космофизика», и аспирантов. Пособие подготовлено в рамках Инновационной образовательной программы. Рецензенты:

д.ф.-м.н., профессор Дмитриенко В.В., д.ф.-м.н., профессор Воронов С.А.

ISBN 978-5-7262-0868-8 © Московский инженерно-физический институт (государственный университет), 2007 Редактор Н.Н. Антонова Оригинал-макет изготовлен С.В. Тялиной Подписано в печать 1.11.2007 Формат 60х84/16 Печ.л. 13,5 Тираж 200 экз. Изд. № 4/26 Заказ № 0-629 Московский инженерно-физический институт (государственный университет) 115409, Москва, Каширское шоссе, 31 Типография издательства «Тровант», г. Троицк 2

ОГЛАВЛЕНИЕ Введение ................................................................................................ 7 Глава 1. Ядерно-физические объекты – цель радиационного мониторинга ....................................................................... 10 1.1. Причины появления радиационного загрязнения ..................... 10 Полигоны и испытания ядерного оружия ............................ 10 Современные военные конфликты ....................................... 11 Атомная энергетика................................................................ 12 1.2. Ядерные реакторы ........................................................................ 12 Конструкция реактора РМБК-1000....................................... 13 Конструкция реактора ВВЭР-1000 ....................................... 15 БН-600 – реактор на быстрых нейтронах ............................. 16 1.3. Ядерно-топливный цикл .............................................................. 17 1.4. Радиоактивное загрязнение космоса .......................................... 19 Глава 2. Воздействие радиационного излучения на окружающую среду ...................................................... 22 2.1. Источники ионизации .................................................................. 22 Естественные источники ионизации атмосферы Земли ..... 22 Антропогенные источники ионизации ................................. 23 Краткая характеристика газообразных отходов .................. 24 2.2. Воздействие излучения на атмосферу ........................................ 28 2.3. Воздействие ионизирующих излучений на биологические объекты: планктон, травянистый и лесной покров ........................................................................... 34 Биоиндикация-1 ...................................................................... 36 Биоиндикация-2 ...................................................................... 39 Глава 3. Проведение дистанционного мониторинга загрязнения поверхности Земли ..................................... 42 3.1. Дистанционный мониторинг ....................................................... 42 3.2. Методы дистанционного мониторинга ...................................... 44 3.3. Бортовая аппаратура для мониторинга радиоактивных загрязнений ....................................................... 50 3

Глава 4. Физические условия в ближайшем космическом пространстве при проведении дистанционного мониторинга радиационной обстановки на поверхности Земли ................................. 62 4.1. Атмосфера ..................................................................................... 62 Плотность ................................................................................ 62 Температура ............................................................................ 62 Химический состав................................................................. 63 4.2. Ионосфера ..................................................................................... 64 4.3. Магнитное поле Земли (магнитосфера) ..................................... 66 4.4. Радиационные условия (спокойное Солнце) ............................. 71 Электромагнитное излучение................................................ 71 Заряженные частицы .............................................................. 73 4.5. Солнечная активность.................................................................. 78 Одиннадцатилетний цикл солнечной активности ............... 78 Вспышечная активность ........................................................ 82 Глава 5. Радиационный пояс Земли (РПЗ) ................................... 85 5.1. Области захвата частиц................................................................ 85 5.2. Движение частиц, захваченных в РПЗ........................................ 86 5.3. Магнитные координаты и координаты Мак-Илвайна .............. 92 5.4. Природа частиц, заполняющих радиационный пояс ................ 93 Первый и главный механизм – это распад нейтронов альбедо............................................................. 93 Второй механизм – радиальная диффузия ........................... 94 Другие механизмы.................................................................. 95 Выход частиц из зон захвата ................................................. 96 Энергетическое и пространственное распределения захваченных частиц в радиационном поясе Земли ........ 96 Общие замечания.................................................................... 97 Глава 6. Космический и наземный комплексы......................... 100 6.1. Минимальная (критическая) высота орбиты ........................... 100 6.2. Круговая орбита, эллиптическая орбита .................................. 101 Круговая орбита.................................................................... 101 Эллиптическая орбита.......................................................... 104 6.3. Дополнительная информация об орбите ИСЗ.......................... 105 6.4. Космический комплекс «Ресурс-ДК» №1 ................................ 109 4

Глава 7. Мониторинг ядерно-физических установок на космических аппаратах ............................................ 119 7.1. Задачи ядерного мониторинга КА ............................................ 119 7.2. Общие характеристики РИЭ и ЯЭУ, предназначенных для космических аппаратов........................ 124 Радиоизотопные источники энергии .................................. 125 Ядерные энергетические установки.................................... 130 Ракетные двигатели на основе ядерных реакторов ........... 133 7.3. Пассивный и активный неразрушающий анализ радиоактивных и делящихся материалов ................................ 138 Анализ гамма-излучения...................................................... 139 Анализ нейтронного излучения........................................... 143 7.4. Детекторы для регистрации гамма-нейтронного излучения.................................................................................... 147 Гамма-детекторы .................................................................. 147 Детекторы нейтронов ........................................................... 153 7.5. Измерительная аппаратура и общие принципы проведения ядерного мониторинга космических объектов............................................................... 157 7.6. Измерения потоков гамма-излучения для обнаружения РДМ на орбитальной станции «Мир»........................................................................... 161 Глава 8. Слабые радиационные возмущения солнечно-магнитосферной и геофизической природы в околоземном космическом пространстве .................................................................... 164 8.1. Физические основы механизмов появления слабых радиационных возмущений ...................................................... 165 Движение высокоэнергичных заряженных частиц в околоземном космическом пространстве................... 165 Движение заряженных частиц в геомагнитной ловушке (стационарный случай).................................... 168 Высыпание частиц из радиационного пояса ...................... 174 Механизмы возмущений движения заряженных частиц в геомагнитной ловушке .................................... 182 Природа возмущений заряженных частиц в геомагнитной ловушке ................................................. 187 5

8.2. Экспериментальные методы и аппаратура для наблюдения радиационных возмущений.......................... 190 8.3. Регистрация слабых радиационных возмущений в экспериментах на космических аппаратах ........................... 196 Радиационные возмущения, связанные с сейсмической активностью Земли .............................. 196 Возможности прогнозирования сейсмической активности по данным о радиационных возмущениях .................................................................... 202 Радиационные возмущения, связанные с различными магнитосферными и геофизическими (не сейсмическими) процессами .................................... 204 Приложение .................................................................................. 207

6

Введение Для современного общества энергоисточники играют особо важную роль. Чтобы иметь высокий жизненный уровень страна должна иметь в достаточном количестве разнообразные энергоисточники для электроэнергетики, промышленности, сельского хозяйства, автомобильного, авиационного, морского транспортов, отопления и бытовых нужд. Многие развитые страны, не имея в достаточном количестве своих национальных энергоисточников, вынуждены покупать их на мировом рынке. Спрос на углеводородное топливо во всем мире непрерывно растет. Ряд стран покупает для своей атомной электроэнергетики природный уран и ядерное топливо. Страна, которая не имеет в достаточном количестве энергоисточников и не имеет средств покупать их, - обречена на нищету. В современных условиях растущего энергопотребления общества в России, по-видимому, трудно найти альтернативу ядерной энергетике. Ядерная энергетика должна стать главным энергоисточником двадцать первого века, не став таковым по ряду причин в конце двадцатого и, прежде всего, из-за наличия достаточного количества нефти и природного газа на мировом рынке по умеренным ценам, аварий на атомных станциях, вызвавших недоверие к ним общества, отсутствие убедительных концепций по ядерной и радиационной безопасности. Современная ядерная энергетика оставляет после себя радиоактивное наследство. Однако ядерная энергетика не потребляет кислород из атмосферы и не усиливает парниковый эффект. Сжигание углеводородного топлива в паровых котлах, автомобилях, самолетах влияет на увеличение содержания парниковых газов в атмосфере и, прежде всего углекислого газа. Также увеличение стоимости углеводородных энергоисточников, их добычи, затрат на защиту окружающей среды могут в экологическом плане сделать ядерную энергетику более выгодной, чем углеводородная. Уже в настоящее время есть районы в мире, где экономически выгоднее использовать атомную энергетику. С ростом удельной доли атомных электростанций в общем производстве электроэнергии все более актуальной становится разработка новых эффективных методов обнаружения и контроля радиоактивного загрязнения окружающей среды. 7

Реально атомная энергетика будет вне конкуренции по сравнению с другими источниками, если все звенья атомной отрасли будут предельно безопасными, если они не будут оставлять будущим поколениям опасность выхода радиоактивности из-под контроля, поражение радиоактивностью окружающей среды. Для глобального контроля за распространением радиоактивных загрязнений на всей поверхности Земли, во всей толще атмосферы и околоземном космическом пространстве могут быть использованы только современные космические методы дистанционного зондирования, обеспечивающие глобальность и оперативность получения информации. Следует отметить, что в мире уже сейчас существуют программы глобального мониторинга Земли, и поддерживающие эти программы орбитальные системы. Такая программа осуществляется в США (EOS-Earth Observing System – Система наблюдения Земли); в объединенной Европе (GMES – мониторинг и обеспечение безопасности Земли), в Канаде и Индии. Подобная программа разворачивается и в России. Она базируется на ИСЗ типа «Ресурс 0», «Метеор 3», «Канопус». В представленном пособии наше внимание прежде всего сконцентрируем на мониторинге радиационного загрязнения, что представляет важную часть в общих программах мониторинга Земли из космоса, или дистанционного зондирования Земли (ДЗЗ) и околоземного космического пространства. Очевидно, что осуществление дистанционного зондирования (мониторинга) радиационной обстановки космическими средствами предполагает знание многих аспектов этого процесса, таких как: причины появления радиации, взаимодействие радиации с окружающей источники средой (атмосфера, почва, вода), возникновение под воздействием радиации новых свойств у окружающей среды, возможность дистанционного контролирования этих свойств из ближайшего космического пространства, физикотехнические условия работы аппаратуры дистанционного зондирования на борту искусственных спутников Земли, передача на Землю информации, ее прием и обработка. Все эти аспекты рассмотрены в пособии к курсу «Прикладная ядерная космофизика». Кроме того, в пособие включены разделы по мониторингу ядернофизических установок, размещенных на космических аппаратах, а 8

также возможность регистрации техногенных и естественных катастроф из космоса (в частности, прогноз землетрясений ядернофизическими методами). Пособие, рассчитаное на студентов МИФИ старших курсов и других высших учебных заведений, предполагает знание студентами основ ядерной физики и физики космических лучей, процессов взаимодействия и прохождения излучения через вещество, методов регистрации излучения. Предлагаемое пособие не претендует на детальное рассмотрение перечисленных вопросов – его можно рассматривать как путеводитель для тех студентов и аспирантов, которые предполагают совершенствовать свои знния, а возможно и работать в сфере радиационного контроля окружающей среды и рационального использования окружающей природы. Главы 1–3 написаны профессором К.А. Боярчуком, главы 4–6 – профессором А.М. Гальпером, глава 7 – профессором С.Е. Улиным, глава 8 – ведущим научным сотрудником С.В. Колдашовым. Авторы выражают благодарность профессорам Воронову Сергею Александровичу и Дмитренко Валерию Васильевичу за полезные замечания, а также Пановой Ольге Федоровне за помощь в оформлении пособия.

9

ГЛАВА 1. ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЕ ОБЪЕКТЫ – ЦЕЛЬ РАДИАЦИОННОГО МОНИТОРИНГА Развитие атомной энергетики в России и за рубежом. Необходимость контроля радиационной обстановки вблизи ядерно-физических объектов. Контроль за нераспространением ядерного оружия и делящихся элементов. Необходимость глобального мониторинга из космоса.

1.1. Причины появления радиационного загрязнения Основные радиационные загрязнения на планете появились с момента начала исследования по созданию ядерного оружия. Были созданы необходимые радиохимические предприятия и исследовательские реакторы для наработки плутония. Причем на первых этапах за безопасностью не особенно следили, так как цель оправдывала средства. В результате мы имеем сильно радиоактивнозагрязненное наследство от первых лет производства и испытания ядерного оружия (рис. 1.1). Полигоны и испытания ядерного оружия

По официальным данным на 1 октября 1992 г. на существующих в мире пяти ядерных полигонах – Невада (США, Великобритания), Новая Земля (Россия), Семипалатинский (Казахстан), Муруроа (Франция), Лобнор (Китай) – произведена большая часть из 2059 взрывов (табл. 1.1). Таблица 1.1 Число проведенных испытаний по странам Страна

СССР США Франция Великобритания Китай

Всего 10

Всего взрывов 715 1085 182 42 35

В том числе в атмосфере 212 200 45 22 22

Мощность тротилового эквивалента, Мт 254 141 – – 12,7

2059

501

629

К этим цифрам следует относиться как к заниженным. Рассекречивание США документов по американской ядерной программе показывает. что в действительности на полигоне в штате Невада произведено 925 подземных ядерных испытаний, т.е. почти на 100 больше, причем 37 из 2004 взрывов, проведенных без официальных сообщений, сопровождались выбросами радиоактивных веществ. Наибольший ущерб биосфере и человечеству нанесен, как известно, испытаниями в атмосфере, которые ядерные государства закончили не одновременно: Великобритания в 1958, СССР в 1962, США в 1963, Франция в 1974, Китай в 1980 гг. (рис. 1.1).

Рис. 1.1 Распределение уровня загрязнения атмосферы Земли по годам Современные военные конфликты

Следует также отметить распространение радиоактивных загрязнений вследствие применения в региональных конфликтах вооружений, содержащих слабо обогащенный уран. Содержание радиоактивного изотопа в обедненном уране мало, и его радиоак11

тивность на 40 % ниже, чем природного урана. Но из этого вовсе не следует, что обедненный уран НЕ радиоактивен. В районе боевых действий в Ираке осталось от 300 до 800 тонн этого материала. В результате обедненный уран вызвал рост заболеваемости раком в Ираке. Во время военных действий 1994–1995 гг. ВВС США выпустили примерно 10 тысяч подобных бомб и еще 31 тысячу – во время противостояния в Косово. Атомная энергетика

Атомные электростанции при нормальной работе практически не выбрасывают в атмосферу продуктов, ведущих к существенным радиоактивным загрязнениям. Возможен выход в атмосферу инертных газов, с незначительной примесью изотопов водорода (3H) и йода, а также 135Xe, 14C. При нормальной работе выбросы реакторов могут достигать (2 – 4) ⋅ 105 Ки/год. Однако серьезной проблемой являются аварии на ядерных реакторах, а также аварии различного характера на других атомных предприятиях. Среди них следует выделить тепловой взрыв емкости-хранилища высокоактивных отходов предприятия «Маяк» на Южном Урале вблизи города Кыштым в конце сентября 1957 г., аварии в Уиндскейле (Великобритания) в октябре 1957 г., на атомной электростанции в Три-Майл-Айленде (США) в 1979 г. и крупнейшую аварию на Чернобыльской атомной станции в 1986 г. (рис. П.1). 1.2. Ядерные реакторы Основа современной ядерной энергетики во всем мире – это реакторы ВВЭР (PWR) разной единичной мощности. Их около 239 шт. общей электрической мощностью ~ 210 ГВт. На втором месте кипящие корпусные реакторы BWR, их около 89 штук электрической мощностью ~ 73 ГВт. В СССР (России) реакторы типа BWR не строились, но сооружались канальные водографитовые реакторы РБМК. По данным МАГАТЭ с точки зрения безопасности лучшими атомными станциями мира являются АЭС Пакшт в Венгрии и АЭС Лавиза в Финляндии. На обеих станциях работают реакторы ВВЭР-440 советского производства. 12

Идет многолетняя дискуссия, какие реакторы лучше – корпусные или канальные. В 1979 г. на АЭС ТМА в США была тяжелая авария на корпусном ректоре. В 1986 г. на канальном реакторе Чернобыльской АЭС была катастрофа. Конструкция реактора РБМК-1000

Реактор РБМК-1000 (рис. 1.2, рис. 1.3) – реактор с неперегружаемыми каналами, в отличие от реакторов с перегружаемыми каналами, ТВС (тепловыделяющие сборки) и технологический канал являются раздельными узлами. К установленным в реактор каналам с помощью неразъемных соединений подсоединены трубопроводы – индивидуальные тракты подвода и отвода теплоносителя. Загружаемые в каналы ТВС крепятся и уплотняются в верхней части стояка канала. Таким образом, при перегрузке топлива не требуется размыкания тракта теплоносителя, что позволяет осуществлять ее с помощью соответствующих перегрузочных устройств без остановок реактора. При создании таких реакторов решалась задача экономичного использования нейтронов в активной зоне реактора. С этой целью оболочки твэлов и трубы канала изготовлены из слабо поглощающих нейтроны циркониевых сплавов. В период разработки РБМК температурный предел работы сплавов циркония был недостаточно высок. Это определило относительно невысокие параметры теплоносителя в РБМК. Давление в сепараторах равно 7,0 МПа, чему соответствует температура насыщенного пара 284 °С. Схема установок РБМК одноконтурная. Пароводяная смесь после активной зоны попадает по индивидуальным трубам в барабаны-сепараторы, после которых насыщенный пар направляется в турбины, а отсепарированная циркуляционная вода после ее смешения с питательной водой, поступающей в барабаны-сепараторы от турбоустановок, с помощью циркуляционных насосов подается к каналам реактора. Энергоблоки с реакторами РБМК электрической мощностью 1000 МВт (РБМК-1000) находятся в эксплуатации на Ленинградской, Курской, Чернобыльской, Смоленской АЭС. Они зарекомендовали себя как надежные и безопасные установки с высокими технико-экономическими показателями (если их специально не взрывать). 13

Рис. 1.2. Общий вид реактора РБМК: 1 – опорная металлоконструкция; 2 – индивидуальные водяные трубопроводы; 3 – нижняя металлоконструкция; 4 – боковая биологическая защита; 5 – графитовая кладка; 6 – барабан-сепаратор; 7 – индивидуальные пароводяные трубопроводы; 8 – верхняя металлоконструкция; 9 – разгрузочно-загрузочная машина; I0 – верхнее центральное перекрытие; 11 – верхнее боковое перекрытие; 12 – система контроля герметичности оболочек твэлов; 13 – главный циркуляционный насос; 14 – всасывающий коллектор; 15 – напорный коллектор

Рис. 1.3а. Реакторный зал установки РБМК-100 14

Рис. 1.3б. Блочный щит управления энергоблока

Конструкция реактора ВВЭР-1000

Реактор ВВЭР (рис. 1.4) – реактор корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя. Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя. Активная зона реакторов собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (твэл).

Рис. 1.4. Общий вид реактора ВВЭР-1000: 1 – верхний блок; 2 – привод СУЗ (системы управления и защиты); 3 – шпилька; 4 – труба для загрузки образцов-свидетелей; 5 – уплотнение; 6 – корпус реактора; 7 – блок защитных труб; 8 – шахта; 9 – выгородка активной зоны; 10 – топливные сборки; 11 – теплоизоляция реактора; 12 – крышка реактора; 13 – регулирующие стержни; 14 – топливные стержни 15

БН-600 – реактор на быстрых нейтронах

Ядерный реактор БН-600 (рис. 1.5) выполнен с "интегральной" компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора. Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней крышкой, выполненной с одиннадцатью горловинами – для поворотной пробки, насосов первого контура, промежуточных теплообменников, элеваторов системы перегрузки ТВС. Цилиндрическая часть корпуса соединена с днищем путем сварки через переходное опорное кольцо, на котором установлен опорный пояс, являющийся основой несущей конструкции Рис. 1.5. Общий вид реактора БН-600: 1 – внутри корпуса реактошахта; 2 – корпус; 3 – главный циркуляра; он образует систеционный насос 1-го контура; 4 – электромой радиальных ребер двигатель насоса; 5 – большая поворотная три сливные камеры для пробка; 6 –радиационная защита; 7 – тепнатрия, выходящего из лообменник «натрий-натрий»; 8 – центеплообменников. тральная поворотная колонна с механизмами СУЗ; 9 – активная зона 16

1.3. Ядерно-топливный цикл В основе использования энергии атомного ядра для производства электрической и тепловой энергии лежит ядерно-топливный цикл (ЯТЦ) (рис. 1.6), начинающийся с добычи, переработки и обогащения радиоактивного сырья.

Рис. 1.6. Схема ядерно-топливного цикла

Процесс превращения исходного урана в реакторное топливо в популярном изложении выглядит следующим образом. Диоксид урана обогащается на специальных заводах до концентрации 2– 5 % (по урану-235), т.к. в природном уране этого изотопа всего 0,71 %. Порошок урана высокой чистоты прессуется в таблетки диаметром 6 – 8 мм, которые затем спекают при высокой температуре и помещают в длинную тонкостенную трубку из циркония, завариваемую в атмосфере инертного газа. Получается тепловыделяющий элемент – твэл. Их группируют в так называемые сборки, или кассеты, длиной около 3 м и размером по чехлу в виде шестигранника 144 мм в поперечнике. В одной кассете реактора ВВЭР440 126 твэлов, а всего в активной зоне такого реактора их свыше 40 тыс. Природный уран и изготовленное свежее топливо имеют сравнительно невысокую радиоактивность. В активной зоне реактора под действием нейтронов ядро урана235 расщепляется, выделяя энергию и нагревая топливо. От твэлов 17

тепло передается теплоносителю и далее в паротурбинном цикле преобразуется в электроэнергию. Принципиально новый момент в энергетике – появление при использовании такого топлива радиационно опасных продуктов деления урана-235 (аналогичные продукты образуются и при делении плутония-239, тория-235, америция-241 и других нуклидов). Накапливаясь в массе топлива, они вызывают его разбухание, снижение интенсивности нейтронного потока, иногда разрушение твэлов. Через 3–4 года необходима новая загрузка топлива в энергетический реактор. Отработанное (облученное) топливо со степенью выгорания урана до 10 % выгружают из активной зоны и выдерживают от 3 до 5 лет в приреакторном хранилище на территории АЭС, чтобы исчезли короткоживущие радиоактивные изотопы и уменьшилась интенсивность излучения. После "охлаждения" в бассейне отработавшее топливо сохраняет все свойства опасного объекта: одна кассета ВВЭР-440 после 5-летней выдержки имеет активность около 2000 терабеккерелей или 50 тыс. Ки. Кассеты должны быть удалены либо на переработку, либо на хранение, либо на захоронение, причем все предлагаемые варианты дороги и опасны. Реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 1000 МВт потребляют до 200 т урана в год или 5–6 тыс. т за весь срок работы. Но наибольшую часть урана составляет изотоп уран238. В реакторе он может быть превращен в плутоний-239. Химическая переработка отработанного топлива позволяет выделить этот плутоний и снова использовать его в реакторах. Это реакторы на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (БН). За время двух–трехлетней работы реактора БН может быть получено примерно столько же плутония-239, сколько истрачено урана-235. При определенных условиях плутония-239 может быть получено в 1,3–1,4 раза больше. Речь идет, естественно, не о вечном двигателе, а о более эффективном использовании природного урана, которого для реактора БН мощностью 1000 МВт нужно всего 50 т вместо упоминавшихся выше 5–6 тыс. т. Таким образом, выработка энергии возрастает до 60 раз, и именно это достоинство реакторов БН подчеркивается во всех публикациях, тем более что уже имеющегося, добытого урана хватит на 100 лет. Кроме повторной переработки использованного «горючего», существует и ряд других опасных процессов с точки зрения радиа18

ционного заражения окружающего пространства – это перевозка радиоактивных отходов, захоронение и т.д. Технологически связанные в единый процесс звенья удалены один от другого на тысячи километров (рис. 1.7, рис. П.2). Необходим практически глобальный контроль за радиационной обстановкой, который можно осуществить космическими средствами.

Рис. 1.7. Размещение объектов ядерно-топливного цикла на территории России и стран СНГ

1.4. Радиоактивное загрязнение космоса

Все более широкое развитие космонавтики и использование космического пространства в различных целях требуют разработки и создания мощных и компактных источников энергии для запускаемых аппаратов и орбитальных станций. В космосе уже работало не менее 25 ядерных энергетических установок США и 35 – СССР. В настоящий момент – над Землей летают 58 объектов с ядерными источниками энергии на борту. 19

Лидерство России в создании источников энергии для космических исследований связано с появлением термоэмиссионной ядерной энергетической установки "Топаз" (разработка Физикоэнергетического института, г. Обнинск), впервые запущенной в космос в феврале 1987 г., и установок "Енисей" ("Топаз-2"), разработанных Институтом атомной энергии им. Курчатова. Топливом для реакторов "Топаз" служит уран-238 (31,1 кг), обогащенный до 90 %. США закупило для своих исследований две российские установки "Топаз-2", и намерены приобрести еще четыре российских космических ядерных реактора. На их базе специалисты надеются с использованием термоэлектронного метода создать более мощные реакторы, производящие до 40–50 кВт электроэнергии. Запуски таких установок в космос далеко не безопасны. Было как минимум три аварии с американскими аппаратами: в 1964 г. спутник "Транзит-5 БН-3" в результате аварии распространил в атмосфере радиоактивное вещество; в 1968 г. метеоспутник "Нимбус-Б-1" не вышел на заданную орбиту. Однако его радиоактивные термоэмиссионные генераторы были найдены и подняты со дна океана с последующим использованием; в 1970 г. лунный модуль космического корабля "Аполлон-13" вместе с источниками тепла был сброшен в атмосферу Земли и затонул в южной части Тихого океана. С этих пор США устанавливают радиоизотопные генераторы только на станциях, уходящих в дальний космос. Известны факты, когда высокоэффективные энергетические установки использовались на низкоорбитальных разведывательных спутниках. Это приводило к их входу в атмосферу и рассеиванию радиоактивного вещества, падению обломков на территорию Канады (спутник, запущенный СССР в 1979 г.). В 1969 г. неудачные запуски двух лунных зондов «Космос-300» и «Космос-305» закончились выходом в атмосферу радиоактивного топлива и дисперсией горючего. По зарубежным оценкам, количество радиоактивных веществ в этой части космоса равно 2 т.

Литература 1. Израэль Ю.А. Радиоактивные выпадения после ядерных взрывов и аварий. СПб.: Прогресс-Погода, 1996. 355 с. 20

2. Никипелов Б.В., Дрожко Е.Г. Взрыв на южном Урале. // Природа. 1990. № 5. С. 48–49. 3. Никипелов Б.В., Дрожко Е.Г. Экологические последствия радиоактивного загрязнения на Южном Урале. М.: Наука, 1993. С. 6 – 12. 4. Ahearne J.F. Radioactive Waste: The Size of the Problem // Physics Today, 1997. № 6. Р. 24–29. 5. Nuclear Wast // National Geographic. 2002. № 7. Р. 10–33. 6. Булатов В.И. Россия радиоактивная. Новосибирск: ЦЭРИС, 1996. 272 с. 7. 50 вопросов и ответов об атомной энергетике и ядерном топливе / Под ред. Колдобского А.Б. М.: ООО «Издательский центр «Атомпресса», 2006.

21

ГЛАВА 2. ВОЗДЕЙСТВИЕ РАДИАЦИОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ Рассматриваются естественные и антропогенные источники ионизации атмосферы Земли. Воздействие на окружающую среду и человека. Особенности работы АЭС. Газообразные отходы. Воздействие ионизирующего излучения на окружающую среду. Ионизации атмосферы. Основные ионы и нейтральные кластеры. Физические эффекты, связанные с существованием нейтральных кластеров. Воздействие ионизирующих излучений на биологические объекты: планктон, травянистый и лесной покров.

2.1. Источники ионизации Естественные источники ионизации атмосферы Земли

Основными источниками ионизации в нижней атмосфере, помимо антропогенных источников, являются естественная радиоактивность почвы и воздуха, а также космические лучи. Причем более 60 % общей производительности природных источников ионизации дает излучение почвы, так, например, в почвах, характерных для центральной России, обнаруживаются все три основных излучателя: α, β и γ. Основным источником α-частиц, представляющих собой ядра гелия с зарядом 2e, в воздухе является 222Rn (радон), 220Rn (торон) и 219Rn (актион). Все без исключения продукты их распада представляют собой изотопы тяжелых металлов, которые быстро захватываются аэрозольными частицами, образуя так называемые дочерние ионы радона. Энергия излучаемых ими частиц находится в пределах 4–9 МэВ, длина пробега не превосходит 6 см. Например, единичная α-частица, возникающая при распаде радона 222Rn со средней энергией Eα = 6 МэВ может производить в атмосферном воздухе ~ 2 ⋅ 105 электрон-ионных пар. Обычно поток радона из поверхности Земли составляет менее 1,4 атом/(см2 ⋅ с), но в некоторых областях, например в геоактивных районах у разломов земной коры, эманации радона из почвы могут быть существенно выше. β-излучатели генерируют частицы – быстрые электроны со средней энергией ~ 0,249 МэВ и длиной пробега в воздухе ~ 1 м. 22

В основном они возникают при распаде 85Kr в атмосфере и 90Sr и 90 Y на поверхности Земли. Вклад γ-излучателей в ионизацию воздуха у поверхности Земли при обычных условиях, как правило, создает почва. В основном это излучение, возникающее при распаде радия и тория. Космическое излучение при обычной активности Солнца генерирует ионы в атмосфере у поверхности Земли со скоростью ~ 2 см–3 ⋅ с–1, на высоте 20–35 км скорость ионообразования возрастает до 5 см–3 ⋅ с–1. Однако при значительных солнечных вспышках производство ионов в атмосфере за счет корпускулярного излучения существенно возрастает (см. гл. 4 п.4.5). Все эти естественные источники радиоактивности вносят вклад в фоновое ионообразование в тропосфере со скоростью ~ 10 см–3 ⋅ с–1 (или 20 мР/ч). Основной же вклад в превышения над средней скоростью ионообразования обеспечивают антропогенные источники, вызванные как аварийными ситуациями на ядерных объектах, так и загрязнениями при штатной работе последних. Во всех случаях ионизация воздуха излучением радиоактивных элементов происходит по-разному. Это может быть излучение отдельных высокоэнергетичных частиц или квантов от удаленного источника, или это излучение от равномерно рассеянных по объему воздуха "горячих", радиоактивных аэрозолей, или это эманации радиоактивного газа, например 222Rn из почвы, 85Kr из трубы АЭС. Антропогенные источники ионизации

Основным потенциальным источником загрязнения биосферы и облучения населения, проживающего вблизи АЭС, является газоаэрозольные отходы. В процессе эксплуатации АЭС происходит выработка продуктов деления в топливе; в реакторах большой мощности ежесуточно образуется несколько килограммов продуктов деления суммарной активностью 1–100 ЭБк. При этом основная активность продуктов деления обусловлена короткоживущими осколками ядер. Первым защитным барьером, удерживающим эти продукты в топливе, является оболочка твэла. Вследствие возможной разгерметизации оболочек твэлов продукты деления могут проникать в теплоноситель. Часть образующихся радиоактивных 23

веществ за счет тех или иных технологических операций непрерывно или периодически выделяется из первого контура. При работе АЭС образуются три вида радиоактивных отходов: твердые, жидкие и газообразные. Рассмотрим более подробно образование газообразных отходов на АЭС. Первый контур стремятся сделать максимально герметичным, однако это не всегда возможно, поэтому большинство реакторов типа ВВЭР и РБМК работают с небольшой продувкой теплоносителя первого контура. Она может быть организованной и технологически обоснованной и неорганизованной, обусловленной утечками из дефектного оборудования. К неорганизованным протечкам теплоносителя относят непредусмотренные протечки через неплотности сварных соединений трубопроводов и различную арматуру. Газообразные и аэрозольные отходы из монтажных пространств, боксов парогенераторов и насосов, защитных кожухов оборудования, емкостей с жидкими отходами выводят с помощью вентиляционных систем. Отходы перед выбросом в вентиляционную трубу очищают на специальных фильтрах. Если радиоактивность этого воздуха невысока, то его выбрасывают, минуя систему очистки. Краткая характеристика газообразных отходов

Характер газообразных радиоактивных выбросов зависит от типа реактора и системы обращения с этими отходами. В их состав входят инертные радиоактивные газы (ИРГ) (радионуклиды Kr, Xe), пары 3Н и 3Н в газообразной форме, активационные газы (41Ar, 14C, 13N, 16N), галогены и радиоактивные вещества в твердой форме (продукты деления и активации). При делении топлива образуется более десятка нуклидов Xe и Kr, имеющих различные радиационные характеристики (табл. 2.1). В теплоноситель они попадают при разгерметизации оболочки твэла. Их радиоактивные концентрации в отходах могут колебаться в широких пределах и определяются в основном состоянием оболочек твэлов, типом реактора и применяемой системой газоочистки. Общая их активность равна 0,28– 24

0,43 ТБк/[МВт (эл.) ⋅ год] (табл. 2.2), причем основной вклад в активность этих отходов дает 133Хе (табл. 2.3). В реакторах типа ВВЭР (PWR) ИРГ могут поступать во внешнюю среду с утечкой воды из первого контура. В реакторах кипящего типа ИРГ во внешнюю атмосферу могут попасть вместе с неконденсирующимися газами, отсасываемыми эжектором из конденсатора турбины. Их активность в десятки и сотни раз больше активности ИРГ в выбросах реакторов типа ВВЭР и изменяется в широком диапазоне: от 0,074 до 4,4 ТБк/[МВт(эл.) ⋅ год]. Около 60 % всей активности приходится на короткоживущие нуклиды 87Кг, 88Кг, 135Хе, 85mКг. В защитном газе АЭС с реакторами на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем мощностью 1600 МВт (эл.) при работе с О, I дефектных твэлов активность ИРГ может достигать 700 ТБк. Более 95 % этой активности приходится на 133Хе. Во внешнюю среду ИРГ могут попасть при утечке защитного газа через неплотности в газовой системе реактора. Оценки показывают, что при реальных утечках защитного газа его выбросы не будут превышать 0,7 ТБк/сут. Опыт эксплуатации отечественных и зарубежных АЭС с реакторами на быстрых нейтронах показывает, что активность ИРГ в их газообразных отходах не превышает 0,1 ТБк/сут, а нормированное значение для отечественных и зарубежных АЭС данного типа значительно меньше 0,03 ТБк/[МВт (эл.) ⋅ год]. Таблица 2.1 Основные радиационные характеристики газообразных нуклидов Нуклид

Т1/2

Eβ, МэВ

Eγ, МэВ

12,26 года

0,0186

–

C

5730 лет

0,156

–

Ar

1,83 ч

2,49 (0,8 %) 1,198 (99,2 %)

1,293 (99 %)

3

H

14 41

83m

Kr

1,86 ч

Kr

10,76 года

85

0,009 (9 %) 0,67

0,514 (0,41 %) 0,150 (74 %) 0,305 (13 %) 25

Продолжение табл. 2.1 Нуклид

Eβ, МэВ 0,82 3,8

88

2,8 ч

2,8

89

Kr Xe 133m Xe 135 Xe

3,18 мин 5,27 сут 2,3 сут 9,14 ч

4,0 0,346 – 0,92

135m

15,6 мин 3,9 мин 17,5 мин 43 с 16 с 8,05 сут

– 4,1 2,4 – – 0,806

2,26 ч 20,3 ч 52 мин 6,68 ч

2,12 1,27 2,43 1,4

Kr 87 Kr

Kr

133

Xe Xe 138 Xe 139 Xe 140 Xe 131 I

137

132

I I 134 I 135 I

133

26

Т1/2

4,4 ч 76 мин

85m

Eγ, МэВ

0,403 (84 %) 0,85 (16 %) 2,57 (35 %) 0,166 (7 %) 0,191 (35 %) 0,36 (5 %) 0,85 (23 %) 1,55 (14 %) 2,19 (18 %) 2,4 (35 %) Сложный 0,081 (37 %) 0,233 (14 %) 0,250 (91 %) 0,61 (3 %) 0,527 (80 %) 0,455 (33 %) Сложный Сложный 0,13 0,080 (2,6 %) 0,284 (5,4 %) 0,364 (82 %) 0,637 (6,8 %) 0,723 (1,6 %) Сложный 0,53 (90 %) – Сложный

Таблица 2.2 Поступление радиоактивных газообразных отходов АЭС в атмосферу

Тип реактора

ВВЭР РБМК PWR

BWR

Активность, МБк/[МВт(эл.)⋅год] ИРГ, ИОД Аэрозоли ТБк/[МВт(эл.) ⋅ год] 0.11 – 0.28 0.74 – 9.25 0.37 – 11 < 2.8 3.7 – 560 0.3 4 7.4 – 1.5710 3.7710–2 – 27 0.037 – 1.5 (0,59) (11) (9,2) 0,43* 2,2* 5* 0.74 – 56 37 - 157102 1.1 – 37 (8,5) (27) (5,2 ⋅ 102) 4,4** 20** 4,1 ⋅ 102**

Для зарубежных АЭС, введенных в эксплуатацию не ранее 1972 г., данные приведены за 1973 – 1974 гг.; в скобках – усредненные за 1976 г. *Среднее значение нормированной мощности выбросов в 1975 – 1979 гг. ** в 1979 г.

Таблица 2.3

Состав ИРГ и иода в газообразных отходах АЭС

Нуклид 41

Ar Kr 85m Kr 87 Kr 88 Kr 133 Xe 133m Xe 135 Xe 135m Xe Другие изотопы Xe

85

Всего ИРГ I

131

ВВЭР 0,2 6 5,4 1 2,2 72 – 13,2 – –

100 58,9

Относительное содержание, % PWR РБМК* BWR 0,03 0,3 – 1 4,6 0,7 2 12,8 0,6 6,6 5 3,3 0,4 13,4 12 10,2 0,9 18,6 14 9,8 90 85,8 35,2 14 11,7 0,5 – 0,6 3,2 4,76 25,4 26 18,2 0,8 – 4 8,4 2,5 – 22,4

100 98

30

100 23,8

100 12,7

9 27

Продолжение табл. 2.3 133

I I

135

31,9 8,3

1 1

43,5 32,7

39,7 47,6

Всего 100 100 100 100 Второй столбец для реакторов PWR и BWR компонентный состав ИРГ в выбросах АЭС США в 1979 г. В составе ИРГ BWR 138Xe – 24,1 %. * Без 41Ar из газового контура

2.2. Воздействие излучения на атмосферу Итак, в процессе эксплуатации АЭС происходит выработка продуктов деления в топливе; в реакторах большой мощности ежесуточно образуется несколько килограммов продуктов деления суммарной активностью 1–100 ЭБк. Часть образующихся радиоактивных веществ за счет тех или иных технологических операций непрерывно или периодически выделяется из первого контура. Излучение ядер радиоактивных элементов представляет собой электромагнитное излучение (гамма и рентгеновское излучение), а также поток быстрых заряженных и нейтральных частиц, α-, βчастиц, протонов, нейтронов. Проходя через окружающую среду, излучение расходует свою энергию на ионизацию и возбуждение молекул. Скорости химических реакций с участием ионизированных и возбужденных молекул и частиц на несколько порядков выше, чем в обычном случае. Таким образом, в результате быстрых ион-молекулярных реакций происходят изменения в структуре облученной среды. В случае живой ткани, такие процессы могут приводить к результатам не совместимым с жизнью данного организма. В этом и состоит опасность радиации для человека. В более простых биологических системах воздействие радиации может быть и не столь губительным. Например, известно, что растительные системы наиболее устойчивы к воздействию радиации, поэтому при незначительных поглощенных дозах наблюдается даже бурный рост растительной массы в районе, подверженном воздействию слабого радиоактивного загрязнения. Но при сильном загрязнении наблюдается угнетение растительной массы. Эта реакция отражается на цветности 28

растительного покрова и может быть зарегистрирована дистанционно, например с космического аппарата с помощью спектрозональной сканирующей аппаратуры. Скорость реакции среды на ионизирующее излучение в данном случае занимает несколько дней. Более быстрой реакцией на радиоактивное загрязнение обладает так называемый, фитопланктон, распространенный на морском шельфе и в других водоемах. Здесь скорость реакции составляет несколько часов. А проявляются изменения также в цветности океана. Но это все относится к выпадениям радиоактивных загрязнений на почву и выбросам в водоемы. Основным же потенциальным источником загрязнения биосферы и облучения населения, проживающего вблизи АЭС, является газоаэрозольные отходы, образуемые в процессе эксплуатации станции. Основное воздействие ионизирующих излучений от этих отходов на воздушную среду обусловлено вторичными электронами, возникающими при ионизации атомов и молекул. Энергия этих электронов находится в диапазоне от тепловой энергии до энергии первичных быстрых частиц или γ-квантов. Большая часть вторичных электронов имеет энергию меньше энергии ионизации, но эти электроны способны осуществлять возбуждение молекул, что облегчает дальнейшую диссоциацию молекул или их ионизацию другими частицами и электронами. Образование ионов в атмосфере происходит и под действием ультрафиолетового излучения, но у поверхности Земли эти процессы маловероятны. Под действием ионизирующего излучения ионизация осуществляется следующим образом: за время порядка 10–15 с происходит возбуждение молекулы; за время порядка 10–13 с молекулы, находящиеся в возбужденном неустойчивом состоянии, диссоциируют либо на положительный ион и электрон либо атом и осколочные ионы. На рождение каждой пары ионов в воздухе затрачивается энергия ~ 34 эВ. Потенциал ионизации газов, входящих в состав воздуха, не превосходит половины этой величины: он равен 17 эВ для азота и 15,5 эВ для кислорода. Поэтому в первый момент ионизации воздуха имеем следующий набор продуктов: N2 → 15,5 эВ → N2+ + e N2 → 24,3 эВ → N+ + N + e 29

O2 → 12,2 эВ → O2+ + e O2 → 19,2 эВ → O+ + O + e Таким образом, под действием излучения в первоначальный момент возникает большое количество ионов О2+ как в результате прямой ионизации, так и в результате реакции перезарядки с первоначальным ионом N2+: N +2 + O 2 → O +2 + N 2 и электронов, которые быстро прилипают к атомам кислорода, т.к. кислород обладает значительным сродством к электрону: e + O 2 + O 2 → O 2− + O 2 В этой реакции в качестве третьего тела выступает молекула кислорода. В результате быстрых ион-молекулярных реакций в атмосфере нарабатываются стабильные ионы типа NOх– , СО3– и H3O+. При нормальных условиях в тропосфере Земли присутствует значительное количество молекул воды (при обычной относительной влажности воздуха 70 % концентрация молекул водяного пара составляет ~ 1017 см–3). Молекула воды обладает большим дипольным моментом 1,87 D, т.е. представляет собой вытянутое образование с положительным и отрицательным зарядами на своих концах. Естественно, что в таких условиях все положительные и отрицательные ионы будут облеплены молекулами воды, как показано на рис. 2.1, а. Таким образом, процесс старения ионов в обычном воздухе может заканчиваться образованием сложных химически активных структур типа ион-радикалов: H3O+ ⋅ (H2O)m, NO3– ⋅ HNO3 ⋅ H2O, NO3– ⋅ (H2O)n и др., т.е. образуется молекулярный кластер.

а) б) Рис. 2.1. Положительные и отрицательные ион-радикалы (а); нейтральный кластер (б) 30

Однако за счет кулоновских сил эти образования могут притягиваться, и в результате ассоциации таких гидратированных ионрадикалов независимо от количества молекул воды в оболочке образуется нейтральный кластер, например, типа (рис.2.1, б) NO3– ⋅ (H2O)n ⋅ H3O+, устойчивость которого определяется как ионной, так и ковалентной связями. Происходит как бы экранировка атмосферных ионов дипольными молекулами воды – для рекомбинации волновые функции должны «просочиться» через этот барьер и, как следствие, наблюдается значительная задержка рекомбинации. Такое образование довольно устойчиво и в стационарном случае при фоновой интенсивности ионизации в атмосфере могут присутствовать порядка 105 нейтральных кластеров в 1 см3. Линейный размер такого образования представляет собой несколько нанометров. Существование таких кластеров подтверждается в некоторых физических эффектах: аномальные локальные вариации вертикальной составляющей приземного электрического поля; лектромагнитное излучение в приземном слое из локальных объемов атмосферы. Рассмотрим несколько примеров аномальной вариации приземного электрического поля, которые не объяснить при наличии обычного уровня ионизации атмосферы. Во-первых, это скачки атмосферного электрического поля при прохождении тумана над прибором (рис. 2.2). В обычных условиях в атмосфере недостаточно ионов для необходимого разделения зарядов у земной поверхности, чтобы сформировать такое сильное поле. Но если предположить, что плазма влажного атмосферного воздуха состоит преимущественно из сложных кластерных ионов, в состав которых входят не менее 40 молекул воды, то эти кластерные ионы быстро облепляются молекулами воды, являясь центрами конденсации или прилипают к более крупным капелькам воды, наиболее крупные из которых (преимущественно отрицательные) затем выпадают на землю, создавая наблюдаемое разделение зарядов. И это при фоновом значении уровня ионизации, когда, как было сказано выше, в атмосфере присутствует порядка 105 нейтральных кластеров в 1 см3. 31

Рис. 2.2. Пример вариации вертикального атмосферного поля при тумане

Рис.2.3. Пример вариации электрического поля атмосферы при искусственной ионизации

При наличии внешнего источника ионизации количество кластеров в стационарном режиме увеличивается, что в свою очередь приводит к локальным скачкам электрического поля у поверхности. В 1938 году был проведен эксперимент, когда с помощью огромного числа рентгеновских ламп, установленных на 10-метровой башне, был значительно повышен уровень ионизации во всей округе. Результат этого эксперимента представлен на рис. 2.3. 32

В современный же период искусственная ионизация может быть вызвана в основном радиоактивными загрязнениями при испытаниях или при производстве. На рис. 2.4 представлены вариации электрического поля после подземного ядерного взрыва в районе испытаний.

Рис. 2.4. Атмосферное электрическое поле в районе подземных ядерных испытаний. 0 – момент взрыва

В некоторых натурных экспериментах наблюдения локальных ионизированных областей атмосферы был зарегистрирован (в основном перед землетрясениями) радиочастотный сигнал. Одной из причин появления электромагнитного излучения могут быть вращательно-вращательные переходы соответствующих диполей – в данном случае нейтральных кластеров, рис. 2.1. Предполагается, что стационарное состояние нейтральных кластеров было возбуждено неким внешним воздействием и пришли в действие вращательно-вращательные переходы этих дипольных образований. Согласно расчетам максимум электромагнитного излучения должен был лежать в диапазоне 150–200 МГц. Что в принципе наблюдается на практике. В нашем случае таким источником является появление радиоактивных загрязнений. 33

2.3. Воздействие ионизирующих излучений на биологические объекты: планктон, травянистый и лесной покров

Биоиндикация – традиционное направление экологических исследований, которое применительно к животному миру ставило своей задачей изучение факторов адаптациогенеза, а также характеристик сред их обитания по факторам, имеющим важное биологическое значение. В последнее десятилетие успешно стало развиваться новое направление в биоиндикации - контроль за состоянием окружающей среды, что вызвано резким возрастанием нагрузки на живые организмы от новых, антропогенных факторов. Сейчас в биоиндикации четко выделяются три главных направления: 1. Биологическая индикация действия на организмы естественных природных факторов (действие климата, почвенного и растительного покрова, взаимоотношений между животными и т.п.). 2. Анализ процессов изменения модификации естественных факторов человеком: биологическая мелиорация земель, эксплуатация биологических ресурсов, экологические результаты интродукции новых для региона видов животных и растений и т.п. 3. Комплекс экологических явлений, которые происходят под влиянием процесса, получившего не совсем точное, но всем понятное название «загрязнение биосферы». На наш взгляд, биоиндикация должна стать основным методом в экологическом космическом мониторинге по причине соответствующего уровня развития аппаратуры. Многолетний опыт контроля за состоянием окружающей среды, особенно водных ресурсов, показывает ряд преимуществ, которыми обладают "живые" индикаторы: 1) они могут реагировать даже на относительно слабые антропогенные нагрузки вследствие эффекта кумуляции дозы (при длительном воздействии); 2) суммируют действие всех без исключения биологически важных антропогенных факторов; 3) регистрируют химические и физические параметры, характеризующие состояние окружающей среды; 34

4) фиксируют скорость происходящих в окружающей среде изменений; 5) вскрывают тенденции развития окружающей среды; 6) указывают пути и места скопления в экологических системах различного рода загрязнений и ядов и возможные пути попадания этих агентов в пищу человека. Источники и пути поступления искусственных долгоживущих радионуклидов в биосферу

В настоящее время практически во всех объектах окружающей среды присутствуют в рассеянном виде искусственные радионуклиды, что является следствием применения атомной энергии в различных целях в течение последних четырех десятилетий. Из всех изотопов, образующихся при ядерных и термоядерных взрывах, шесть обусловливают основную дозу облучения, получаемого человеком (табл. 2.4). Таблица 2.4

Наиболее биологически значимые радиоизотопы, входящие в состав радиоактивных осадков

Изотоп 239

40 89

Pu

Sr Sr

137

Cs

131

I

14

C

Период полураспада

2,4 ⋅ 104 лет 28 лет 51 день 27 лет

8 дней

5600 лет

Количество образующейся активности, Ки/Мт мощности взрыва

Вид излучения

3,6 ⋅ 103

α, γ

1,0 ⋅ 105

β

1,7 ⋅ 10

7

γ

1,4 ⋅ 10

5

β, γ

7,3 ⋅ 10

7

γ

2,72 ⋅ 10

3

β

В результате взрыва или других антропогенных процессов в тропосферу попадают мелкие аэрозольные частицы и находятся в ней до 30 суток, выпадая на землю. При взрыве в стратосферу уходит большая часть радионуклидов, которые глобально перемещаются в стратосфере и затем долгое время выпадают в разных количествах на различные участки поверхности всего земного шара. 35

Обстоятельные работы выполнены по радиочувствительности растений на всех стадиях развития; в СССР, США и некоторых других странах осуществлены сложные эксперименты по изучению действия облучения и радиоактивного загрязнения среды на растительный покров. Древесные растения, особенно хвойные породы, довольно чувствительны к действию ионизирующего излучения (хвойные породы в 5–10 раз чувствительнее лиственных). А травянистые растения в среднем в 10 раз устойчивее к действию радиации, чем деревья. Низшие растения (мхи, водоросли, лишайники) исключительно устойчивы к действию радиации, и угнетение их жизнедеятельности наблюдается при кумулятивных дозах, равных десяткам, а нередко и сотне рентген. А наиболее устойчива в биоценозе к действию ионизирующей радиации почвенная микрофлора. Биоиндикация-1

Одной из экологических проблем является радиоактивное загрязнение океана от источников различных типов. Задача контроля над этими загрязнениям может быть решена при использовании методов дистанционного зондирования. Так, в течение ряда лет в Институте общей физики РАН поводились исследования, которые показали, что один из путей решения проблемы – дистанционное измерение спектров флуоресценции фитопланктона (фотосинтезирующие одноклеточные и микроскопические одиночные или колониальные водоросли), который, как известно, очень широко распространен в океане и может быть использован как естественный биологический маркер различных загрязнений. В проведенных экспериментах были, в частности, исследованы изменения, происходящие в форме спектра флуоресценции фитопланктона под воздействием радиации. Сравнивались флуоресцентные спектры образцов фитопланктона, которые были выращены и поддерживались в течение всего эксперимента в абсолютно одинаковых условиях (температура, освещение и т.д.). Единственным различием между сравниваемыми образцами фитопланктона была величина полученной данным образцом радиоактивной дозы облучения. 36

Гамма-облучение образцов проводилось на микротроне тормозным излучением электронов с энергией 30 МэВ или гаммалучами от радиоактивного источника нейтронов (Ra-Be). После облучения радиацией в образцах фитопланктона излучением азотного лазера возбуждалась флуоресценция. Оптическая система фокусировала флуоресцентное излучение фитопланктона на входную щель полихроматора, оптически сопряженного с многоканальным спектроанализатором. Для одновременной записи спектров флуоресценции в относительно широком диапазоне 320– 720 нм использовалась дифракционная решетка с относительно малой дисперсией – 150 штр./мм. В качестве примера на рис. 2.5 приведены характерные спектры флуоресценции при одновременном облучении нескольких образцов фитопланктона на микротроне тормозным излучением электронов. Было обнаружены характерные изменения в спектре флуоресценции фитопланктона в диапазонах 450–480 и 650–700 нм при разных дозах облучения. Таким образом, измеряя спектр флюоресценции водоемов, можно надеяться полуРис. 2.5. Спектры флуоресценции чить информацию о возможобразцов фитопланктона, находященом радиоактивном загрязгося под действием жесткого излунении. Следует заметить, что чения: a – контрольный образец; б – характерные изменения в стимулирующий эффект малой дозы спектре для данного типа зав несколько десятков рентген; в – грязнения отличаются от стимулирующий эффект средней спектров при химических дозы в несколько сотен рентген; г – загрязнениях, температурных эффект стагнации фитопланктона при сильной дозе в несколько сотен или световых изменениях в тысяч рентген окружающей среде. 37

В качестве источника зондирующего излучения может использоваться Солнце. В частности, классические спектрофотометрические методы исследования поверхности Земли, использующие Солнце в качестве источника световой энергии, широко применяются для оценки урожайности, контроля загрязнений, составления метеопрогнозов, исследования биопродуктивности океана и контроля параметров атмосферы. Собственно изменение спектрального состава восходящего от объекта излучения по сравнению с исходным (падающим), возникает в результате следующих процессов: спектрально-селективного поглощения излучения в атмосфере и объекте зондирования, спектрально-селективного диффузного отражения, упругого (без изменения частоты) рэлеевского Мирассеяния оптического излучения, возбуждения флуоресценции и неупругого (комбинационного) рассеяния. Прежде всего, излучение Солнца проходит через атмосферу, частично поглощается и рассеивается (в частности, именно рэлеевское рассеяние обусловливает голубой цвет неба) и уже излучение с трансформированным спектром падает на объект зондирования. Далее происходит селективное отражение от поверхности объекта как прямого света источника, так и света, рассеянного в атмосфере и в окружающих объектах. Этот процесс дает второй вклад в сигнал, принимаемый аппаратурой. Наконец, часть света, проникающего в объект зондирования, испытывает там селективное поглощение, рассеяние, возбуждает флуоресценцию и комбинационное рассеяние, и все эти процессы также вносят свой вклад в суммарную амплитуду сигнала и определяют результирующую цветность или спектральный состав сигнала. Таким образом, представляется возможным проведение мониторинга радиоактивного загрязнения поверхности путем картирования спектров флуоресценции в диапазоне длин волн 320–720 нм. Данный эффект есть результат реакции живых организмов на радиоактивное загрязнение, в частности, изменение цветности фитопланктона в водоемах и шельфовой зоне океана, который наиболее быстро реагирует на изменение концентрации радиоактивных веществ.

38

Биоиндикация-2

Состояние процессов жизнедеятельности биоорганизмов на поверхности Земли, например, растительного покрова, так же, как фитопланктона в водоемах, сильно зависит от загрязнения окружающей среды и выражается в резких изменениях её характеристик, влияющих на рассеяние света. Растительный покров также чувствителен к изменению радиоактивного фона. Однако его реакция на загрязнение более медленная, чем у фитопланктона и носит накопительный, интегральный характер. Этот эффект, вероятно, можно использовать для мониторинга радиоактивного загрязнения, вызванного, например, применением слаборадиоактивных боеприпасов на территории бывшей Югославии и Ирака. В Институте радиотехники и электроники РАН (ИРЭ) группой В.В. Ефременко проводились работы по обработке спектрозональных изображений поверхности Земли, подверженной радиоактивному загрязнению. Известно, что почвы имеют возрастающую спектральную, а растительные сообщества вогнутую спектральную кривые с минимумом в красной зоне видимого диапазона, локальным максимумом в зеленой зоне и резким скачком спектральной яркости в ближней ИК-зоне. Этот факт позволяет проводить анализ изображений местности, пораженной радиоактивным загрязнением, на основе выводов о степени угнетенности биомассы в исследуемом районе (рис. П.3). Параллельная радиолокационная съемка с помощью радара с синтезированной апертурой с последующей покластерной сравнительной обработкой изображений может расширить информационную емкость результатов зондирования. Для примера разделения природных образований в различных состояниях были исследованы изображения промзоны Чернобыльской АЭС, находящейся слева от пруда охладителя (рис. П.4), полученные различными методами. Данный фрагмент исследуемой поверхности включает в себя лесные массивы с различной степенью радиоактивного поражения. На рис. П.4, а представлено изображение спектрозонального сканера МСУ-Э (27.04.97), обработанное при помощи метода нормированной разности; на рис. П.4, б – снимок радиолокатора с синтезированной апертурой L-диапазона, полученный на вертикальной поляризации (HV) в 39

октябре 1994 г., а также изображение, обработанное по методике совместной попиксельной сравнительной обработки – рис. П.4, в. При построении изображений на основе результатов кластеризации элементы разрешения, относящиеся к одному кластеру, представляют одинаковым цветом. Пиксели с высокими значениями видеосигнала (рис. П.4, а) представлены более светлыми тонами, а элементам разрешения с более низкими значениями соответствуют более темные тона. По рисунку изображения П.4, а заметно, что зеленая лесная растительность (светло-желтый цвет) в основном располагается в нижнем правом углу, угнетенная растительность без зелени (розовый и красный) наблюдается к северо-западу. На радиолокационном изображении рис. П.4, б растительность выделяется светложелтым цветом. Причем, если сравнивать с оптическим изображением П.4, а, можно заметить, что растительность занимает большую площадь. Этот факт следует, по-видимому, объяснить тем, что сигнал радиолокатора с синтезированной апертурой в данном диапазоне не способен различать лесные массивы в различных состояниях, в том числе отделить угнетенный лес с редкой зеленью от леса с густым зеленым покровом. Розовым и красным цветом, по-видимому, представлены почвенные покровы или полностью "вывалившиеся" леса. По рисунку, соответствующему совместной обработке (см. рис. П.4, в), заметно, что выделяются еще два-три кластера, не представленные на изображениях до совместной обработки. Это, по всей видимости, кластеры угнетенной растительности, которые на изображении П.4, б идентифицировались как один кластер – лесная растительность, а на изображении П.4, а характеризовались кластером с переходным состоянием между растительностью и почвой. Увеличение пространственного разрешения средств дистанционного зондирования Земли из космоса, а также создание гиперспектрометров позволяет надеяться на создание полноценных систем мониторинга радиоактивных загрязнений, основанных на вышеперечисленных эффектах и методиках обработки.

40

Литература

1. Смирнов В.В. Ионизация в тропосфере. СПб.: Гидрометеоиздат, 1992. 312 с. 2. Пшежецкий С.Я., Дмитриев М.Т. Радиационные физикохимические процессы в воздушной среде. М.: Атомиздат, 1978. 182 с. 3. Чечеткин Ю.В., Якшин Е.К. Очистка радиоактивных газообразных отходов АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1985. 127 с. 4. Боярчук К.А., Карелин А.В., Широков Р.В. Базовая модель кинетики ионизированной атмосферы. М.: ВНИИЭМ, 2006. 203 с. 5. Боярчук К. А., Карелин А. В., Широков Р. В. Нейтральный кластер и его влияние на электромагнитные эффекты в атмосфере // Известия РАН. Физика атмосферы и океана. 2005. Т. 41. № 4. С. 1–13. 6. Боярчук К.А., Карелин А.В., Широков Р.В. Влияние мощности ионизирующего излучения на электрические эффекты в приземной атмосфере // Известия вузов. Серия Радиофизика. 2007. Т. L. № 1. С. 9–19. 7. Колдобский А.Б., Насонов В.П. Вокруг атомной энергии: правда и вымыслы. М.: МИФИ, 2002.

41

ГЛАВА 3. ПРОВЕДЕНИЕ ДИСТАНЦИОННОГО МОНИТОРИНГА ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПОВЕРХНОСТИ ЗЕМЛИ Прямые и косвенные методы регистрации ионизирующих излучений на Земле из космоса. Био-индикация. Метод малых газовых составляющих. Ионосферный отклик. Нейтральный кластер. Латентное тепло. Рассматривается аппаратура для проведения дистанционного мониторинга радиационного загрязнения Земли.

3.1. Дистанционный мониторинг Основная концепция дистанционного зондирования Земли из космоса появилась в 70-е – 80-е годы, когда были запущены первые спутники типа Landsat, «Ресурс-О» и «Алмаз» и создана соответствующая аппаратура, работающая в микроволновом диапазоне спектра как в активном, так и в пассивном режимах, а также в оптическом диапазоне спектра – от ультрафиолетового до ближнего инфракрасного (рис. П.5, рис. П.6). Экономически целесообразно основывать методы дистанционного определения радиоактивных загрязнений на этих, уже хорошо развитых методиках и существующем специальном оборудовании. Существующие методы дистанционного зондирования следов радиоактивной ионизации естественно разделить на прямые и косвенные. Первые основаны на регистрации интенсивности и спектра ионизирующего излучения объекта, вторые регистрируют изменение окружающей среды под действием этого излучения. Прямые методы мониторинга получили наибольшее распространение, и в настоящее время контроль над радиационной обстановкой осуществляется методами детектирования ионизирующих излучений, например, использующих различные сцинтилляторы. Однако для реальных дистанционных методов (позволяющих обеспечивать мониторинг с космического аппарата) их пространственная разрешающая способность и чувствительность недостаточны, реально они позволяют производить измерения с расстояний не более сотен метров. К тому же некоторые типы ионизирующих излучений (α, β) обладают весьма слабой проникающей 42

способностью и не могут быть зарегистрированы такими методами дистанционно. Так, например, при Чернобыльской аварии измерение с самолетов и вертолетов велось, в основном, γ-спектрометрической аппаратурой (с помощью полупроводниковых гамма-спектрометров), а уже в лабораториях для анализа проб, взятых на местности, использовался полный комплекс современных спектрометрических и радиохимических методов, которые позволяют с высокой точностью измерить интенсивности γ-, α- и β-излучателей. Поэтому назвать прямые методы измерения радиоактивных загрязнений дистанционными можно только с большой натяжкой. Выход состоит в использовании косвенных методов, позволяющих оценить уровень радиоактивного загрязнения по отклику окружающей среды на ионизирующее излучение. Такой подход позволяет использовать традиционные методы дистанционного мониторинга окружающей среды: приземных слоев атмосферы, поверхности океана и Земли. Основное воздействие, которое оказывают продукты радиоактивного деления на окружающую среду – это ее ионизация и, как следствие, протекание различных стимулируемых ионами биологических и физических процессов. Так, интенсивность ионообразования в атмосфере прямо связана с уровнем ее радиоактивного загрязнения. В последнее время появились работы, подтверждающие перспективность использования косвенных методов для дистанционного обнаружения радиоактивных загрязнений. Стимулом для этих работ послужила информация о многочисленных экспериментах по радиолокации облаков выбросов АЭС во время Чернобыльской аварии, по регистрации свечения ионизированного воздуха. Для разработки методов и систем мониторинга из космоса радиоактивных загрязнений в настоящее время можно выделить следующие эффекты (рис. П.7). Реакция биоты на радиоактивное загрязнение приводит к изменению цветности водоемов или растительных покровов, что может быть зарегистрировано с помощью традиционной спектрозональной съемки («Биоиндикация»). Быстрые ион-молекулярные реакции ионизированной атмосферы приводят к изменению концентраций основных малых газовых составляющих, регистрация которых возможна, например, с по43

мощью метода газокорреляционной ИК-радиометрии («Метод малых газовых составляющих»). Ионизация атмосферы приводит к изменению основных электрических характеристик в цепи тропосфера–ионосфера. Эти возмущения могут быть зарегистрированы в ионосфере с помощью бортового ионозонда («Ионосферный отклик»). Во влажной атмосфере, подверженной радиоактивному воздействию, при определенных условиях наблюдается радиоизлучение, которое может быть зарегистрировано специальными радиоспектрометрами («Нейтральный кластер»). Под действием ионизирующего излучения в приземном слое в зоне радиоактивного выброса может происходить резкое падение влажности воздуха (латентная теплота испарения, или «Латентное тепло»). Поэтому с развитием атомной промышленности все более актуальной становится разработка новых эффективных методов дистанционного контроля над распространением радиоактивных загрязнений окружающей среды. Космические системы наднационального контроля за распространением радиоактивных загрязнений станут приоритетной задачей космического мониторинга в XXI веке. 3.2. Методы дистанционного мониторинга Биоиндикация

Как отмечалось в предыдущей главе, состояние процессов жизнедеятельности биоорганизмов на поверхности Земли, например растительного покрова, также как фитопланктона в водоемах, резко зависит от загрязнения окружающей среды, и выражается в резких изменениях её характеристик, влияющих на рассеяние света. Этот эффект можно использовать для мониторинга распространения радиоактивного загрязнения. При обработке космических снимков, полученных в трех спектральных диапазонах, были выявлены следующие закономерности: почвы имеют возрастающую спектральную, а растительные сообщества вогнутую спектральную кривую с минимумом в красной зоне видимого диапазона, локальным максимумом в зеленой 44

зоне и резким скачком спектральной яркости в ближней ИК-зоне. Этот факт позволяет проводить анализ изображений местности, пораженной радиоактивным загрязнением, на основе выводов о степени угнетенности биомассы в исследуемом районе. Атомные электростанции часто размещают на берегу естественных водоемов, поэтому аварийные выбросы жидких отходов могут быть выявлены путем дистанционного измерения спектров флуоресценции фитопланктона (фотосинтезирующих одноклеточных и микроскопических одиночных или колониальных водорослей), который, как известно, очень широко распространен в океане и может быть использован как естественный биологический маркер различных загрязнений. Этот эффект (флуоресценция фитопланктона) есть результат реакции живых организмов на радиоактивное загрязнение, в частности изменение в водоемах и шельфовой зоне океана цветности фитопланктона, который имеет наиболее быструю реакцию на изменение концентрации радиоактивных веществ. Увеличение пространственного разрешения средств дистанционного зондирования Земли из космоса, а также создание гиперспектрометров позволяет надеяться на создание полноценных систем мониторинга радиоактивных загрязнений, основанных на вышеперечисленных эффектах и методиках обработки. Метод малых газовых составляющих

В атмосферном воздухе под воздействием ионизирующего излучения происходит не только наработка ионов, но за счет быстрых ион-молекулярных реакций также изменяется нейтральная составляющая, т.е. возникают нейтральные компоненты в концентрациях не типичных для стандартных условий. Например, наблюдается изменение содержания таких малых газовых составляющих, как озон (O3) , гидроксил (OH–), оксиды азота (NO и NO2), а также метана (CH4) и окиси углерода (CO). Измеряемая концентрация этих молекул – «атмосферных маркеров» – отчетливо характеризует мощности поглощенной дозы (или скорости ионизации). При анализе состава ионизированной атмосферы с целью поиска наиболее подходящих атмосферных маркеров радиоактивных загрязнений следует обращать внимание на те компоненты, которые наиболее устойчивы к вариациям начальных концентраций 45

исходных реагентов, а также нарабатываются в достаточном для дистанционного обнаружения количестве. Пример таких расчетов представлен на рис. 3.1. N, см–3

N, см–3

t, с

t, с

а) б) Рис. 3.1. Зависимость концентраций некоторых нейтральных компонент ионизированного воздуха N (см–3) от длительности радиационного воздействия при температуре T = 293 K, влажности 90 % и мощности дозы d = 0,423 рад/с. Начальные концентрации: а) [OH] = [H2O2] = [HO2] = 0; [H2O2] = 2,7 ⋅ 1011 см–3; [NO] = 2,7 ⋅ 109 см–3; б) [OH] = 1 ⋅ 106 см–3; 9 –3 [NO2] = [N2O] = 8 ⋅ 10 см

Дистанционно содержание O3 и NO2 в тропосфере может быть измерено непосредственно, например, лидарными методами. Однако до сих пор установка достаточно эффективного лидара на борт космического аппарата представляет определенные технические трудности, связанные с энергетикой. Но эти газы могут детектироваться с необходимой точностью современными методами газокорреляционной ИК-радиометрии. Для этого может быть использована аппаратура MOPITT космической платформы EOSАМ1, запущенной в декабре 1999 г. по программе НАСА. Ионосферный отклик

В предыдущей главе были представлены примеры формирования аномального электрического поля в атмосфере над большими площадями поверхности при радиоактивном загрязнении. Известно, что существование значительного градиента потенциала на большой площади сказывается на изменениях электронной плотности, ионного состава и температуры в ионосфере. 46

На основании одного из возможных механизмов этой связи – электродинамического – значительные изменения вертикального электрического поля у поверхности Земли или в нижних слоях тропосферы вызывают появление горизонтального электрического поля на ионосферных высотах, которое, в свою очередь, приводит к вариациям, например, электронной и ионной концентраций в ионосфере. В основе этого метода лежит эффект изменчивости характеристик ионосферы (например, ионной и электронной концентрации) над районами радиоактивного загрязнения на поверхности Земли и в нижних слоях тропосферы (рис. 3.2). Измерение данных характеристик со спутников позволит получать информацию о распространении и уровне радиоактивных загрязнений. Предварительные теоретические и экспериментальные исследования на примере аварии в Три-Майл-Айленде США, выполненные с помощью спутника ИНТЕРКОСМОС-19 в ИЗМИРАН, показали эффективность данной методики. Нейтральный кластер Как было отмечено в предыдущей главе, процесс ионизации в обычном воздухе может заканчиваться образованием сложных химически активных структур типа

Рис. 3.2. Схема влияния вариаций приземного электрического поля на характеристики ионосферы 47

ион-радикалов H3O+(H2O)m, NO3–HNO3H2O, NO3–(H2O)n и др. В результате ассоциации таких гидратированных ион-радикалов (независимо от количества молекул воды в оболочке) образуется нейтральный кластер, например типа NO3–(H2O)nH3O+, устойчивость которого определяется как ионной, так и ковалентной связями. В этом случае источником электромагнитного излучения могут быть вращательно-вращательные переходы соответствующих диполей.

Частота, МГц

Рис. 3.3. Спектры излучения нейтральных кластеров с учётом столкновительной диссоциации при радиусе облака R = 5 км, концентрации паров воды 1018 см–3 и различных скоростях ионизации: кривая 1 соответствует скорости ионизации 10 см–3 ⋅ с–1, кривая 2 – 100 см–3 ⋅ с–1, кривая 3 – 1000 см–3 ⋅ с–1, кривая 4 соответствует спектру равновесного излучения при температуре T = 7 K

Спектральная плотность потока излучения в линиях вращательно-вращательных переходов нейтральных кластеров с учетом столкновительной диссоциации, вычисленная согласно развитой в методике, представлена на рис. 3.3. Расчеты плотности потока излучения приведены без учёта диаграммы направленности приём48

ной антенны. Видно, что в метровом диапазоне длин волн (частоты от 40 до 200 МГц), в принципе, возможно наблюдение излучения нейтральных кластеров. Ожидаемый диапазон излучения кластеров перекрывается с диапазонами, в которых работают телевизионные и радиопередатчики. Поэтому следует рассчитывать на получение сигнала в диапазонах 108 ÷ 142 МГц, 148 ÷ 173 МГц. При концентрации нейтральных кластеров 106 см–3 максимальная возможная удельная мощность излучения в диапазоне 108 ÷ 142 МГц составит Pуд = 5 ⋅ 10–21 Вт/м3, полная принимаемая мощность излучения в области с радиусом R = 2,2 км и высотой H = 1,2 км при радиусе антенны Rант = 1,5 м составит P = 1,5⋅10–17 Вт, а ожидаемая амплитуда напряженности электрического поля E = 2,8 ⋅ 10–8 В/м. Следует отметить, что во время сейсмических событий, когда возможно выделение радиоактивных газов из земной коры, часто наблюдается необычное радиоизлучение в диапазоне десятков и сотен МГц, так, например: импульсное электромагнитное излучение на частоте 22,2 МГц (13,5 м) наблюдалось до и после землетрясения в Кобе (17.01.95г.) астрономической обсерваторией Nishiharima, расположенной в 77 км северо-восточней эпицентра, а также во время Спитакского землетрясения на частоте 75 МГц. Установка специального радиоспектрометра на борт космического аппарата (КА) может позволить выявить эти излучения дистанционно и тем самым определить возможные области формирования облаков радиационных выбросов. Латентное тепло

Наличие таких образований, как нейтральный кластер может влиять и на процессы, связанные с конденсацией и испарением в ионизированном облаке. Результаты расчётов влажности атмосферного воздуха в зависимости от длительности воздействия ионизирующего излучения приведены на рис. 3.4. Начальная концентрация паров воды соответствовала влажности 100% для заданной температуры воздуха. Видно, что рост длительности воздействия и скорости ионизации приводит к падению относительной влажности. Это в свою очередь, может вызвать рост концентрации нейтральных кластеров и мощности электромагнитного излучения в УКВ-диапазоне. 49

Физический процесс, связанный с латентным теплом, может приводить к образованию облачности, повторяющей по форме места появления повышенной радиации. Это еще один способ регистрации радиоактивных загрязнений. Отметим, что выбросы в атмосферу радиоактивного радона в районе подготовки землетрясений часто приводят к появлению характерных облачных образований вдоль разломов земной коры, что можно рассматривать как предвестник будущего землетрясения.

Рис. 3.4. Зависимости относительной влажности атмосферного воздуха от длительности внешнего воздействия при различной скорости ионизации: кривая 1 соответствует скорости ионизации 4,5 см–3 ⋅ с–1, 2 – 9 см–3 ⋅ с–1, 3 – 90 см–3 ⋅ с–1. Температура воздуха – 27 °С, начальная концентрация паров воды 7,7⋅1017 см–3

3.3. Бортовая аппаратура для мониторинга радиоактивных загрязнений В предыдущей главе были подробно рассмотрены физические эффекты проявления радиоактивных загрязнений на поверхности Земли и в нижних слоях атмосферы и методы их наблюдения. В табл. 3.1 перечислены специальная аппаратура для наблюдения этих эффектов и ее основные характеристики. 50

Таблица 3.1 Бортовая аппаратура и ее основные характеристики Физический эффект Изменчивость цвета водоемов или растительного покрова

Метод Био-индикация

Влияние вариаций тропосферного электрического поля на характеристики ионосферы

Ионосферный отклик

Радиоизлучение, возникающее в ионизированном облаке Под действием ионизирующего излучения в приземном слое в зоне радиоактивного выброса может происходить резкое падение влажности воздуха

Нейтральный кластер Латентное тепло

Аппаратура Спектрозональная сканирующая система Радиозондирование ионосферы с помощью прибора «Ионозонд» Радиоспектрометр

СВЧ- радиометр или ИК- сканирующие спектрометры

Спектрозональная сканирующая система

На сегодняшний день она является наиболее отработанной и распространенной аппаратурой дистанционного зондирования, устанавливаемой практически на все КА дистанционного зондирования Земли (ДЗЗ.) При работе сканирующей системы роль поперечной развертки играет качающееся зеркало 1 (рис. 3.5). Продольная развертка осуществляется благодаря движению КА. Сканерные изображения можно получить во всех спектральных диапазонах, но особенно эффективным является видимый и ИК-диапазоны. При съемке земной поверхности с помощью сканирующих систем 2 и 3 формируется изображение, каждому элементу которого соответствует яркость излучения участка, находящегося в пределах мгновенного поля зрения. Сканерное изображение – упорядоченный пакет яркостных данных, переданных по радиоканалам на Землю, которые фиксируются на магнитную ленту (в цифровом виде) и затем могут быть преобразованы в кадровую форму. В геологии используются материалы сканерных съемок с ИСЗ серии "Метеор". На этих спутниках установлены сканирующие устройства различной кон51

струкции: с малым разрешением – МСУ-М, со средним разрешением – МСУ-С, с конической разверткой – МСУ-СК, с электронной разверткой – МСУ-Э.

2

Рис. 3.5. Упрощенная схема сканирующей системы Таблица 3.2 Технические характеристики сканирующих устройств Параметры Полоса обзора, км Угол сканирования, град Число элементов в активной части строки Число спектральных каналов Разрешение на местности по строке, км Масса, кг 52

МСУ-М МСУ-С МСУ-СК МСУ-Э 1930 1380 600 28 106 90 66,5 2,5

1880 4

5700 2

3614 4

1000 3

1 4,5

0,24 5,5

0,175 47

0,028 17

При обработке сканерных космических изображений необходимо учитывать кривизну поверхности, т.е. с помощью специальных программных сред привязывать изображение к привычной картографической поверхности (рис. П.8). Хорошо зарекомендовал себя сканер нового поколения, названный "тематическим картографом", которым были оснащены американские ИСЗ "Лэндсат-4 и -5". Сканер типа "тематический картограф" работает в семи диапазонах с разрешением 30 м в видимом диапазоне спектра и 120 м в ИК- диапазоне. Ионозонд

Радиозондирование с борта космического аппарата является одним из наиболее надежных методов определения параметров космической плазмы. Его отличие от всех других методов измерения параметров окружающей плазмы заключается в том, что ионозонд использует резонансные свойства плазмы и получает абсолютные значения измеряемых частот с максимально достижимой точностью, недоступной любым другим видам измерений. Другое преимущество – помимо измерения локальных параметров плазмы (на высоте орбиты космического аппарата) ионозонд работает как прибор дистанционного зондирования. Он позволяет измерять вертикальный профиль распределения электронной концентрации от высоты орбиты до высоты максимума слоя F ионосферы. Кроме того, ионозонд работает как радар, дает возможность получать отражения от различного типа ионосферных неоднородностей разных масштабов и тем самым исследовать неоднородную структуру ионосферы. Комплекс аппаратуры «Ионозонд» предназначен для оперативного контроля ионосферы Земли методом импульсного многочастотного радиозондирования в диапазоне волн от 1 МГц до 20 МГц на 380 дискретных частотах с шагом 50 кГц. Предварительные характеристики ионозонда Диапазон частот, МГц........................................................1 – 20 Полоса частот сигнала, кГц ............................................. 15; 30 Разрешение по дальности, км ........................................... 5; 2,5 Максимальная дальность, км..............................................2000 Минимальная дальность, км ...................................................50 53

Количество частотных точек ....................................... 200; 400 Время снятия одной ионограммы, с ........................... 5 или 10 Скважность импульсов ..............................................................2 Мощность передатчика, Вт ............................................ 25 – 30 Антенная система ..................................................... два диполя Длина диполя, м................................................................ 7,5 – 8 Масса прибора (вместе с антенной), кг........................ 16 – 20 Энергопотребление, Вт................................................... 40 – 50

Рис. 3.6. Изображение спутника «Интеркосмос-19» и результат суточного зондирования ионосферы вокруг Земли

Ионозонд располагается на спутнике, движущемся по круговой орбите (рис. 3.6). Зондирование ионосферы осуществляется радиоимпульсами длительностью 133 мкс с частотой повторения 50– 60 Гц. Первый радиоимпульс имеет частоту заполнения 1 МГц, частота заполнения каждого последующего импульса увеличивается на 50 кГц относительно предыдущего, пока не достигнет частоты 20 МГц, после чего частота заполнения возвращается к значению 1 МГц. Циклы изменения частоты заполнения зондирующих импульсов повторяются непрерывно. Длительность одного цикла составляет время измерения одной ионограммы, которая представляет собой зависимость времени прохождения сигнала ионозонда до отражающего слоя ионосферы от частоты заполнения зондирующих импульсов. 54

Передача данных по каналу телеметрии должна обеспечиваться в двух режимах: 1) в реальном масштабе времени – по окончании каждого цикла работы; 2) передача ионограмм, измеренных за время полного оборота, на стационарную наземную станцию. Комплекс содержит два функционально и конструктивно законченных прибора: собственно ионозонд – приемопередатчик информации (ППИ), предназначенный для формирования зондирующих сигналов и приема отраженных от ионосферы сигналов с устройством формирования цифровых ионограмм, выполняющим функции кодирующего и оперативного запоминающего устройства, предназначенного для преобразования информации, поступающей от ППИ, в цифровой код, запоминания ее в темпе зондирования и последующей ее передачи. передатчик сигналов научной телеметрии – СОРС-Д, работающий на частоте 137,85 МГц с частотной модуляцией (ЧМ), предназначенный для оперативного сброса информации в реальном масштабе времени от прибора ППИ на наземные ионосферные станции, оборудованные УКВ-антеннами и ЧМ-приемниками диапазона научной телеметрии (136–137) МГц и регистраторами ионограмм. В состав комплекса «Ионозонд» входят две антенны: антенна передатчика 137 МГц линейной поляризации, состоящая из двух четвертьволновых вибраторов с практически круговой диаграммой направленности; антенна ионозонда в виде двух симметричных ортогональных полувибраторов. Радиоспектрометр

Рассмотрим конкретный прибор, установленный на микроКА «Компас-2». Прибор ПРС-4 (плазменный радиоспектрометр, версия 4) представляет собой радиочастотный анализатор высокочастотных шумов естественного и искусственного происхождения в диапазоне частот 100 кГц – 15 МГц. Плазменный радиоспектрометр – это супергетеродинный приемник с шаговой (25/50/100 кГц) перестройкой гетеродина в полосе измерительного 55

диапазона (100 кГц – 15 МГц). Датчиком прибора является электрический диполь общей длиной 15 м. Конструктивно прибор (рис. 3.7) представлен новой конструкторской разработкой, адаптированной к использованию на борту малогабаритных спутников. Прибор является совместной разработкой лаборатории спутниковых исследований ИЗМИРАН и Центра космических исследований Польской Академии наук. Отечественные и зарубежные аналоги прибора в данном широтном диапазоне отсутствуют. Дипольная антенна HFA

PA-A

PA-B

Ключ

Ключ

RFA АЦП

Синтезатор с фазовой автоподстройкой частоты

Интерфейс

Приёмник Микропроцессор

Интерфейс МСНИ

Симметрирующий фильтр

БУС

ЗУ

Аналоговый модуль

Цифровой модуль

Преобразователь пост. тока

27 В

Рис. 3.7. Блок-схема радиоспектрометра ПРС-4 Основные характеристики Масса блока электроники прибора, кг ................................................1,7 Масса антенного предусилителя, кг................................................. 0,05 Общий вес прибора без датчика, кг.....................................................1,8 Габаритные размеры блока электроники, мм ................... 192×136×88 Габаритные размеры антенных предусилителей, мм ...........66×44×20 Питание прибора, В............................................................................. ± 27 Диапазон напряжения питания, В.................................................. 24–29 56

Максимальная потребляемая мощность, Вт ......................................6 Средняя потребляемая мощность, Вт .................................................5 Частотный диапазон ПРС-4 .................................... 100 кГц – 15 МГц Шаг перестройки по частоте, кГц.........................................15/50/100 Ширина полосы пропускания на частоте измерения, кГц.............15 Чувствительность, мкВ..........................................................................1 Временное разрешение, с ......................................................................2 Радиометр

СВЧ-радиометр МТВЗА (модуль температурно-влажностного зондирования атмосферы), установленный на ИСЗ «Метеор-М» № 1, предназначен для получения всеобъемлющих данных о температуре и влажности атмосферы, параметрах поверхности мирового океана (скорости ветра у поверхности, характеристиках ледового покрова и др.) СВЧ-сканер-зондировщик МТВЗА впервые совмещает в себе одновременно функции сканера и зондировщика (рис. 3.8). Прибор функционирует в диапазоне от 18 до 183 ГГц и содержит 26 каналов. Основой конструкции прибора является многочастотная антенная система, которая позволила совместить во времени и пространстве спектральные и поляризационные виды измерений. Полоса обзора составляет 2600 км, а пространственное разрешение 12–75 км. Масса прибора – 107 кг, энергопотребление – 110 Вт. Ресурс непрерывной работы прибора рассчитан на срок не менее трех лет. ОчевидРис. 3.8 СВЧ-сканерно, что подобная система пригодна зондировщик МТВЗА для мониторинга и радиоактивных 57

загрязнений, которые через процессы ионизации и класторизации атмосферы приводят к аномальным эффектам конденсации влаги. На рис. 3.9 представлен общий вид ИСЗ «Метеор-М» № 1 со сканирующим радиометром (модуль температурно-влажностного зондирования атмосферы). Бортовой радиолокационный комплекс «Северянин-М»

Модуль температурного и влажностного зондирования атмосферы Многозональное сканирующее устройство метеорологического назначения

Радиолинии М, ДМ и СМ диапазонов

Система сбора и передачи данных

Комплекс многозональной съемки для экологического мониторинга

Гелиогеофизический аппаратурный комплекс

Рис. 3.9. Космический аппарат «Метеор-М» № 1 Зарубежные аналоги аппаратуры, которые можно использовать для дистанционного мониторинга радиоактивных загрязнений

Рассмотрим еще один метод, который не отмечен в таблице, – «метод малых газовых составляющих». Этот метод основан на измерении вариаций нейтральных компонентов воздуха, находящегося под действием радиации. К сожалению, на отечественных космических системах не устанавливается подходящая аппаратура. Например, известны эксперименты, использующие компактный газокорреляционный радиометр ГКР-С с пространственным сканированием для дистанционных измерений содержания окиси углерода (CO) и метана (CH4) в пограничном слое атмосферы с аэрокосмических носителей. При визировании в надир и близких на58

правлениях прибор измеряет проходящее через атмосферу и отраженное от земной поверхности солнечное излучение, которое внутри прибора фильтруется кюветами, наполненными CO и CH4 с модулируемой длиной оптического пути. При этом выделяется информация о нижних (включая приземный) слоях атмосферы и сводится к минимуму влияние посторонних газов и условий освещения. Точность измерений содержания CO и CH4 в столбе атмосферы по лучу зрения прибора составляет, соответственно, до 10 % и 1% от их фонового содержания в свободной атмосфере. Важным достоинством предлагаемой аппаратуры является возможность оперативного контроля обширных территорий с больших высот без использования мощных (как в лидарах) искусственных источников облучения атмосферы и, как следствие, малые габариты, масса аппаратуры и ее энергопотребление. Относительно небольшой поток данных на выходе прибора допускает обработку информации в темпе ее приема с визуализацией детальных карт распределения газовых примесей над районами природных аномалий и объектами народно-хозяйственной деятельности. Таким образом, газокорреляционный радиометр «ГКР-С» с пространственным сканированием (габаритные размеры – 500×300×200 мм, масса без источника питания – 10 кг, потребляемая мощность – 20 Вт.) может быть размещен на борту малого КА. Для примера, схожее оборудование MOPITT (Measurement of Pollution in the Troposphere) для измерений CH4 и CO в тропосфере было установлено на космической платформе EOS-АМ1, запущенной в декабре 1999 г. по программе НАСА. Данная аппаратура позволяет измерять яркости уходящего излучения в области длин волн 2.3, 2.4 и 4.7 мкм. MOPITT представляет собой четырехканальный корреляционный спектрометр со сканированием поперек направления движения спутника. Аппаратура разработана Канадским космическим агентством и позволяет определять на основе измерений характеристик уходящего инфракрасного излучения вертикальные профили CO и общее содержание CH4 в тропосфере. Оба эти соединения образуются в результате сжигания биомассы, в результате хозяйственной деятельности, производятся океанами и существенным образом влияют на перенос излучения в атмосфере. 59

Другой пример – это усовершенствованная модель спектрометра SAGE III (Stratospheric Aerosol and Gas Experiment), позволяющая измерять характеристики уходящего излучения в диапазоне длин волн 280–1550 нм со спектральным разрешением около 1 нм, с пространственным разрешением 2×1°. Основными научными задачами третьей миссии аппаратуры SAGE III на российском метеорологическом спутнике "Метеор-М" является получение высококачественных данных о ключевых составляющих земной атмосферы и их долговременной изменчивости в глобальном масштабе. Уникальные возможности восстановления вертикальных профилей озона и аэрозоля в верхней тропосфере и стратосфере, восстановления вертикальных профилей температуры, содержания водяного пара и двуоксида азота в стратосфере и нижней мезосфере, определяющих радиационные и химические процессы в атмосфере, позволят получить новые знания об основных климатообразующих факторах. Использование новых газокорреляционных методов дает возможность выделять из общего профиля информацию о тропосфере, об изменении ее химического и аэрозольного состава. Анализируя эти данные можно с большой вероятностью судить о характере загрязнений в нижних слоях атмосферы. Литература 1. Дистанционное зондирование в метеорологии, океанографии и гидрологии. М.: Мир, 1984. 532 с. 2. Кондратьев К.Я., Бузников А.А., Покровский О.М. Глобальная экология: Дистанционное зондирование // Итоги науки и техники. Сер. Атмосфера, Океан, Космос. Программа «Разрезы». Т. 14. М.: ВИНИТИ, 1992. С. 1–312. 3. Получение и использование спутниковых данных о природных ресурсах Земли и окружающей среде / Под. ред. А.М. Волкова: Труды НИЦ Изучения природных ресурсов. Вып. 45. СПб.: Гидрометеоиздат, 1999. 200 с. 4. Боярчук К.А., Карелин А.В., Широков Р.В. Базовая модель кинетики ионизированной атмосферы, М.: ВНИИЭМ, 2006. 203 с. 5. Соколов В.Е., Криволуцкий Д.А., Усачев В.Л. Дикие животные в глобальном радиоэкологическом мониторинге. М.: Наука, 1989. 150 с. 60

6. Пулинец С.А., Хегай В.В., Боярчук К.А., Ломоносов А.М. Атмосферное электрическое поле как источник изменчивости ионосферы // УФН, 1998. Т. 168. № 5. С. 582–589. 7. Pulinets S. A., Boyarchuk K. A. Ionospheric Precursors of Earthquakes, Springer Verlag Publ., Berlin 2004. 360 р. 8. Чернявский Г.М. Космические средства при мониторинге Земли // Земля и Вселенная. 2004. № 5.

61

ГЛАВА 4. ФИЗИЧЕСКИЕ УСЛОВИЯ В БЛИЖАЙШЕМ КОСМИЧЕСКОМ ПРОСТРАНСТВЕ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ДИСТАНЦИОННОГО МОНИТОРИНГА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ НА ПОВЕРХНОСТИ ЗЕМЛИ Рассматриваются физические условия в околоземном космическом пространстве на высотах полета искусственных спутников Земли, на которых осуществляется дистанционный мониторинг: в верхней атмосфере, ионосфере, магнитосфере, радиационные условия, а также солнечная активность, влияющая на работу аппаратуры и определяющая, в ряде случаев, время активной работы искусственных спутников Земли.

4.1. Атмосфера Плотность

Земля окружена плотным слоем вещества – атмосферой. Полная толщина атмосферы составляет ∼ 1033 г/см2. Плотность атмосферы ρ (h) изменяется с высотой по барометрической формуле ⎞ ⎛ (4.1) ρ ( h ) ≈ ρ0 exp⎜ − h ⎟, ⎝ 7,1 ⎠ где h – высота в километрах над уровнем моря, 7,1 км – характерная величина для показателя плотности. Так, если на уровне моря плотность составляет ∼ 10–3 г/см3, или 3 ⋅ 1019 частиц в одном кубическом сантиметре, то на высоте ∼ 300 ÷ 400 км (эти высоты, как правило, являются высотами круговых орбит ИСЗ, используемых для ДЗЗ) плотность составляет ∼ 108част./см3 (рис. 4.1). Ниже увидим, что несмотря на столь малую плотность, именно она ограничивает время существования спутников на низкой орбите. Температура

На рис. 4.1 представлено изменение температуры атмосферы с высотой. Из рисунка видно, что температура сначала уменьшается с высотой, а затем становится выше, вновь уменьшается и возрастает. Эти изменения температуры с высотой позволяют предста62

Рис. 4.1. Изменение плотности и температуры с высотой в атмосфере. Приведены наименования атмосферных слоев

вить атмосферу в виде слоев–сфер. Самый нижний слой – тропосфера, где, как указывалось выше, происходит взаимодействие с атмосферой радиоактивного излучения, возникающего при работе атомных станций и других ядерно-физических установок. Температурные особенности атмосферных слоев связаны с Солнцем. Так, постепенное повышение температуры в стратосфере зависит от нагрева атмосферы солнечным ультрафиолетовым излучением с длиной волны 125 ÷ 200 нм. Затем вновь остывание и последующий нагрев ультрафиолетовым излучением с длиной волны до 10 нм, а также корпускулярным излучением (космические лучи и частицы, высыпающиеся из радиационного пояса). Химический состав

Атмосфера состоит в основном из молекул азота и кислорода 78% и 21% соответственно. Около одного процента составляют 63

малые примеси (Аr, СО2, О3 и др.). До высоты ∼ 100 км состав атмосферы практически не меняется. Выше – вплоть до 1000 км состав остается тот же, но вместо молекул преобладают атомы. Еще выше, основным химическим элементом атмосферы становится водород. Превращение молекул в атомы происходит под действием ультрафиолетового излучения Солнца. Обратим особое внимание на присутствие в составе атмосферы озона (О3). Озон находится в основном на высотах 25–35 км (см. рис. 4.1). И именно озон сильно поглощает губительное для живого ультрафиолетовое излучение в диапазоне 200–300 нм. Это естественный щит Земли. Вообще атмосфера защищает Землю также и от потоков заряженных космических лучей, которые теряют во взаимодействии с атомами химических элементов, входящих в состав атмосферы, и последующую ионизацию до 95 % своей энергии. 4.2. Ионосфера Энергии солнечного ультрафиолетового излучения с длиной волны меньше ∼ 100 нм достаточно не только для разрушения молекулы, но и для ионизации атомов азота, кислорода и других химических элементов, входящих в состав атмосферы. «Примесь» ионов и электронов в атмосфере становится существенной начиная с высот около 50 км, где плотность электронов ρэл ∼ 1÷10 част./см3. С этого момента появляется еще одна структурная особенность атмосферы – ионосфера. Причем, ее также разбивают на слои Д, Е, F (F1, F2) в зависимости от роста плотности ионов и электронов. На рис. 4.2 представлено изменение с высотой плотности электронов и ионов, а также роль слоев в отражении радиоизлучения различных длин волн. Обратим внимание на то, что по-прежнему на всех высотах плотность неионизированного (нейтрального) газа на порядки выше плотности ионов и электронов и, тем не менее, с появлением электронов и ионов возникает новое свойство – атмосфера становится проводящей. На больших высотах в атмосфере протекают токи. Ионосфера замыкает токовые системы в магнитосфере. Ионосферный ток – дополнительный нагрев и, соответственно, расширение объема верхней атмосферы. 64

Высота h, км

Концентрация электронов

Высота h, км

Высота h, км

а)

Концентрация электронов N и различных ионов, см3

б)

Концентрация электронов N и различных ионов, см3

в)

Рис. 4.2. Структура ионосферы Земли: а – изменение концентрации электронов с высотой в атмосфере. Показано положение отдельных слоев ионосферы и их роль в отражении радиоволн различной длины (ДВ – длинные, СВ – средние, КВ – короткие, УКВ – ультракороткие); б и в –распределение концентрации положительных ионов и электронов (Ne – плотность электронов), а также плотности электронов в ночное и дневное время 65

4.3. Магнитное поле Земли (магнитосфера) Магнитное поле Земли имеет почти дипольную конфигурацию (рис. 4.3).

Рис. 4.3. Взаимная ориентация магнитной и географической осей Земли

Ось диполя составляет угол 11° с осью вращения Земли. Ось не проходит через геометрический центр вращения Земли, а сдвинута на 342 км в сторону, противоположную восточной оконечности Бразилии. Полярность магнитного поля Земли противоположна географической. Северный магнитный полюс расположен на юге, в Антарктиде. Он имеет координаты 76,3° южной широты и 121,2° восточной долготы. Южный магнитный полюс находится, соответственно, на севере, в Канаде, и имеет координаты: 80,1° северной широты и 82,7° западной долготы (магнитная ось прецессирует в пространстве, это необходимо учитывать при вычислении напряженности магнитного поля в пространстве). Естественно, что и географический экватор не совпадает с магнитным. Например, 66

Москва, расположенная на 56° северной географической широты, имеет южную магнитную широту 51°. Магнитный момент Земли М = 8,1 ⋅ 1025 Гс ⋅ см3. В среднем, на поверхности Земли магнитное поле составляет ∼ 0,4 эрстед. Оно больше на полюсе и меньше не экваторе. Реально дипольная картина магнитного поля Земли искажена (рис. 4.4): с внешней стороны сплющена давлением магнитного потока, приносимого солнечным ветром (потоком заряженных частиц, покинувших солнечную корону), с внутренней магнитными аномалиями (например, Курской).

Рис. 4.4. Общая картина магнитосферы Земли. Заштрихованны области повышенных потоков захваченных частиц – радиационный пояс Земли

В ряде случаев, например, на высотах 300 ÷ 400 км можно считать магнитное поле Земли чисто дипольным. Тогда напряженность магнитного поля не зависит от поворота меридиональной плоскости вокруг оси диполя, и мы имеем двухмерную плоскую геометрию. Каждая точка на плоскости может быть задана расстоянием r от центра диполя до этой точки и геомагнитной широG той λm (наклоном r по отношению к геомагнитному экватору), т.е зная r или λm , можно определить и положение точки в пространстве и значение магнитного поля в этой точке. Напряженность поля в этой точке 67

B (λ m , r ) = M3 1 + 3 cos 2 λ m . (4.2) r С другой стороны, каждая точка находится на определенной силовой линии и положение точки на линии определяется выражением r = r0 ⋅ cos 2 λ m , (4.3)

где r0 – коэффициент, имеющий размерность длины. Магнитную силовую линию можно определять расстоянием между экваториальной точкой этой магнитной силовой линии и центром диполя. Это расстояние можно выразить в относительных единицах – радиусах Земли, т.е. линия будет маркирована параметром L = rэкв / rЗ , где rэкв – расстояние от экваториальной точки до центра диполя, а

rЗ – радиус Земли (рис. 4.5). В этих обозначениях магнитная силовая линия с параметром L = 1 имеет экваториальную точку на поверхности Земли, отстоящую от центра Земли на расстоянии 6,4 ⋅ 103 км (без учета смещения оси диполя). Вторая координата точки – величина магнитного поля В в этой точке, однозначно определяет положение точки на силовой линии. Таким образом, положение точки в дипольном магнитном поле можно выразить двумя системами координат: (r, λM) и (L, B). В дальнейшем мы увидим, что система (L, B), введенная Мак-Илвайном и носящая его имя, часто используется при вычислении потоков захваченных частиц в околоземном космическом пространстве. На рис. 4.6 представлен Рис. 4.5. Определение положения частицы переход из системы в магнитном поле и номера оболочки L (L, B) в (r, λM). 68

Геомагнитное поле В, Гс

Номер магнитной оболочки L

Рис. 4.6. Система координат (r, λm) представлена в координатах системы (L, B), т.е. переход из одной системы в другую

Строгое вычисление напряженности магнитного поля в каждой точке проводится с привлечением моделей, учитывающих все особенности реального магнитного поля. На рис. 4.7 приведены значения напряженности магнитного поля на поверхности Земли. На рис. 4.8 приводятся значения H и L для круговой траектории ИСЗ с высотой 300 км. Отметим, что в космическом пространстве В = Н (в гауссовой системе единиц). Почему необходимо знать магнитное поле в каждой точке движения ИСЗ? Во-первых, знание магнитного поля позволяет определять координаты космического аппарата, во-вторых, позволяет оценить радиационную обстановку, поскольку потоки заряженных 69

Рис. 4.7. Горизонтальная составляющая магнитного поля (гаусс) на поверхности Земли (указаны линии с одинаковой напряженностью)

Рис. 4.8. Распределение линий, равных L и B на высоте 300 км (---L, –––B) 70

частиц в околоземном пространстве существенно зависят от магнитного поля и его ориентации. Напомним, чем больше напряженность магнитного поля (чем ближе к Земле), тем меньше поток частиц. Магнитное поле Земли – еще один щит, защищающий нас подобно атмосфере от заряженной радиации. 4.4. Радиационные условия (спокойное Солнце) Под радиационными условиями будем понимать потоки заряженных частиц (электроны, протоны, ядра), а также электромагнитное излучение (в основном солнечное), существующие на орбитах искусственных спутников Земли в отсутствие вспышечной солнечной активности. Если орбита космического аппарата определена (для случая ДЗЗ и мониторинга радиационной обстановки, как указывалось раньше, это 300–400 км), необходимо воспользоваться специальной литературой (например, «Модель космоса», издания НИИЯФ МГУ), где приведены величины потоков электронов и протонов разных энергий и других видов заряженного и нейтрального излучения на высоте траектории КА. Затем следует оценить полный поток частиц (флюенс) в зависимости от энергии и вида частиц. Если измерительная аппаратура имеет защиту, необходимо оценить уменьшение потока после прохождения защиты и, наконец, определить радиационный эффект (практически определить линейные потери энергии) в аппаратуре и возможное время существования аппаратуры в космосе. Это серьезная работа, предполагающая знание процессов прохождения зарядового излучения через вещество, свойств материалов, используемых для создания аппаратуры. Отметим основные факторы, определяющие радиационную обстановку (условия) при проведении измерений в космосе. Электромагнитное излучение

За пределами атмосферы (условно считаем 100–200 км) в спектральном распределении электромагнитного излучения Солнца представлены практически все длины волн от 10 до 104 Å. Однако основной энергетический поток (∼ 10 %) сосредоточен в ультрафиолетовой области (табл. 4.1). 71

Таблица 4.1 Спектральное распределение солнечной радиации за пределами атмосферы ∆λ, мкм

Вт⋅м–2

%

Общий % 0-λ

∆λ ммк

Вт⋅м–2

%

Общий % 0-λ

0-225

0.41

0,03

0,03

750-800

63,56

4,55

58,70

225-250

1,40

0,10

0,13

800-850

56,65

4,06

62,76

250-275

4,20

0,30

0,43

850-900

50,36

3,61

66,36

275300

11,17

0,80

1,23

900-950

44,72

3,20

69,56

300-325

19,10

1,37

2,60

950-1000

39,71

2,84

72,40

325-350

28,32

2,03

4,63

1000-1050

35,07

2,51

74,91

350-375

30,87

2,20

6,83

1050-1100

31,63

2,27

77,18

375-400

30,54

2,19

9,02

1100-1500 156,95 11,24

88,42

400-425

46,93

3,36

12,38

1500-2000

80,90

5,80

94,22

425-450

48,00

3,44

15,82

2000-2500

35,07

2,51

96,73

450-475

54,12

3,88

19,70

2500-3000

17,45

1,25

97,98

475-500

51,77

3,71

23,41

3000-3500

9.62

0,69

98,67

500-525

48,50

3,47

26,88

3500-4000

5,68

0,41

99,08

525-550

49,15

3,52

30,4.0

4000-4500

3,72

0,27

99,34

550-575

47,91

3,43

33,83

4500-5000

2,28

0,16

99,50

575-600

47,44

3,40

37,23

5000-6000

2,79

0,20

99.70

600-650

86,49

6,19

43,42

6000-7000

1,47

0,11

99,81

б50-700

78,78

5,64

49,06

7000-∞

2,65

0,19

100,00

700-750

71,02

5,09

54,15

Действие солнечной радиации определяет многие требования к космической аппаратуре. Достаточно сказать, что на освещенной и неосвещенной сторонах температура поверхности аппаратуры может меняться от +170° до –170°. Необходимо принимать соответствующие меры: устанавливать защитные экраны и пленки, использовать специальную окраску аппаратуры, осуществлять дополнительный подогрев или охлаждение отдельных систем. День72

ночь также существенно влияют на верхние слои атмосферы и магнитосферы. Так, плотность атмосферы на высоте ∼ 300 км может в течение суток меняться почти на 30 %. Заряженные частицы

При рассмотрении радиационных условий, определяемых заряженными частицами на высоте ∼ 300–400 км, необходимо учитывать потоки частиц, приходящих из космического пространства (первичные космические лучи), частицы, захваченные в радиационном поясе Земли, а также альбедное или вторичное излучение, возникающее под действием первичных космических лучей в атмосфере и выходящее в космическое пространство. Необходимо знать не только потоки этого излучения, но и состав, и энергетический спектр. 1. Первичное космическое излучение (его называют галактическими космическими лучами и обозначают ГКЛ) состоит в основном из протонов (∼ 88 %), ядер гелия (∼ 9 %), более тяжелых ядер ≤ 2 %, электронов ∼ 1 %. Энергетический спектр имеет степенной ∂N вид ≈ AE −γ , где ϒ ∼ 2,7 для ядер и ∼ 3 для электронов. Сол∂E нечный ветер, магнитные неоднородности в гелиосфере препятствуют проникновению заряженных частиц в глубь солнечной системы. Поэтому энергетический спектр ГКЛ обрезан со стороны малых энергий и на орбите Земли он имеет вид, представленный на рис. 4.9. В свою очередь, дипольное магнитное поле Земли также препятствует проникновению малоэнергичных частиц в глубь магнитосферы. Это явление получило название «геомагнитное обрезание». Смысл его заключается в том, что определенной точки на поверхности Земли могут достигнуть частицы, имеющие импульс p ≥ с ⋅ z cos4λM, где с – константа (∼ 15 ГэВ/с), z – заряд частицы, λМ – геомагнитная широта места. Таким образом, наименьший поток ГКЛ будет на экваторе и он будет возрастать по мере увеличения геомагнитной широты (λМ) за счет регистрации частиц меньшей энергии. 73

Рис. 4.9. Энергетические спектры первичных космических лучей (КЛ). При энергиях ниже 1 ГэВ/нуклон интенсивность моделируется межпланетным магнитным полем, связанным с солнечным ветром и солнечной активностью. Поэтому приведены спектры в трех различных фазах 11летнего цикла солнечной активности, интенсивность КЛ выше в минимуме активности. Подъем при малых энергиях связан с появлением СКЛ

Точное знание геомагнитного обрезания необходимо для расчета радиационного эффекта, создаваемого первичным космическим излучением. Особенно необходимо учесть эффект от ядер, хотя их число и невелико. В последнее время в научной и технической аппаратуре стала широко использоваться микроэлектроника. Но как раз в подобной аппаратуре при прохождении ядер возникают не74

обратимые изменения, вплоть до выхода ее из строя. Необходимо принимать дополнительные меры поддержания работоспособности, в частности резервирование. 2. Вторичное (альбедное) излучение по своему составу, широтному ходу подобно первичному. Однако энергия и интенсивность частиц меньше первичного. На рис. 4.10 приведены относительные дифференциальные спектры альбедного и полного (альбедный+первичный) спектров заряженных частиц, измеренных при геомагнитном обрезании 10 ГэВ/с. Для построения спектров использовали измерения магнитным спектрометром «Памела», установленным на ИСЗ «Ресурс-ДК» №1. Из рисунка видно, что начиная с импульса > 10 ГэВ/с число частиц резко возросло за счет регистрации ГКЛ. Подобные данные имеются и для других широт, что позволяет определить потоки альбедных частиц, а затем и определить радиационный эффект, вызываемый вторичным излучением.

Рис. 4.10. Спектр частиц, зарегистрированных при геомагнитном обрезании 10 ГэВ/с. До 10 ГэВ/с регистрируются только альбедные частицы, выше к ним добавляется поток первичных частиц 75

3. Радиационный пояс захваченных частиц (РПЗ). При оценке радиационной обстановки существенную роль играет не только высота орбиты, но и наклонение. Очевидно, что для проведения мониторинга наиболее оптимальным наклонением орбит является 90° – можно просматривать всю поверхность Земли. Но при переходе от экваториальной к полярной орбите проявляются следующие особенности геомагнитного поля Земли: первая – из-за сдвига оси дипольного магнитного поля относительно оси вращения Земли. Область магнитосферы, где сосредоточена зона захваченной радиации, ближе всего находится к поверхности Земли в районе Бразилии (так называемая Бразильская магнитная аномалия – БМА). На высоте 300–400 км траектория спутника пересекает это место с координатами 10°–40° южной широты и 20°–70° западной долготы. Здесь резко возрастают потоки высокоэнергичных протонов и электронов (рис. 4.11 и 4.12); вторая – на ∼ 70°÷75° южной и северной магнитных широт траектория спутника пересекает края радиационного пояса. Вновь резко возрастают потоки частиц. Однако это, в основном, малоэнергичные электроны.

Рис. 4.11. Распределение потоков протонов (р/(м2 ⋅ с)) с Ер > 100 МэВ, захваченных в РПЗ на высоте 300 км 76

Рис. 4.12. Распределение потоков захваченных электронов (электрон/(см2 ⋅ с) с ЕЭ > 5 МэВ в РПЗ на высоте 300 км

И, наконец, при пересечении области магнитных полюсов, где магнитные силовые линии входят в Землю, напряженность магнитного поля падает и поток малоэнергичных первичных космических частиц устремляется к Земле: поток частиц на орбите опять возрастает. Эти места получили название южный и северный каспы (см. рис. 4.4). Таким образом, опасной радиационная обстановка оказывается на больших широтах, образующих кольцо-овал, и в области Бразильской магнитной аномалии. Особенно опасным является район БМА. При несколько более высоких орбитах БМА сливается с южным географическим краем РПЗ, образуя так называемую Южно-атлантическую аномалию (SAA). Поскольку радиационный пояс – это основной источник радиационной опасности в околоземном космическом пространстве, влияющий в значительной мере на проведение измерений в космосе, одна из последующих глав будет посвящена радиационному поясу Земли. 77

4.5. Солнечная активность Рассмотренные выше физические условия проведения мониторинга относились к спокойному состоянию Солнца. Однако ситуация резко меняется в случае возрастания солнечной активности. Рассмотрим два уровня солнечной активности: первый – одиннадцатилетний цикл, и второй – спорадические вспышки солнечной активности. Одиннадцатилетний цикл солнечной активности

Основной цикл активности Солнца характеризуется изменением числа темных пятен на Солнце (число Вольфа) W = 10g + f, где g – число групп пятен, f – полное число пятен, включая пятна и в группах (рис. 4.13). Чем выше число Вольфа, тем активнее Солнце.

Рис. 4.13. Распределение чисел Вольфа по солнечным циклам 78

Другим показателем изменения активности является изменение интенсивности радиоизлучения с длиной волны 10,7 см (рис. 4.14).

Рис. 4.14. Сравнительные показания W и F10.7 потока радиоизлучения для 19-го цикла солнечной активности С ростом солнечной активности увеличивается поток ультрафиолетового излучения в диапазоне от 10–300 нм, нагревающего верхние слои атмосферы, начиная с высоты озонового слоя (25 км). Усиление нагревания расширяет объем верхней атмосферы, увеличивает ее плотность и ионизацию на бóльших высотах (рис. 4.15–4.17). На высоте орбиты спутника (∼ 300 км) это приводит к возрастанию сопротивления движению спутника. Скорость спутника уменьшается и для сохранения высоты орбиты спутника необходимо включать двигатели. Подъем плотности атмосферы способствует, в частности, дополнительному высыпанию захваченных частиц из РПЗ и в первую очередь в районе БМА. 79

Средняя атмосфера

День, максимум солнечной активности

Высота, км

Ночь, минимум солнечной активности

Температура, К

Рис. 4.15. Изменение температуры с высотой в атмосфере в минимуме и в максимуме одиннадцатилетнего цикла солнечной активности. На 11-летний цикл наложено изменение день-ночь, составляющее ∼ 30 %

День, максимум солнечной

Высота, км

Средняя атмосфера

Ночь, минимум солнечной активности

Плотность, г/см3

Рис. 4.16. Изменение плотности остаточной атмосферы в 11-летнем цикле солнечной активности 80

Высота, км

Максимум солнечной активности минимум солнечной активности

Концентрация электронов (электрон/см3)

а)

Высота, км

максимум солнечной активности минимум солнечной активности

Концентрация электронов (электрон/см3) б)

Рис. 4.17. Изменение электронной концентрации в 11-летнем цикле солнечной активности, дневное (а) ночное время (б) 81

Вспышечная активность

Поток (относительные единицы)

Относительно плавное изменение солнечной активности не только в максимуме, но и на стадиях подъема и уменьшения, часто сопровождается солнечными вспышками, проявляющимися в резком возрастании интенсивности солнечного излучения практически во всех диапазонах электромагнитного излучения: от радио до рентгеновского и гамма-диапазонов (рис.4.18). Возникают потоки космических лучей (солнечные космические лучи СКЛ). Первым уже через 8 минут достигает окрестности Земли электромагнитное излучение. Еще через несколько минут высокоэнергичные протоны, еще через несколько часов÷несколько суток к магнитосфере Земли подходят более медленные, но также ускоренные во вспышке заряженные частицы.

мин

Рис. 4.18. Зависимость от времени квантовых и корпускулярных потоков, зарегистрированных на орбите Земли (для солнечной вспышки) 82

Резкое возрастание солнечной активности сопровождается увеличением скорости потока солнечного ветра от 400 км/с до 1000 км/с. Возрастает и давление солнечного ветра на магнитосферу. Перечислим, к каким явлениям приводит сильная солнечная вспышка: В атмосфере: • увеличивается нагрев верхних слоев, атмосфера «разбухает», • увеличивается плотность самых верхних слоев, прослеживается увеличение плотности вплоть до 1000 км, • происходит изменение химического состава. В ионосфере: • возрастает уровень ионизации слоев D, E, F, • усиливаются токи в ионосфере, в том числе и в северном, и южном овалах, • усиливаются северные (южные) сияния, появляются яркие красные и зеленые линии атомов возбужденного кислорода (630 нм и 558 нм), • уменьшается широта сияний от северных и южных овалов (∼ 70°) до 45°–50° (сияния наблюдались до 45° северной широты). В магнитосфере: • изменяется напряженность магнитного поля, • появляются магнитные бури, • увеличивается кольцевой магнитосферный ток, замыкающийся в ионосфере, • частицы солнечного ветра проникают через каспы и «хвосты» магнитосферы, • происходит ускорение частиц в магнитосфере, • происходит высыпание частиц из радиационного пояса. На космическом аппарате регистрируются: • солнечные космические лучи, потоки высокоэнергичных частиц могут вырасти в 102–103 раз и продолжаться несколько часов, • все виды солнечного электромагнитного излучения, • изменения магнитного поля, • возрастание потока частиц, высыпающихся из РПЗ. 83

На поверхности Земли: • магнитные бури. • выход из строя электросистем. Подчеркнем – во время мощных солнечных вспышек: резко возрастает уровень радиации, что иногда приводит к выходу из строя систем ИСЗ и специальной аппаратуры; увеличивается плотность атмосферы, что приводит, в ряде случаев, к торможению ИСЗ. Может произойти неуправляемый спуск и последующее сгорание в атмосфере. Необходимо научиться предсказывать солнечные вспышки, или быстро реагировать на появление электромагнитного излучения солнечной вспышки и принимать активные меры к уменьшению отрицательного воздействия вспышечных явлений на космическую технику. Литература 1. Модель космоса / Под ред. М.И. Панасюка и Л.С. Новикова. Т. 1, 2. М.: МГУ, 2007. 2. Радиационные условия в космическом пространстве / Под ред. М.И. Панасюка. М.: МГУ, 2006. 3. Авдюшин С.И., Данилов А.Д. Космическая погода. Л.: Гидрометеоиздат, 1993. 4. Гальпер А.М. Космические лучи. М.: МИФИ, 2002.

84

ГЛАВА 5. РАДИАЦИОННЫЙ ПОЯС ЗЕМЛИ (РПЗ) Рассматриваются вопросы движения частиц, захваченных магнитным полем Земли. Природа частиц, время существования, интенсивность.

5.1. Области захвата частиц В зонах захвата дипольного (строго говоря, квазидипольного) поля Земли удерживаются значительные потоки захваченных частиц (прежде всего, протонов и электронов). Время удержания частиц в зонах захвата довольно продолжительное. Заполненная частицами область захвата выглядит в первом приближении как тороид («бублик»), опоясывающий земной шар. В табл. 5.1 приводятся сравнительные размеры зон захвата (максимальное и минимальное расстояния от поверхности Земли, выраженные в радиусах земного шара), полученные на основании расчета движения частиц в поле диполя, и характеристики энергии захваченных частиц. Из таблицы видно, во-первых: чем выше энергия протонов и электронов, тем ближе к Земле зона их захвата. Есть и второе, очень важное обстоятельство: частицы могут существовать в области захвата при условии, что нижняя граница области проходила бы выше верхней границы атмосферы. В противном случае частицы, перемещаясь внутри области захвата, будут попадать в плотные слои атмосферы, а еще хуже – на Землю, где и погибают. Таблица.5.1 Размеры зоны захвата и энергии захватываемых частиц rмакс в радиусах Земли

rмин в радиусах Земли

1,00 2,00 4,00 6,00 10,0 15,0

0,41 0,83 1,66 2,49 4,14 6,21

pc = R, Ze ГВ 59,50 14,90 3,720 1,650 0,600 0,254

Ер, ГэВ

Ее, ГэВ

58,60 24,00 2,900 0,960 0,173 0,336

59,50 14,90 3,720 1,650 0,600 0,264 85

5.2. Движение частиц, захваченных в РПЗ Если в магнитном поле скорость частицы направлена под углом θ (т.н. nитч-угол) к направлению магнитной силовой линии, на которой в данный момент времени находится частица, то вектор скорости частицы может быть разложен на две составляющие: вдоль магнитной силовой линии и поперек. Движение частицы также может быть разложено: одно поступательное (вдоль направления магнитной силовой линии), а другое вращательное (так называемое ларморовское – вращение частицы вокруг магнитной силовой линии). Центр вращения называют ведущим центром. В совокупности эти движения создают спиральное движение – частица навивается на магнитную силовую линию, а ведущий центр движется вдоль магнитной силовой линии. По мере перемещения частицы от экватора вдоль магнитной силовой линии на неё действует возрастающая сила, противодействующая ее углублению в область большей магнитной напряженности (что напоминает архимедову силу). Благодаря этой силе, при приближении к северному или южному полюсу поступательное движение замедляется и, наконец, совсем прекращается. В этом состоянии частица совершает только лишь ларморовское вращение, а сила, противодействующая движению частицы к магнитным полюсам, продолжает действовать на частицу. Поэтому начинается закручивание и движение в противоположную сторону. Точку, где продвижение частицы вдоль магнитной силовой линии изменяет направление на обратное, называют зеркальной. При приближении к противоположному полюсу процесс повторяется. Таким образом, захваченная частица совершает сразу два движения: колебательное между зеркальными точками и вращательное вокруг силовой линии (рис. 5.1). Ниже будет показано, что кроме двух описанных движений, есть и третье. Вернемся теперь к ларморовскому вращению. Период Тл вращения частицы вокруг силовой линии определяется из равенства центробежной силы силе Лоренца: mv⊥2 e = v⊥ B , Rл c 86

(5.1)

Tл =

2πRл 2πRл mc . = = 2π v⊥ v sin θ eB

(5.2)

Рис. 5.1. Разложение вектора скорости на две составляющие (а); движение частиц между зеркальными точками (б)

Предполагаем, что магнитное поле достаточно однородно, т.е. оно имеет очень малый пространственный градиент на ларморовском радиусе. Это условие записывается как ∂B ≤B. Rл (5.3) ∂r Предполагаем также, что за время одного оборота магнитное поле изменяется лишь на малую величину. Это предположение выражается неравенством ∂В ≤B. Tл (5.4) ∂t Ограничения (5.3) и (5.4) соответствуют условиям адиабатичности. Если они выполняются, задача о движении частицы в магнитном поле решается довольно просто. В табл. 5.2 приведены значения ларморовских радиусов (выраженных в единицах радиуса Земли) для протонов и электронов различных энергий. Из таблицы видно, что ларморовские радиусы могут быть столь большими, что частица не сможет избежать касания Земли и погибнет. По этой причине для выполнения условий захвата нужно удовлетворить дополнительное требование 87

Rл ≤ RЗ .

(5.5)

где RЗ – радиус Земли. Обычно ограничиваются неравенством

Rл / RЗ ≤ 0,1 . Таблица 5.2 Радиусы ларморовского вращения Энергия, кэВ

10 102

Rл для электронов, км 0,870 0,287

Rл для протонов, км 3,710 11,70

103

1,220

37,10

104

12,20

118,0

105

122,0

381,0

106

–

1451

В дипольном поле обеспечить выполнение первого адиабатического требования (5.3) нельзя. На протяжении одного оборота частицы вокруг магнитной силовой линии напряженность магнитного поля меняется: она больше на внутренней части ларморовской окружности, чем на внешней. СоответственРис. 5.2. Долготный дрейф протонов но, и ларморовский ра(вид с полюса) диус меньше на внутренней части траектории по сравнению с внешней. По этой причине частица, совершив полный оборот, промахивается мимо исходной точки, а центр ларморовской окружности несколько смещается к западу в случае положительного заряда частицы или к востоку – в случае отрицательного. На последующих оборотах такое смещение будет продолжаться. Так возникает третий вид движения – долготный дрейф (рис. 5.2) 88

Рассмотрим более подробно некоторые особенности движения частицы в дипольном магнитном поле. Ларморовское вращение приводит к возникновению магнитного момента µ = 1 πRл2 jл . (5.6) c Здесь jл – ток, который равен произведению заряда частицы е на частоту ларморовского вращения ωл = 1 = v sin θ = eB ⋅ 1 . (5.7) Т л 2π ⋅ Rл mc 2π Отметим, что частоты по порядку величины равны для электронов 106 с–1, для протонов 103 с–1. Подставляя в выражение (5.6) значения jл и ωл , получаем магнитный момент 2 2 µ = mv sin θ . (5.8) 2 B Так как при движении в магнитном поле параметры v, р, Е сохраняются по величине, магнитный момент

sin 2 θ (5.9) = const, B если нет торможения. Это и есть первый адuабатuческuй инвариант. В каждый момент времени магнитный момент направлен по касательной к магнитной силовой линии, следуя за всеми ее изгибами. Эту ситуацию обычно так описывают словами: ведущий центр «обладает» магнитным моментом и движется вдоль магнитной силовой линии. Если напряженность В изменяется вдоль магнитной силовой линии, то, соответственно, будет меняться и питч-угол. При определенном значении напряженности магнитного поля оказывается, G G что sin θ = 1. Тогда v становится перпендикулярной к B , и дальнейшее продвижение вдоль силовой линии к полюсу прекращается. С этого момента и начинается обратное спиральное движение частицы к противоположному полюсу. Эти осцилляции между двумя зеркальными точками объясняются взаимодействием двух сил, а именно, силы инерции, определяемой начальной скоростью частицы вдоль силовой линии, и «возвращающей» силы, которая µ≈

89

возрастает по мере передвижения частицы от экватора к полюсу, т.е. в область с более высокой напряженностью магнитного поля. Возвращающая сила F параллельна магнитной силовой линии и

равна F = e ⋅ [v⊥ ⋅ Br ] , (5.10) c где Br – радиальная составляющая магнитного поля. Таким образом, если на магнитном экваторе частица имела некоторый питч-угол θ, то ему соответствует определенное значение поля BЗ , при котором произойдет отражение. Магнитное поле BЗ находится на определенной географической широте, т.е. частица будет совершать осцилляции между определенными географическими широтами. Частоты колебаний электронов и протонов с энергией в несколько десятков МэВ составляют соответственно ∼ (1 ÷ 10–1) с–1 и ∼ (10–1 ÷ 10–2) c–l. В стационарных условиях эти осцилляции могут продолжаться бесконечно. Однако частицы тратят энергию на ионизацию остаточной атмосферы, на синхротронное излучение (электроны) и поэтому замедляются. Они могут также подвергаться рассеиванию. Все это влияет на условия движения частицы, т.е. приводит к изменению ее скорости и питч-угла. Особенно важна высота расположения зеркальных точек. Если точка расположена выше верхней границы атмосферы (∼ 100 км), то ионизационные потери пренебрежимо малы и число осцилляций велико. Для частиц с питчуглом θ = 0 на магнитном экваторе зеркальной точки BЗ нет. Поэтому такие частицы будут проникать в плотные слои атмосферы и даже достигать поверхности Земли. Там они и гибнут. Наконец, дополнительная сила G G G (5.11) Fдр ≈ B ⋅ ∇B

[

]

создает долготный дрейф частиц, о котором говорилось выше. И если при долготном дрейфе зеркальные точки нигде не опускаются ниже 100 км, то частица обойдет Землю без каких-либо последствий. Частота долготного дрейфа – десятые доли герца для электронов и тысячные – для протонов с энергиями несколько десятков МэВ. 90

Интеграл действия при колебательном движении между северной ( Sc ) и южной ( Sю ) магнитными зеркальными точками имеет вид J=

Sc

∫

р ds ,

(5.12)

Sю

здесь р

= p cos θ – составляющая импульса вдоль направления

магнитной силовой линии, θ – питч-угол, ds – элемент пути. Очевидно, что sin 2 θ / B = 1/ BЗ . Воспользовавшись этим равенством, можно переписать выражение для р

в следующем виде:

р = p 1 − B / BЗ .

(5.13)

В магнитном поле р = const, поэтому J=p

Sc

∫

1 − В / ВЗ ds .

(5.14)

Sю

Теперь можно ввести величину I, определяемую как Sc

I = J = ∫ 1 − В / ВЗ ds . p S

(5.15)

ю

Если I сохраняется при каждой осцилляции частицы между двумя зеркальными точками и эта частица одновременно совершает долготной дрейф, то она находится на вполне определенных силовых линиях. Эти силовые линии составляют поверхность. Иногда эту поверхность сравнивают с некой оболочкой. Однако она скорее напоминает замкнутый выпуклый пояс, где верхний (северный) и нижний (южный) края – это широты расположения зеркальных точек. Края «пояса», его «выпуклость» или «вогнутость» зависят уже от конкретной конфигурации «дипольного» магнитного поля Земли. Реальный пояс для конкретной частицы имеет толщину, определяемую ее ларморовским радиусом. Разные захваченные частицы отличаются импульсами, питч-углами и т.п. (каждая частица имеет свой «пояс»). Все вместе они образуют радиационный пояс, окружающий Землю (рис. 5.3). 91

Рис. 5.3. Меридианное сечение радиационного пояса: оболочки L = 1,1 ÷ 3 – внутренняя часть пояса, L = 3 ÷ 5 – внешняя часть пояса; L = 1.2 ÷ 1.8 – стабильный пояс высокоэнергичных электронов; L ∼ 2 – стабильный пояс аномальной компоненты космических лучей; L ∼ 2.6 – квазистабильный пояс электронов и протонов

5.3. Магнитные координаты и координаты Мак-Илвайна Как уже отмечалось (раздел 4.3), для описания движения частицы в дипольном магнитном поле Земли используются магнитные координаты: радиус-вектор r и геомагнитная широта λм, Ранее было показано, что ведущий центр частицы всегда находится на определенной силовой линии и его положение в данный момент отмечено значением В на этой линии. Значения В лежат в интервале от BЗ.С до BЗ.Ю . Поэтому часто используют систему МакИлвайна, в которой за координаты принимаются В и безразмерная величина L. Как в системе координат (r, λм), так и в системе (L, В) отсутствует зависимость от долготы (предполагается, что диполь достаточно правильный). В случае идеального диполя соотношения между координатами (L, В) и (r, λм) имеют следующий вид: M (5.16) cos 2 λ M = 1 / L; B = 33 ( 4 − (3r / L ))1 / 2 , r где M З – магнитный момент диполя. 92

5.4. Природа частиц, заполняющих радиационный пояс Как заряженные частицы попадают в запрещенные зоны? Как они уходят из зон захвата? Первый и главный механизм – это распад нейтронов альбедо

Процесс взаимодействия ядер первичного космического излучения с атмосферой сопровождается возникновением нейтронов. Поток нейтронов, идущий от Земли (нейтроны альбедо), беспрепятственно проходит сквозь магнитное поле Земли. Поскольку нейтроны нестабильны (τ ∼ 1000 с), часть из них распадается в зонах, недоступных для заряженных частиц малых энергий. Таким образом, продукты распада нейтронов – протоны и электроны (и, конечно, нейтрино) – рождаются прямо в зонах захвата (рис. 5.4). В зависимости от энергии и питч-углов эти протоны и электроны могут либо оказаться захваченными, либо покинуть эту область. Нейтроны альбедо обеспечивают радиационный пояс протонами с энергией до 103 МэВ и электронами с энергией до нескольких МэВ.

n → p + e − + ν + 782 кэВ Рис. 5.4. Распад нейтронов альбедо – источник захваченных протонов и электронов 93

Второй механизм – радиальная диффузия

Идея механизма заключается в следующем: плазма солнечного ветра, обтекающего магнитосферу, может входить в глубь магнитного поля Земли в районе нейтрального слоя магнитосферы, где могут происходить перезамыкания силовых линий (рис. 5.5). Оказываясь на магнитной силовой линии, частицы участвуют в трех описанных выше движениях. Притом, находясь на определенной силовой линии L, захваченная частица имеет определенную энергию Е (см. (5.8)) 2 µ = mv = E = const. (5.17) 2B B

В свою очередь, В и L связаны простым соотношением B ≈ 13 ≈ 13 . r L

Рис. 5.5. Перезамыкание магнитного поля в нейтральном слое и внедрение солнечного ветра в магнитосферу 94

(5.18)

Из соотношений (5.17) и (5.18) следует, что EL3 – const.

(5.19)

Если во время оборота вокруг Земли поле сильно изменится, что происходит при резком изменении давления солнечного ветра, второе условие адиабатичности (5.4) не выполняется, и частица переходит на оболочку с меньшим L. В этом случае происходит увеличение энергии частицы за счет изменения магнитного поля (бетатронное ускорение). Это очень долгий процесс ускорения, но тем не менее, если начальная энергия частиц на внешней оболочке близка к МэВ, то, достигнув внутренней оболочки (L = 1-;-2), электрон может иметь энергию масштаба сотен МэВ. Этот механизм важен для электронов и является, по-видимому, ответственным за существование на оболочках с малыми L пояса электронов с энергией от нескольких десятков до сотен МэВ. Обнаружение стабильного пояса электронов с высокой энергией принадлежит ученым МИФИ. Другие механизмы

Существует еще несколько механизмов накачки пояса высокоэнергичными частицами. Например, альбедные атмосферные электроны и протоны, возникшие в результате взаимодействия первичных протонов и ядер первичных космических лучей в верхней атмосфере, рассеиваются на остаточной атмосфере и могут оказаться захваченными, если имеют соответствующие питч-углы. Подобный механизм может оказаться существенным и обеспечить необходимую интенсивность электронов в радиационном поясе Земли, если вторичные частицы с самого начала имели направления, близкие к горизонту. В районе Бразильской магнитной аномалии, где нижняя граница радиационного пояса существенно опущена, движущиеся вдоль горизонта электроны и позитроны имеют питч-углы, близкие к 90°, и легко захватываются. Отметим, что высокоэнергичные протоны радиационного пояса сами могут взаимодействовать с остаточной атмосферой в районе Бразильской магнитной аномалии и рождать пионы, распад которых приводит к появлению электронов и позитронов. 95

Другой пример: высокоэнергичные радиоактивные альбедные ядра претерпевают β+- или β–-распады внутри зоны захвата и также насыщают радиационный пояс электронами и позитронами. Выход частиц из зон захвата

Радиационный пояс – стабильное образование. Однако во время сильных магнитных бурь, вызываемых повышением давления солнечного ветра на магнитосферу, происходят не только ускорение частиц (радиальная диффузия), но и высыпание их из пояса. Изменение конфигурации магнитного поля приводит к опусканию зеркальных точек в атмосферу, при этом частицы имеют большие ионизационные потери, испытывают интенсивное рассеяние, меняют питч-угол и гибнут в верхних слоях атмосферы. Северные сияния – пример высыпания частиц при магнитных бурях. Они вызываются ускоренными во время магнитного возмущения частицами солнечного ветра, входящими в атмосферу через нейтральный слой. Свечение излучают не сами частицы, а возбуждаемые ими атомы химических элементов, входящих в состав верхней атмосферы. Внутренняя часть радиационного пояса более устойчива, но и здесь наблюдаются высыпания частиц при сильных магнитных возмущениях. Энергетическое и пространственное распределения захваченных частиц в радиационном поясе Земли

Пространственное распределение захваченных частиц и, соответственно, вид радиационного пояса определяются на больших расстояниях (L >> 1) изменением магнитосферы солнечным ветром, а на малых расстояниях (L ≥ 1) – отличием реального магнитного поля Земли от строго симметричного магнитного поля диполя. Напомним, что ось магнитного поля Земли наклонена и смещена относительно географической оси (оси вращения). Это приводит к смещению магнитного поля и приближению радиационного пояса к Земле в районе Бразильской магнитной аномалии (БМА), а также к удалению пояса на противоположной стороне Земли. Именно в районе Бразильской магнитной аномалии некоторая часть частиц радиационного пояса, дрейфующих вокруг Земли, оказывается в более глубоких слоях атмосферы и погибает. Такие 96

частицы, совершившие менее одного оборота и гибнущие в БМА или где-либо в другом месте, называются квазизахваченными. Основная же часть частиц радиационного пояса имеет зеркальные точки в районе БМА на достаточной высоте и поэтому продолжает долготный дрейф. Другие магнитные аномалии также искажают картину дипольного поля. Но роль этих искажений невелика и не приводит к катастрофическим последствиям для частиц, в отличие от БМА. В целом можно считать, что радиационный пояс более или менее однороден. Занимает он пространство в пределах шести-семи радиусов Земли, имеет форму тороида, но с вогнутой внутренней стенкой, наиболее близкой к Земле. Самые энергичные частицы располагаются во внутренней ближайшей к Земле части пояса (напомним соотношение ЕL3 ∼ const). На рис. 5.6 представлено распределение потоков частиц по энергиям отдельно для электронов и протонов. Поток частиц в радиационном поясе Земли весьма велик, что заставляет принимать различные меры предосторожности при пересечении радиационного пояса космическими аппаратами. Качественная зависимость потоков протонов от энергии имеет следующий вид: Jp (E) ∼ E–2dЕ для 75–750 МэВ. При низких энергиях и больших расстояниях, где все определяется процессом радиальной диффузии, выражение для интенсивности имеет следующий вид: для электронов Je (E) ∼ E-2dЕ для 350–600 кэВ, Je (E) ∼ E–7dЕ для 1–1,5 МэВ. Выше энергии 10 МэВ энергетическая зависимость имеет колоколообразную форму с максимумом при энергии ∼ 50 МэВ. Общие замечания

Практически все экспериментальные результаты по исследованию радиационного пояса Земли были получены в 1960–1970-х годах с помощью высотных ракет, ИСЗ и межпланетных кораблей. Тем не менее совершенствование техники эксперимента, проведение длительных и высокоинформативных наблюдений позволили в последнее время обнаружить новые важные особенности радиацион97

ного пояса. Например, удалось обнаружить пояса электронов (энергия 20 МэВ) и захваченных ядер гелия – углерода и кислорода. Обнаружена взаимосвязь высыпаний частиц из радиационного пояса Земли с различными геофизическими процессами: сейсмичностью (работы ученых МИФИ), грозовыми явлениями (работы ученых ИКИ).

Ee>40 кэВ

Рис. 5.6. Потоки электронов и протонов различных энергий в плоскости геомагнитного экватора; R – расстояние от центра Земли, выраженное в радиусах Земли

Совершенно очевидно, что радиационные пояса должны существовать у любой планеты, обладающей магнитным полем. И действительно, есть радиационный пояс у Юпитера, у Марса он более слабый, а у Венеры радиационного пояса нет вовсе, как и нет магнитного поля. Наконец, отметим, что в результате ядерных взрывов, проводившихся в 60-х годах, вокруг Земли образовался искусственный пояс электронов и позитронов. Источником этих частиц явился распад радиоактивных ядер – продуктов взрыва. Пояс просуществовал около десяти лет. 98

Литература 1. Тверской Б.А. Основы теоретической космофизики. М.: МГУ, 2004. 2. Гальпер А.М. Космические лучи. М.: МИФИ, 2002.

99

ГЛАВА 6. КОСМИЧЕСКИЙ И НАЗЕМНЫЙ КОМПЛЕКСЫ Рассматриваются вопросы выбора орбиты ИСЗ, возможности наблюдения за поверхностью Земли, различные ориентации спутников, приводится пример ИСЗ «РесурсДК1», предназначенного для дистанционного зондирования Земли.

Для проведения дистанционного зондирования Земли с целью контроля за радиоактивными заражениями необходимо иметь как можно более низкую круговую орбиту ИСЗ и возможность последовательного наблюдения практически за всей поверхностью Земли, а в ряде случаев при фотографировании Земли – определенные условия по освещенности местности Солнцем. Необходимо предусмотреть возможность разворотов ИСЗ для улучшения условий наблюдения. Следующий важный фактор – время существования космического аппарата. Сегодня это время должно быть не менее трех лет, если не иметь ввиду специальные запуски космических аппаратов. Рассмотрим, чем определяется орбита космического аппарата. 6.1. Минимальная (критическая) высота орбиты Искусственный спутник Земли выводится ракетой-носителем на высоту Н и ему сообщается на этой высоте вполне определенная скорость V , направленная по касательной к поверхности Земли. Между H и V есть строго определенное соотношение. Ниже рассмотрим это более подробно. Скорость, обеспечивающая постоянное вращение ИСЗ вокруг Земли, получила название первой космической скорости. Однако движение с первой космической скоростью не может продолжаться сколь угодно долго. Существует торможение ИСЗ на остаточной атмосфере и оно тем больше, чем ближе спутник к Земле. Тормозящее ускорение вычисляется с помощью следующего выражения: C F (6.1) Q = x m ρV 2 , 2m где m – масса космического аппарата (кг); V – орбитальная скорость (км/с), ρ – плотность остаточной атмосферы (кг/м3) на высо100

те Н, Cx – безразмерный коэффициент сопротивления воздуха (пределы изменения С ∼ 2 ÷ 2,5), Fm – максимальная площадь поперечного (миделевого) сечения ИСЗ, перпендикулярного к двиG C ⋅F жению спутника ( ⊥ V ) . Произведение x m называется балли2 стическим коэффициентом и зависит только от конструкции ИСЗ. Для большинства космических аппаратов этот коэффициент лежит в пределах 0,003 ÷ 0,4 м3/(кг ⋅ с2). Для первого пилотируемого космического аппарата «Восток», летавшего на высоте 250 ÷ 300 км торможение атмосферы приводило к уменьшению скорости и, соответственно, к потере высоты спутником на 5 ÷ 7 км в течение суток. Воспользовавшись выражением (6.1), можно определить, что на 150 км при баллистическом коэффициенте 0,1 м3/(кг ⋅ с2) можно осуществить только один виток. Эта высота и принимается в качестве критической (минимальной) высоты для полета спутника. Выше было показано, что в зависимости от освещенности солнцем верхней атмосферы (день по отношению к ночи, одиннадцатилетняя периодичность, вспышечная активность) плотность остаточной атмосферы меняется. В частности, в течение одиннадцатилетнего цикла может в 2 ÷ 3 раза меняться (от минимума к максимуму солнечной активности) атмосферное торможение. Компенсируют этот эффект включением двигателей, увеличивающих скорость обращения по орбите.

6.2. Круговая орбита, эллиптическая орбита Круговая орбита

Движение спутника по круговой орбите определяется следующим соотношением между центробежной силой и силой притяжения:

M m mV 2 = G З2 , (6.2) r r где G – гравитационная постоянная, M З – масса Земли, m – масса спутника, r – расстояние от центра Земли до спутника (r = rЗ + H ) 101

и V – скорость спутника на круговой орбите. Из соотношения (6.2) следует, что GM З V= . (6.3) r Часто в космической технике используемая величина b0 = GM З =

= 3,86 ⋅ 105 км3/с2, M З = 5,97 ⋅ 1024 кг, G = 6,67 ⋅ 10–11 м3/(кг ⋅ с2). В частности, первая космическая скорость у поверхности Земли ∼ 7,79 км/с (средний радиус Земли 6371 км) и на высоте 300 км V = 7,61 км/с. Период обращения спутника

2πr 2πr 2πr 3/ 2 (6.4) , = = V b0 b0 r т.е. для каждой высоты свой, строго определенный, период обращения. В частности, период обращения Луны вокруг Земли 656 часов (27,3 суток) при скорости обращения 1,02 км/с. При проведении дистанционного зондирования Земли вводится понятие «трасса спутника» – это проекция траектории спутника на поверхность Земли. На географической карте Земли (обычно используется цилиндрическая равноугольная проекция меркатора – меркаторные карты, в которой сохраняются углы и длины на экваторе) трасса представляется синусоидальной линией, где широта положения максимумов и минимумов линии соответствует углу наклона орбиты. По мере вращения Земли трасса смещается. На экваторе при одном обороте спутника угол смещения D θсм = 360h ⋅ Tcп , (6.5) 24 где 360°/24h – угловая скорость поворота Земли под траекторией спутника. Очевидно, что места положения станции контроля и управления спутником и аппаратурой ДЗЗ, станции приема информации с ИСЗ должны лежать по трассе спутника. Вводится понятие – зона видимости ИСЗ с Земли – время возможного наблюдения спутника при его прохождении над указанными станциями. Например, для высоты круговой орбиты 200 км максимальное время составTcп =

102

ляет ∼ 7 минут. В то же время зоной видимости Земли со спутника называется расстояние от спутника до видимости горизонта Земли. Зная это расстояние, можно оценить размер площади просматриваемой аппаратурой, установленной на спутнике. При движении спутника просматриваемая поверхность представляет полосу. Для круговой орбиты спутника с высотой Н (200 ÷ 600 км) можно ориентировочно оценить зону видимости Земли (L) с высоты орбиты спутника (Н), используя выражение L ≈ 113 H [км].

(6.6)

На рис. 6.1 представлена схема вычисления размеров площади обзора, а в табл. 6.1 – результаты расчетов S для разных высот, вплоть до 36 000 км.

Рис. 6.1. Зависимость зоны видимости от размеров площади обзора: Н – высота траектории ИСЗ, L – зона видимости, D – диаметр площади обзора

Таблица. 6.1 Размер площади обзора в зависимости от Н S0, % S ⋅ 107 , км2 0,77 0,40 2230 1125 100 1,52 0,80 3130 1660 200 2,25 1,14 3840 1975 300 3,64 1,85 4900 2570 500 5,58 2,84 6100 3290 800 6,80 3,45 6730 3710 1000 12,00 6,07 9000 5430 2000 16,00 8,14 10500 6870 3000 22,00 11,20 12460 9400 5000 30,60 15,20 14910 15100 10000 37,90 19,30 16700 25550 20000 41,20 21,00 17750 35800 30000 42,60 21,60 18120 41800 36000 S % – означает процент обозреваемой площади от полной площади Земли. Н, км

L, км

D, км

103

В ряде случаев (см. гл. 7) необходимо знать, на каком максимальном расстоянии (М) можно с одного ИСЗ наблюдать другой. Для этого воспользуемся выражением (6.6): М = 113( H1 + H 2 ) [км],

(6.7)

где Н1 и Н2 – высоты орбит двух спутников. Практически всегда имеется возможность разворачивать спутник, разворачивать аппаратуру, используемую для ДЗЗ, на контролируемый объект. Иногда можно делать и то, и другое одновременно. Это существенно расширяет возможности спутникового мониторинга. Небольшие изменения положения осей спутника по отношению к направлению скорости движения V по орбите осуществляют достаточно часто, и это не требует большого потребления энергии. К таким изменениям положения относятся: 1) крен – повороты вокруг вектора скорости движения по орбите, 2) тонгаж – повороты вокруг оси, перпендикулярной к плос-

G

кости орбиты спутника и скорости движения по орбите V , 3) рысканье – повороты вокруг оси зенит-надир («местная» вертикаль). Эллиптическая орбита

Для увеличения длительности существования искусственного спутника Земли, сохраняя при этом низкую высоту орбиты на участках, где необходимо проводить ДЗЗ, строят эллиптическую орбиту. Для этого на определенном участке круговой орбиты включают на короткое время реактивный двигатель, увеличивают скорость на ∆V и спутник пеРис. 6.2а. Формирование эллиптичереходит на эллиптическую ской орбиты увеличением скорости орбиту. Теперь орбита хаполета ИСЗ на круговой (опорной) оррактеризуется двумя пабите раметрами – перигеем и 104

апогеем, наименьшим (старый радиус орбиты) и наибольшим (увеличенным) расстоянием до Земли соответственно (рис. 6.2а). Наклонение плоскости орбиты сохраняется. Если провести кратковременное торможение спутника, то вновь сформируется эллиптическая Рис. 6.2б. Формирование эллиптичетраектория, в этом случае ской орбиты уменьшением скорости значение радиуса прежней полета ИСЗ на круговой орбите круговой орбиты станет апогеем, а перигей опустится (рис.6.2б). Уменьшение высоты перигея ниже прежнего радиуса круговой орбиты приведет к увеличению торможения атмосферой и может, в конце концов, привести к гибели (сгоранию) спутника в атмосфере. Именно так осуществляется контролируемое прекращение космического полета.

6.3. Дополнительная информация об орбите ИСЗ Прежде всего отметим, что в плоскости орбиты движущегося вокруг Земли искусственного спутника должен лежать центр тяжести Земли. Отсюда следует, что плоскости орбиты или просто орбиты спутников, выведенных в космическое пространство с полигона, широта которого равна λп, могут иметь наклонение λсп (угол между экваториальной плоскостью Земли и плоскостью орбиты) в диапазоне λп ≤ λсп ≤ 180° – λп. В частности, с космодрома Байконур (самый южный полигон СССР) можно осуществлять запуски на орбиты от 40° до 140°. Орбита, позволяющая просматривать всю поверхность Земли, имеет наклонение 90°. Такая орбита называется «полярной», в отличие от «экваториальной», имеющей наклонение 0°. На рис. 6.3 представлены наклоны орбит и зоны охвата поверхности Земли. 105

Рис. 6.3. Наклонение орбиты и зона охвата поверхности Земли

В левой части на рисунке показаны наклонения орбит ИСЗ (40°, 50°, и 90°), запускаемых с космодрома Байконур; в правой части – трассы спутников, заштрихованные области – возможные зоны наблюдения земной поверхности при указанных выше наклонениях. Высота спутников ∼ 400 км. Рисунок II соответствует полету орбитальных космических станций. 106

В принципе, плоскость круговой орбиты ИСЗ должна сохранять свое положение в звездной системе координат, определенное выбором момента запуска ИСЗ и наклонением орбиты. Однако Земля – сплющенный сфероид. Поэтому диаметр вдоль оси вращения приблизительно на 42 км меньше, чем в поперечной экваториальной области. Эта особенность приводит к тому, что плоскость орбиты вращается в пространстве. Скорость вращения зависит от угла наклона орбиты. Так, например, орбита международной космической станции, имеющая наклонение ∼ 50°, поворачивается в день на 4°. Угол наклона в 110° обеспечивает достаточно медленное вращение, например один поворот в солнечной системе за один год. При орбите с наклоном 110° удается подавляющую часть времени «удерживать» Солнце в плоскости орбиты спутника. Такая орбита получила название «солнечно-синхронной орбиты». Определенный угол наклона орбиты по отношению к Солнцу будет означать, что Солнце освещает Землю под спутником (подстилающая поверхность) практически всегда под одним и тем же углом, что удобно для фотографирования поверхности. Влияние сфероида проявляется также в возникновении вращения (прецессии) и у эллиптической орбиты, для которой еще происходит и перемещение перигея и апогея. Если, например, в начале полета перигей находился в северном полушарии, то через несколько месяцев он окажется в южном, а апогей в севером полушариях. Кроме того, если искусственно не поправлять эллиптическую орбиту, то она станет круговой с высотой орбиты, равной среднему значению высот перигея и апогея, сформированных, например, при запуске ИСЗ. Остановимся еще на одном важном обстоятельстве, связанном с ориентацией ИСЗ в пространстве. Возможны разные варианты ориентации искусственного спутника Земли (рис. 6.4). Неориентируемый полет. Произвольное вращение. Отсутствие какой-либо ориентации всех трех осей спутника (центр осей – в центре тяжести спутника, рис. 6.4, а). Одноосные режимы ориентации. Можно осуществить закрутку ИСЗ вокруг какой-либо оси. Эта ось может быть направлена в произвольную сторону, например на Солнце. В этом случае появляется возможность постоянно наблюдать за Солнцем, конечно, если и орбита солнечно-синхронная. Можно непрерывно освещать 107

солнечные батареи, иметь максимальный заряд аккумуляторов, использовать бортовую аппаратуру с высоким потреблением энергии (рис. 6.4, б). Рассмотрим еще один интересный режим. Гравитационная ориентация. ИСЗ вращается вокруг оси, направленной к центру Земли и проходящей через центр тяжести спутника. Подобный экономичный режим часто используется при полете орбитальных станций (рис. 6.4, в).

Рис. 6.4. Ориентация ИСЗ: а – неориентированный полет; б – одноосная ориентация (на Солнце); в – одноосная гравитационная ориентация; г – трехосная орбитальная ориентация; д – трехосная инерциальная ориентация 108

Орбитальная ориентация. Одна ось направлена по скорости движения спутника, вторая – по оси надир-зенит (направление на центр тяжести Земли). В этом случае вокруг третьей оси осуществляется поворот с периодом Т, равным обороту спутника (рис. 6.4, г). Инерциальная ориентация. Спутник перемещается по орбите, при этом ориентация всех трех осей сохраняется в звездном пространстве (рис. 6.4, д). Каждый вариант ориентации, за исключением первого, требует специальных мер поддержания. Для этого используются специальные гироскопические системы, либо двигательные установки. Как правило, на борту ИСЗ устанавливаются специальные системы слежения за ориентацией (по звездам, магнитному полю, горизонту), связанные с системами поддержания ориентации. В заключение отметим, что наиболее удобный вариант ориентации для ДЗЗ – орбитальный, когда приборы, установленные вдоль оси зенит-надир, все время наблюдают подстилающую поверхность Земли.

6.4. Космический комплекс «Ресурс-ДК» № 1 В качестве примера использования ИСЗ для дистанционного зондирования Земли приведем описание российского космического аппарата «Ресурс-ДК» № 1 (рис. 6.5), запущенного в космос с космодрома Байконур 15 июня 2006 г. Космический аппарат выведен ракетой-носителем на невысокую, приблизительно круговую орбиту «выведения». А затем на третьи сутки полета осуществлен двухимпульсный маневр перехода на эллиптическую рабочую орбиту с нижеперечисленными номинальными параметрами. Так как полет ИСЗ «Ресурс-ДК» № 1 проходит в условиях минимума солнечной активности, одноимпульсные включения двигателей для поддержания высоты орбиты не проводились в течение первого года работы. Начальные номинальные параметры рабочей орбиты КА «Ресурс-ДК» № 1 Минимальная высота, км ............................................................................. 360 Максимальная высота, км ............................................................................ 607 Наклонение плоскости орбиты к плоскости экватора, град.................. 70,0 109

Драконический период обращения, мин ................................................ 94,02 Геодезическая широта минимальной высоты на восходящей части витка ................................................................. 54° ю.ш. Аргумент перигея, град ................................................................................ 135 Ширина межвиткового интервала, град ................................................. 23,74 Начальное суточное смещение трассы КА, град .................................... 3,96 Суточное смещение аргумента перигея, град/сут................................. –1,69 Прецессия плоскости орбиты, град/сут .................................................. –2,55 Необходимый интервал поддержания параметров рабочей орбиты, сут ................................................................................ 15–270 Периодичность наблюдения районов, сут................................................ до 6

с НА «Арина»

Рис. 6.5. Общий вид КА «Ресурс-ДК» № 1 110

На борту спутника установлена оптико-электронная аппаратура (ОЭП), предназначенная для фотографирования подстилающей поверхности (рис. 6.6). Основные характеристики оптической системы и электронной системы приема и преобразования оптической информации приведены ниже.

Рис. 6.6. Основные режимы работы бортовой целевой аппаратуры КА «Ресурс-ДК» № 1. Фотографирование подстилающей поверхности Основные характеристики оптической системы «Геотон Л1» Диаметр входного зрачка, м ....................................................... 0,5 Фокусное расстояние, м .............................................................. 4 Тип оптической системы............................................................. Линзовая Размер поля изображения, мм .................................................... 324 Относительное отверстие (D/F) ................................................. 1/8 Расстояние между продольными осями ОЭП, мм .................. 85 Диапазон высот наблюдения, км ............................................... от 350 до 630 Высота Солнца над местным горизонтом, град ...................... от 10 до 90 Рабочий угол поля зрения, град ................................................. 2β = 4,64 Основные характеристики электронной системы приема и преобразования информации «Сангур-1» Тип фотоприемника ............................................................................ ПЗС ВЗН Размер фоточувствительного элемента, мкм.......................................... g × g 111

Количество ОЭП.................................................................................................3 Количество чувствительных элементов в каждом ОЭП..................... 36000 Количество зон компенсации для каждого ОЭП ..........................................6 Количество матриц в каждой зоне компенсации ..........................................6 Количество чувствительных элементов в матрице................................ 1024 Количество одновременно работающих ОЭП................................. от 1 до 3 Информационная производительность (число пикселей изображения в секунду) ......................................10,2 × 108 Линейное поле зрения для каждого ОЭП, мм .......................................... 324 Угол захвата зоны компенсации ОЭП, град ............................................ 0,77 Число шагов накопления.........................................................128, 64, 32, 16,8 Коэффициент сжатия ................................................................................ 1, 2, 4 Суммарное время съемки каждым ОЭП, ч ............................................... 500 Максимальный выходной поток с каждого ОЭП, Мбит /с .................. 1440 Основные тактико-технические характеристики и показатели целевого использования КА «Ресурс-ДК» № 1 Разрешение на местности с вероятностью Р = 0,7 при съемке с высоты Н = 350 км в надире в нормированных условиях (угол Солнца над местным горизонтом 30°; коэффициент контраста тест-объектов на местности 0,2–0,3; коэффициент минимальной яркости ландшафта 0,07; потери контраста в атмосфере 30%), м: в панхроматическом диапазоне................................................... не хуже 1,0 в узких спектральных диапазонах .............................................от 2,0 до 3,0 Спектральные диапазоны, мкм: панхроматический диапазон.....................................................от 0,58 до 0,8 узкие спектральные диапазоны..................................................от 0,5 до 0,6 от 0,6 до 0,7 от 0,7 до 0,8 Количество узких спектральных диапазонов ................................................... 3 Количество спектральных диапазонов, снимаемых одновременно .........1–3 Полоса захвата с Н = 350 км (при съемке в надир), км..............от 4,7 до 28,3 Полоса захвата с Н = 350 км (с учетом отворота КА по крену :t300), км ..........................................до 40 Полоса обзора с Н = 350 км (с учетом отворота КА по крену :t300), км .............................................448 Периодичность наблюдения, сут. ....................................................................... 6 Повторяемость трассы полета КА, сут. ............................................................. 6 112

Скорость передачи данных по радиолинии, Мбит/с ..................... 75, 150,300 Оперативность передачи информации, ч: при съемке в пределах радиовидимости ППИ.............Реальный масштаб времени (РМВ) при глобальном наблюдении с использованием запоминающего устройства .................................................. от РМВ до 13 ч Диапазон широт доступных для съемки районов, град ...................................................................72,5° ю.ш. – 72,50° с.ш. Максимальная емкость запоминающего устройства, Гбит........................768 Производительность максимальная в сутки, приведенная к уровню сжатия 1 бит/выборку, млн км2 ...................................................... 1,0 Длительность интервалов наблюдения, с..................................................2–300 Максимальная длительность интервала от первого до последнего маршрута съемки на витке, мин ............................................. 40 Максимальное количество маршрутов съемки на витке .............................. 30 Среднее количество маршрутов съемки в сутки..........................................150 Срок активного существования КА, год ........................................................... 3 Масса КА, кг.....................................................................................................6570

Информация с оптико-электронных приборов, научной аппаратуры «Памела» и «Арина» поступает в бортовое запоминающее устройство, накапливается, формируется для передачи по радиоканалу на Землю (рис. 6.7).

Рис. 6.7. Функциональная схема бортовой аппаратуры по сбору, накоплению и передаче информации 113

Передача информации осуществляется несколько раз в сутки (до шести раз) при прохождении КА «Ресурс-ДК» № 1 над приемной станцией, расположенной в Отрадном (Москва), по радиоканалу со скоростью 75, 150 или 300 Мбит/с. Наземный комплекс принимает передаваемую информацию (рис. 6.8), на семиметровую радиоантенну. Подчеркнем, что антенны с подобными характеристиками являются типичными и установлены на ряде станций в России, например, в ХантыМансийске. Далее информация обрабатывается, анализируется и передается потребителям.

Рис. 6.8. Внешний вид антенного устройства комплекса ПК-7 Основные характеристики комплекса ПК-7 Диаметр зеркала антенны, м.............................................................................7 Количество каналов приема .............................................................................2 Поляризация .............................................................. Правая и левая круговая Кинематическая схема антенны..........................Азимутально-угломестная 114

Рабочая скорость, град/с: по азимуту.............................................................................................. до 12 по углу места ........................................................................................... до 3 Наведение антенны .................................................Программное (от ПЭВМ) автосопровождение (по принимаемому с КА сигналу) Ошибка наведения на КА. угл. мин ............................................................ ± 2 Сканирование диаграммы направленности ..............................Электронное Рабочая частота приема по каждому каналу .................................................Оперативно и независимо перестраиваемая в пределах 8,025-8,4 ГГц (с шагом 50 кГц) Модуляция....................................................................................ОФМ, ДОФМ Скорость приема информации по каждому каналу (задается от ПЭВМ), Мбит/с: при ОФМ........................................................................................ от 4 до 75 при ДОФМ................................................................................... от 8 до 150 Вероятность искажения информации ............................ не более10–6 на бит Шумовая температура приемника, К ..................................................... 50–60 Декодер и кадровый синхронизатор ............................... Программируемые Регистрация информации.....................................На жестких дисках ПЭВМ Скорость регистрации .............................................................В темпе приема Формирование сигналов точного времени.................На базе системы GPS Контрольный тракт ................................................По сечениям: цифровому, по промежуточной и несущей частоте

Аппаратура для проведения дистанционных измерений Земли устанавливается, как правило, в нижней полусфере конструкций космических аппаратов, верхняя полусфера свободна. Это позволяет одновременно использовать космические аппараты для установки приборов ДЗЗ и научной аппаратуры, с помощью которой регистрируется излучение, приходящее из космического пространства. Хорошим примером подобного двойного использования (успешного совмещения) спутников является ИСЗ «Ресурс-ДК1», на котором установлены оптико-электронная система и прецизионный магнитный спектрометр «Памела» (рис. 6.9), созданный в рамках Международного российско-итальянского проекта РИМПАМЕЛА. Прибор предназначен для измерения потоков частиц и античастиц в первичном космическом излучении. 115

Рис 6.9. Физическая схема магнитного спектрометра «Памела»: 1, 3, 7 – сцинтилляционная времяпролетная система; 2 – детектор переходного излучения; 4 – сцинтилляционная охранная система; 5 – полупроводниковая стриповая координатная система (шесть двойных слоев); 6 – магнитная система (пять секций); 8 – полупроводниковый стриповый позиционно-чувствительный калориметр; 9 – нижний сцинтилляционный детектор; 10 – нейтронный детектор; 11 – гермоконтейнер Основные характеристики магнитного спектрометра «ПАМЕЛА» Геометрический фактор, см–2 ⋅ ср–1 ...............................................................21 Диапазон энергий: протоны, антипротоны, ГэВ ......................................................... 0,08–200 электроны, позитроны, ГэВ .....................................0,05–300 (до 1013 эВ) ядра, антиядра, ГэВ/нуклон ............................................................ 0,1–200 Максимальный измеряемый импульс, ГэВ/с ............................................ 740 Пространственное разрешение трекера, мкм ................................................4 Толщина калориметра, г/см2 .................................................. 50 г/см2 = 16 Х0 Индукция магнитного поля, Тл.................................................................. 0,48 116

Объем памяти (число запоминаемых событий) .......4 Гбайт (106 событий) Габаритные размеры (с нейтронным детектором), см ................................................. 90 × 90 × 105 (90 × 90 × 122) Масса (масса с нейтронным детектором), кг ............................................ 440 Энергопотребление, Вт ................................................................................ 355

Работа с данными НК «Памела»

Рис. 6.10. Структура наземного комплекса «Памела»

Кроме того, на борту установлен сцинтилляционный телескоп «Арина» (см. рис. 8.10) с помощью которого изучается возможность прогноза землетрясений из космоса. На рис. 6.10 представлен наземный комплекс НК «Памела», расположенный на базе станции приема информации с ИСЗ «Ресурс-ДК» № 1 (Отрадное, Москва), где осуществляются экспрессобработка, анализ и планирование предстоящих измерений, а также схема передачи информации участникам экспериментов и обмена научными результатами. 117

Структура наземного комплекса «Памела» мало отличается от структуры наземного комплекса, обслуживающего дистанционный мониторинг радиационного загрязнения, и может рассматриваться как типовой объект для наземных структур. Отметим, что и магнитный спектрометр и сцинтилляционный телескоп используются также для прецизионных измерений потоков заряженных частиц в околоземном космическом пространстве. Эти измерения необходимы и для оценки радиационных условий при проведении ДЗЗ из космоса (см. гл. 4, п. 4.4).

Литература 1. Мещеряков И.В. В мире космонавтики. Н. Новгород: «Русский купец и братья славяне», 1996. 2. Космический комплекс «Ресурс-ДК» № 1: Справочные материалы. Вып. 3 / Под ред. Ю.И. Носенко. М.: Маджерик, 2006. 3. PAMELA-A payload for antimatter matter exploration and Lightnuclei astrophysics. / P. Picozza, A.M. Galper et all. // Astroparticle Physics 27 (2007). Р. 296–315.

118

ГЛАВА 7. МОНИТОРИНГ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ УСТАНОВОК НА КОСМИЧЕСКИХ АППАРАТАХ В данной главе рассмотрены основные задачи ядерного мониторинга КА, проведен анализ энергетических установок (ЭУ) для КА, в которых используются радиоактивные и делящиеся материалы (РДМ), описаны активные и пассивные методы их обнаружения и идентификации, дано кратное описание основных приборов для регистрации гамманейтронного излучения.

7.1. Задачи ядерного мониторинга КА С каждым годом растет число аппаратов, работающих в околоземном космическом пространстве. Это – навигационные, метеорологические, телевизионные, ретрансляционные, научно-исследовательские и другие спутники. Их общее количество сегодня уже исчисляется сотнями. В качестве источников энергии на большинстве КА используются солнечные, аккумуляторные батареи и топливные элементы, которые обеспечивают электрическую мощность от нескольких до десятков киловатт (в зависимости от их размеров). Однако бурное развитие космической техники требует увеличения мощности источников энергии и длительности их функционирования в десятки и сотни раз. Среди альтернативных источников энергии для КА одно из первых мест сегодня занимают установки, использующие радиоактивные и ядерные материалы (радиоизотопные источники энергии (РИЭ) и ядерно-энергетические установки (ЯЭУ)). По сравнению с другими источниками энергии РИЭ обладают рядом преимуществ: автономность, компактность и, самое главное, громадная энергоемкость. По массовой и объемной энергоемкости радиоактивный распад используемых изотопов уступает лишь делению ядер урана или плутония (почти в 50 раз) и превосходит химические источники (аккумуляторы, топливные элементы и др.) в десятки и сотни тысяч раз. Использование ЯЭУ существенно повышают характеристики КА и значительно расширяют их возможности. Ядерный реактор 119

позволяет обеспечить КА необходимой энергией в течение длительного времени, вплоть до несколько десятков лет. Разработка и испытания РИЭ и ЯЭУ для КА начались в середине двадцатого века практически одновременно в США и Советском Союзе. На сегодняшний день проведены десятки запусков КА с ядерными энергетическими установками и радиоизотопными генераторными системами. Исследования в этих областях проводятся весьма интенсивно, и нет оснований сомневаться, что ядерные установки будут и далее использоваться для энергетического обеспечения КА. Несмотря на то что ЯЭУ имеют огромные энергетические возможности для КА, следует все же отметить, что выведение на околоземную орбиту энергетических установок, содержащих радиоактивные и делящиеся материалы, приводит к увеличению риска глобального радиационного загрязнения атмосферы и поверхности Земли, которое может произойти в результате аварии на КА. Для уменьшения этого риска на КА предусмотрены системы аварийной отстыковки ядерного энергетического блока и отправки его на орбиту временного захоронения с высотой около 1000 км, на которой ЯЭУ могут находиться в течение нескольких сотен лет. Однако разработанные системы спасения энергетических установок на КА не всегда способны обеспечить стопроцентную безопасность. Так, например, в 1964 году американский спутник «Транзит» с радиоизотопным генератором при запуске потерпел аварию и сгорел в атмосфере над Индийским океаном. При этом над Землей было рассеяно более 950 граммов Pu-238. По оценкам специалистов, это больше, чем в результате всех проведенных до того ядерных взрывов. В 1978 году советский искусственный спутник Земли «Космос-954» с ядерной энергетической установкой разрушился при входе в плотные слои атмосферы. Это привело к радиоактивному загрязнению около 100 тысяч квадратных километров территории Канады. Специальный анализ атмосферы в разных точках планеты в июне 1978 г. показал, что большая часть многотонной массы ИСЗ «Космос-954» испарилась и была рассеяна в атмосфере Земли, в том числе около 37 кг отработанного ядерного топлива. Особую угрозу несет американский космический зонд «Кассини», запущенный в октябре 1997 года и имеющий на борту ядер120

ный реактор с 32,7 килограммами Pu-238. В августе 1999 г. на пути к Сатурну он пролетел всего в 500 километрах от Земли. В случае аварии данного КА по оценке NASA более 5 миллиардов человек могли бы получить радиотоксичное поражение в результате распыления плутониевого ядерного топлива в атмосфере Земли. При авариях КА с ЯЭУ большую опасность представляют также выбросы долгоживущих изотопов церия и стронция. За всю историю полетов с использованием ЯЭУ было запущено 48 космических аппаратов (36 Россия и 12 США), при этом шесть из них уже потерпели аварии. В табл. 7.1 указаны КА с ЯЭУ, на которых возникли аварийные ситуации. Таблица 7.1 Аварийные ситуации на КА с ЯЭУ Дата, Комментарии название КА, страна При неудачной попытке запуска навигационного спутни21.04.1964, ка с ядерной энергетической установкой SNAP-9A на «Транзитборту находившиеся в ней 950 граммов 238Pu рассеялись 5В», США в земной атмосфере, вызвав существенное повышение естественного радиационного фона В ходе выведения на орбиту метеорологического спут18.05.1968, «Нимбус-В», ника с ЯЭУ SNAP-19B2 на борту потерпела катастрофу ракета-носитель «Тор-Аджена-Д». Благодаря прочности США конструкции аппарата он не разрушился и был поднят на борт корабля американского ВМФ. Радиоактивного заражения мирового океана не произошло 25.04.1973, Вследствие выхода из строя двигательной установки заСССР пуск советского спутника радиолокационной разведки с ЯЭУ на борту завершился неудачей – аппарат упал в Тихий океан После выхода на орбиту вышла из строя система ориен12.12.1975, тации спутника радиолокационной разведки с ЯЭУ на «Космосборту. Активная зона реактора была успешно отделена и 785», СССР переведена на орбиту захоронения 24.01.1978, В северо-западных районах Канады упал советский «Космосспутник радиолокационной разведки с ЯЭУ на борту. 954«, СССР При прохождении плотных слоев земной атмосферы произошло разрушение спутника. Произошло незначительное радиоактивное загрязнение поверхности 121

Продолжение табл. 7.1 Дата, Комментарии название КА, страна На спутнике радиолокационной разведки с ЯЭУ на бор28.04.1981, ту зафиксирован выход из строя бортового оборудова«Космосния. Активная зона реактора была успешно отделена и 1266», CCCР переведена на орбиту захоронения В пустынных районах Южной Атлантики упал совет07.02.1983, ский спутник радиолокационной разведки с ЯЭУ на «Космосборту. Удалось отделить активную зону от термостой1402«, СССР кого корпуса реактора и предотвратить компактное падение обломков. Тем не менее, было зафиксировано незначительное повышение естественного радиационного фона Вышел из под контроля спутник радиолокационной 30.09.1988, разведки с ЯЭУ на борту. КА медленно терял высоту, «Космоспостепенно приближаясь к Земле. За несколько дней до 1900», СССР расчетного момента входа в плотные слои атмосферы сработали аварийная защитная система и активная зона реактора была успешно отделена и переведена на орбиту захоронения

Другая проблема, касающаяся безопасности полетов КА, связана с накоплением в околоземном космическом пространстве космического «мусора», занесенного туда человеком. Общая масса этого «мусора» уже сегодня превышает 3000 тонн. В околоземном пространстве насчитывается около 8 тысяч фрагментов размером более 10 сантиметров и примерно 300 тысяч более мелких. Космический «мусор», если его не убирать, будет находиться на околоземных орбитах многие годы. Загрязнение околоземного космического пространства чревато катастрофическими столкновениями спутников и ракет с твердыми фрагментами «мусора». В связи с этим вероятность разрушения и падения КА на землю возрастает, и уже сейчас она превышает допустимый уровень риска на несколько порядков. Особую опасность представляют КА, на борту которых могут быть установлены ядерные боевые заряды. Несмотря на то что в настоящее время имеется международное соглашение о запрете 122

вывода ядерного оружия в околоземное комическое пространство, нельзя исключать вероятность нарушения данного соглашения при возникновении критических ситуаций или проведении террористических акций. Для уменьшения рисков, связанных с выведением радиоактивных и делящихся материалов в околоземное космическое пространство, необходимо создавать систему космического ядерного мониторинга КА. Основные задачи этого мониторинга должны заключаются в следующем: - обнаружение на борту КА радиоактивных или делящихся материалов; - идентификация ядерных материалов КА и их количественная оценка; - своевременное информирование мирового сообщества о результатах радиационного космического мониторинга; - разработка на основе полученной информации мероприятий по предотвращению попадания ядерных материалов в атмосферу Земли при возникновении аварийных ситуаций на борту КА. Наряду с указанными задачами огромное значение имеют также работы по созданию эффективных и безопасных методов проведения ядерного мониторинга КА с использованием достижений современной науки в области регистрации различных видов излучений. В частности, необходимо создание методик, позволяющих надежно обнаруживать и идентифицировать на борту КА ядерные боезаряды даже при наличии маскирующих элементов, в том числе и при нахождении на борту КА ЯЭУ. Что же касается спасения аварийного КА или его уничтожения, то эти задачи должны выполняться специальными подразделениями, которые обеспечены соответствующими техническими средствами. Информация по вопросам, связанным с обнаружением ядерных боеприпасов на КА и методами их нейтрализации, содержится в специальной литературе. В настоящем пособии рассмотрены лишь общие принципы ядерного мониторинга КА и перспективы его развития.

123

7.2. Общие характеристики РИЭ и ЯЭУ, предназначенных для космических аппаратов Радиоизотопные источники энергии

Радиоизотопные источники энергии (РИЭ) – устройства, которые преобразуют энергию, выделяющуюся при распаде радионуклидов, в другие виды энергии (например, тепловую, электрическую). Радиоизотопный источник энергии принципиально отличается от атомного реактора тем, что в нем используется не управляемая цепная ядерная реакция, а энергия естественного распада радиоактивных изотопов. Принципиальная схема РИЭ показана на рис. 7.1.

Рис. 7.1. Принципиальная схема РИЭ: 1 – радиационная защита; 2 – радиоактивный нуклид; 3 – контур охлаждающий; 4 – термоэлектрический преобразователь; 5 – электрическая аккумуляторная батарея

В процессе распада радиоактивных изотопов образуются α-, β-, γ-частицы, которые в результате торможения передают свою энергию окружающим материалам и, в конечном итоге, нагревают их. Тепловая энергия, вырабатываемая радиоизотопами, с помощью различных систем охлаждения передается в термоэлектрические преобразователи и далее накапливается в аккумуляторных батареях или направляется сразу к блокам энергопотребления. Первый радиоизотопный генератор SNAP-1A мощностью 125 Вт был создан в США в 1956 г. в рамках научно-исследовательской программы SNAP (Systems for Nuclear Auxiliary Power). В качестве нагревательного элемента в ней использовались таблетки радиоизотопа церия Се-144, помещенного в цилиндрический контейнер, вокруг которого располагался змеевик охлаждения 124

(рис. 7.2). Все пространство, в котором находились указанные элементы, было заполнено ртутью для поглощения и защиты от радиации. На поверхности изолирующего покрытия располагались термоэлектрические преобразователи. В 1959 г. был разработан РИЭ SNAP-3 мощностью 2 Вт, в котором использовались радиоизотопы полония Pо-210 или плутония Pu-238. При загрузке плутонием Pu-238 достигалась мощность 2,7 Вт, при этом его (SNAP-3) масса составляла 1,84 кг и 2,5 кг вместе с термоэлектрическим преобразователем. Малые размеры (11,87 × 11,25 см) и сравнительно небольшая масса позволили использовать РИЭ SNAP-3 в качестве вспомогательных источников энергии на спутниках серии «Транзит-4А» и «Транзит4Б», запускаемых с 1961 г. РИЭ SNAP-9А мощностью 25 Вт был разработан для установки на спутнике «Транзит-5». Использованный в нем радиоизотоп Pu-238 обеспечивал надежную работу в космосе в течение 6 лет. РИЭ SNAP-19 (рис. 7.3) был установлен на космическом зонде «Пионер» и проработал на нем более 5 лет.

Рис. 7.2. Источник SNAP-1А: 1 – тепловая изоляция, 2 – тепловые экраны; 3 – термоэлектрические преобразователи; 4 – пространство, заполненное ртутью; 5 – охлаждающий змеевик; 6 – активный элемент; 7 – изоляция

Рис 7.3. Радиоизотопный генератор SNAP-19 зонда «Пионер»

125

Аналогичные работы по созданию РИЭ успешно проводились практически в это же время и в СССР. Были созданы радиоизотопные генераторы «Орион-1» и «11К» на основе радионуклида Po-210. Эти генераторы были установлены на космических аппаратах «Космос-84», «Космос-90» (1965 г.), «Луноход-1» (1970 г.), «Луноход-2» (1973 г.). Наряду с РИЭ для КА в СССР были разработаны также радиоизотопные генераторы БЕТА-1, БЕТА-2, БЕТА-3, БЕТА-М , БЕТАС, МИГ-67, РИТ-90, Эфир-МА, РИТЭГ-ИЭУ-1, РИТЭГ-ИЭУ-1М, РИТЭГ-ИЭУ-2, РИТЭГ-ИЭУ-2М, «Гонг», «Горн», «Сеностав»1870, РИТЭГ-238/0,2 («Ангел») для метеорологических автономных станций, маяков и бакенов, которые обеспечивали их автономную работу в течение нескольких лет. Радиоизотопы для РИЭ должны обладать следующими характеристиками: достаточно большим периодом полураспада, высокой температурой плавления сплавов и соединений, значительным удельным энерговыделением, а для радиоизотопов, способных к делению, также и большой критической массой. Желательно, чтобы дочерние изотопы радиоактивного распада также были способны участвовать в процессе тепловыделения для увеличения общего объема энергии, которую можно использовать. Наилучшим примером изотопа с длинной цепью распада и с энерговыделением на порядок большим, чем у многих других изотопов, является U-232, но его получение в настоящее время является дорогим. В табл. 7.2 перечислены радиоизотопы, которые наиболее часто используются для РИЭ. Представляют интерес также изотопы тяжелых трансурановых элементов, прежде всего плутоний Pu-238, кюрий Cm-242, Cm-244, Cm-245, калифорний Cf-248, Cf-249, Cf-250, эйнштейний Es-254, фермий Fm-257, а также ряд более легких изотопов, например полоний Po-208, Po-209, актиний Ac-227 и особенно уран U-232. Весьма перспективными могут быть также различные ядерные изомеры. При выборе радиоизотопов для РИЭ приходится учитывать также их экономические характеристики, некоторые из которых приведены в табл. 7.3.

126

Таблица 7.2

Pu

90

Sr

144

Ce

242

C m 147 P m

137

Cs

210

Po

244

C m

232

106

U

Ru

осколки деления

Энергия распада изотопа, кВт · ч/г

~1480

65,1

12,5

2500

4,8

2460 (SrO)

6,4

~2600

11,75

~2270

6,6

2300

3,9

645

9,4

600 (PbPo)

11,75

~2270

10,95 (UO2)

2850

68,9 4887,1 UO2, лет 03 UC, UN.

12,41

2250

~371, 63 9,854 сут

Рабочая форма изотопа

8,9

T1/2

Удельная мощность, Вт/г

29,8

Колич. топл., кюри/Вт

238

облуче2,9 ние в реакторе атомный 0,568 реактор осколки 0,93 деления осколки 2,6 деления атомный 121 реактор осколки 0,37 деления осколки 0,27 деления облуче142 ние висмута атомный 2,8 реактор облуче8,097 ние 1 тория

Температура плавления топлива, °С

Со

Плотность топлива, г/см3

60

Получение изотопа

Изотоп

Освоенные радиоизотопы, используемые в РИЭ

5,271 Металл, 193,2 года сплав

86 608,7 PuC лет 28 162,72 SrO, 153 лет 1 SrTiO3 285 128 57,439 CeO2 дней 162 27,2 677,8 Cm2O3 дня 2,64 2700 12,34 Pm2O3 года 33 320 230,24 CsCl года сплавы 138 31,2 677,59 с Pb, Y, дней Аu 18,1 29,2 640,6 Cm2O3 года 30,3

металл, сплав

127

17

400

90

Sr Ce 242 Cm 147 Pm 137 Cs

67 800

850 10000

5,5 48

40 850 нет данных 29

144

210

Po

244

Cm

14

710 95 нет данных

Цены в 1975 г. дол./грамм

Pu

нет данных нет данных 170 39

в 1980.г. дол./Вт

238

Со

в 1968 г. дол./Вт

1000

60

Стоимость

в 1959 г. дол./Вт

Производство в 1980 г. кВт ⋅ т/год

нет данных

Изотоп

Производство в 1968 г. кВт ⋅ т/год

Таблица 7.3 Данные о стоимости и производстве важнейших радиоизотопов

26

10

106

1600

540

242

30 19

558 26

20 2 17 220 24

20 50 252 75 10

780

20

1010

64

612

Как следует из табл. 7.3, цены на важнейшие генераторные изотопы со временем падают, а их общее количество возрастает. В то же время стоимость изотопов, получаемых облучением (U-232, Pu-238, Po-210, Cm-242 и др.), снижается незначительно, и потому во многих странах, обладающих развитой радиоизотопной промышленностью, изыскиваются способы более рациональных схем облучения мишеней, более тщательной переработки облученного топлива. В значительной мере надежды на расширение производства радиоизотопов связаны с ростом сектора реакторов на быстрых нейтронах. В частности, именно реакторы на быстрых нейтронах с использованием значительных количеств тория позволяют надеятся на получение больших количеств изотопа U-232. Современные РИЭ в зависимости от способов преобразования тепловой энергии и типа используемых радионуклидов подразделяются на: 128

радиоизотопные термоэлектрические генераторы (используются термоэлементы); радиоизотопные термоэмиссионные генераторы (используется термоэмиссионный преобразователь); радиоизотопные комбинированные генераторы (используется термоэмиссионный преобразователь (1-я ступень) и термоэлементы (2-я ступень преобразования); радиоизотопные паротурбинные генераторы (парортутные турбины или водопаровые турбины и электрогенератор); атомные элементы. α- и β-излучающие изотопы, помещенные в вакуумные капсулы, создают очень высокое напряжение при малых токах; атомные полупроводниковые элементы (облучение полупроводниковых сборок в заданном направлении); радиоизотопные источники высокопотенциального тепла (получение нагретых жидкостей (вода, топливо и др.) и газов для отопления, обогрева резервных батарей). При производстве РИЭ применяются различные конструкционные и вспомогательные материалы, обладающие специфическими физико-химическими, механическими и ядерно-физическими свойствами. Наиболее типичными конструкционными материалами являются: высокопрочные стали, облегченные материалы (титан, алюминий, магний, иттрий, бериллий и их сплавы). Для радиационной защиты используются свинец, обедненный уран, бориды, кадмий, европий, гадолиний, самарий и их сплавы; в качестве теплоносителя – сплавы висмута, ртуть, сплавы цезия, натрия, калия, лития, галлия, вода и др; для разбавления радиоизотопов – медь, свинец, золото, иттрий, никель. РИЭ применяются там, где необходимо обеспечить автономность работы оборудования, значительную надёжность, малую массу и небольшие габариты. В настоящее время основные области применения – это космос (спутники, межпланетные станции и др), глубоководные аппараты, удаленные территории (крайний север, открытое море, Антарктика). Изучение «глубокого космоса» без радиоизотопных генераторов практически невозможно, так как при значительном удалении от Солнца уровень солнечной энергии, который можно использовать посредством фотоэлементов, исчезающе мал. Например, на орбите Сатурна освещенность солн129

цем в зените соответствует земным сумеркам. Кроме того, при значительном удалении от Земли для передачи радиосигналов с космического зонда требуется очень большая мощность. Таким образом, единственным помимо атомного реактора источником энергии для КА выступает именно радиоизотопный генератор. Основным недостатком РИЭ является то обстоятельство, что их энерговыделение невозможно регулировать, так как радиоизотопы обладают фиксированными параметрами радиоактивного распада, повлиять на которые (ускорить или замедлить) современная технология не в состоянии. Однако можно регулировать параметры вырабатываемой электроэнергии, давления рабочих газов или жидкостей, что позволяет в известной мере говорить о регулировании работы РИЭ. К сожалению, РИЭ обладают достаточно низким КПД (менее 20 %), хотя для многих задач этот параметр не является определяющим. Тем не менее в настоящее время ведутся интенсивные работы по увеличению КПД путем улучшения полупроводниковых материалов, эмиссионных преобразователей и поиска новых материалов для конструкции теплообменников и других узлов, уменьшающих тепловые потери. Следует также отметить, что современные РИЭ не в состоянии обеспечить большую энергетическую мощность (более нескольких сотен кВт), которая необходима для современной космической техники. Для выхода на большие энергетические мощности необходимы малогабаритные ядерные энергетические установки (ЯЭУ). Ядерные энергетические установки

Создание ЯЭУ для КА началось в нашей стране на рубеже 1950–1960-х годов. Приблизительно в то же время аналогичные работы были развернуты и в США. Использование термоэлектрических и термоэмиссионных преобразователей энергии в сочетании с ядерными реакторами позволило создать принципиально новый тип установок, в которых источник тепловой энергии – ядерный реактор и преобразователь тепловой энергии в электрическую объединены в единый агрегат – реактор-преобразователь (РП). 130

Для 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 «Топаз-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 «Космос-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 ядерно132

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

В СССР 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. В 1966–1970 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. В 1982 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. В 1986 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-ЛунаЗемля 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. В 1994 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. В настоящее время существует множество космических проектов создания транспортных систем с использованием ядерных ракетных двигателей. Например, имеется проект создания геоста135

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 транспортно-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). Рис. 7.7. Межпланетный экспедиционный комплекс с ЯЭДУ

136

Однако следует отметить, что несмотря на достигнутые успехи в воздании ракетных двигателей с использованием ЯЭУ, ни один из них не был выведен в космическое пространство. Основная причина – экономические проблемы России, которые существенно замедРис.7.8. Межпланетный корабль лили развитие космичес ЯЭУ для полета к Юпитеру ской техники в девяностые 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 транспортно-энергетических модулей. В 2001 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. В США 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 энер137

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 про138

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

Изотоп

Период полураспада

1 Co 90 Sr

2 5,25 года 28,6 лет

60

144

Ce

242

284,9 дней

Энергия основных γ-квантов, МэВ

3

1,17, 1,33

0.133(11%), 0,698(100), 1.489(0.3%), 2,185(0,6%)

Cm 162,8 дня 147 Pm 2,6234 года 137 Cs 30 лет 0,662(100%) 210 Po 138,376 сут 209 Po 102 года 0,4(0,261 %) 208 Po 2,898 года 244 Cm 18,1 года 232 U 583(86.0)%, 860(12.3%), 1620(1.5%), 68,9 лет (208Tl) 2614(99,7%) 248 Cf 333,5 сут 250 Cf 13,08 года 254 Es 275,7 сут 0,27-0,31(0,22 %), 0,063(2 %) 257 Fm 100,5 сут 0.236(100%), 0.256(55%), 0,269(98%), 227 Ac 21,773 года 0.351(100%) и др. 148 Gd 93 года 371,63 0.511(100%), 0.621(49%), 106 Ru сут 1.050(7.8%), 1.128(2%) 170 Tm 128,6 сут 0,084(~1 %) 194m Ir 171 сут 0,15, 0,32, 0,63 241 Am 432,5 года 0,005954 (100%) 154 Eu 8,5 года 0.123(40.6), 0.756(4.5%), 1.278(35%) 140

Выход нейтронов спонтанного деления, нейтр./(с ⋅ г) 4 – –

–

2,10 ⋅ 107 – – – – – 1,08 ⋅ 107

1.3

– – – – 1.18 –

1

2

235

7.0⋅10 лет

238

U

4.4⋅109 лет

238

Pu

87,7 лет

239

Pu

24119 лет

240

Pu

6554 года

241

Pu

14.4 года

U

8

3 0.143(18%), 0.163(8.5%), 0.185(100%), 0.205(9%) 0.776(40%), 1.001(1%) 0.043(100%), 0.099(21.1%), 0.152(3.34%) 0.0568, 0.098, 0.129, 1.46, 0.203, 0,204, 0.332, 0,333, 0,344, 0.375, 0,414, 0.422 и др. 0.104(100%), 0,1603(10%), 642(5%) и др. 0.059(48%), 0.148(9%), 0.208(23%) и др.

4

2,99 ⋅ 10–4

1,36 ⋅ 10–2

2,59 ⋅ 103

2,18 ⋅ 10–2

1,02 ⋅ 103

5,00 ⋅ 10–2

Многие радионуклиды имеют достаточно сложные спектры гамма-излучения, в которых насчитывается несколько десятков гамма-линий (рис.7.9). Часть из них образуются в результате радиоактивного распада основных радионуклидов, а другие принадлежат продуктам их распада. Кроме того, в РИЭ обычно используются радионуклиды, представляющие собой смесь одноименных изотопов, многие из которых излучают свои собственные гаммакванты. Для надежной идентификации радионуклидов с помощью гамма-анализа необходимо учитывать эти обстоятельства. Следует также иметь в виду, что энергетические спектры гамма-квантов, испускаемых радионуклидами, претерпевают существенные искажения во время измерений за счет процессов взаимодействия гамма-квантов с рабочим веществом детекторов, что также затрудняет процесс идентификации радионуклидов. Обработка измеренных гамма-спектров является одной из наиболее сложных задач во всем процессе гамма-анализа. Сегодня существует множество компьютерных программ, разработанных специально для обработки гамма-спектров. Некоторые из них способны проводить достаточно подробный и надежный анализ исследуемых гамма-спектров в автоматическом режиме. Однако в сложных ситуациях без помощи квалифицированных специалистов в области гамма-спектрометрии эти программы не в состоянии провести достоверный анализ изотопного состава исследуемых образцов. 141

Темп счета (квант/с)

Номер канала

Темп счета (квант/с)

а)

б) Номер канала Рис.7.9. Спектры гамма-излучения изотопов Pu-240 (а) и Eu-152 (б), измеренные гамма-детектором на основе сверхчистого германия (HPG) 142

Для обнаружения и оценки мощности работающих ЯЭУ на КА целесообразно проводить измерения интегральных потоков гаммаквантов, которые образуются в активной зоне реактора и в стенках радиационной защиты. Дело в том, что работающий реактор является источником практически непрерывного спектра гаммаквантов, который формируется большим набором радионуклидов, возникающих в процессе деления ядерного топлива. Это в равной степени относится также к исследованиям ЯЭУ, со времени остановки которых прошло не более одного года, так как в течение этого времени отработанное топливо является активным источником гамма-излучения с практически непрерывным спектром, создаваемым совокупностью осколков деления урана или плутония. Исследования ЯЭУ гамма-спектрометрическими методами можно проводить только после того, как их ядерный реактор «остынет» и существенно уменьшится число короткоживущих радиоактивных изотопов в отработанном ядерном топливе. В этом случае, сравнивая потоки гамма-квантов долгоживущих изотопов, таких, как Сs-134, Cs-137 и Eu-152, можно оценить исходную мощность ЭЯУ и в некоторых случаях определить его изотопный состав ядерного топлива. Если ядерный реактор еще не запущен, то гамма-спектрометрические измерения, в принципе, позволяют определить изотопный состав и оценить массу загруженного топлива. Однако наилучшие данные могут быть получены при совместном использовании как гамма-спектрометрических, так и нейтронных методов ядерного мониторинга. Анализ нейтронного излучения

Ядерные материалы, используемые для различных ЯЭУ, излучают как нейтроны, так и гамма-кванты. Для большинства изотопов интенсивность нейтронного излучения чрезвычайно мала по сравнению с интенсивностью гамма-излучения. Но есть изотопы, для которых интенсивность нейтронного излучения достаточно высокая, и его можно использовать для обнаружения ядерных материалов. Если исследуемая ЯЭУ имеет защиту из материала с большой плотностью, которая эффективно поглощает гаммаизлучение, то в этом случае анализ с использованием пассивной 143

регистрации нейтронов, возможно, будет более предпочтительным методом. Ядерные материалы при спонтанном делении излучают нейтроны в широком диапазоне энергий вплоть до 17 МэВ со средней энергией нейтронов около 2 МэВ (рис. 7.10).

Рис. 7.10. Cпектр мгновенных нейтронов спонтанного деления U-235

Аналитическая форма спектра нейтронов деления для U-233, U-235, U-239 передается зависимостью N ( E ) = А exp(− BE ) sh 2 E , где А и В – определенные константы для каждого из делящихся элементов, Е – кинетическая энергия нейтронов, МэВ. Для всех перечисленных элементов с хорошей точностью можно считать А = 0.48 и В = 1. Среднее число мгновенных нейтронов (множественность), возникающих при делении одного ядра, находится в пределах от 1,5 до 4 в зависимости от типа нуклида. Максимальный нейтронный выход спонтанного деления – 3,757 принадлежит изотопу Cf-152. При прохождении через вещество нейтроны взаимодействуют с ним и изменяют свою энергию сложным путем. Однако нейтрон144

ные детекторы обычно не сохраняют информацию об энергии регистрируемых нейтронов. Поэтому метод нейтронного анализа заключается в регистрации интегрального потока испущенных нейтронов без определения их энергии. Этим нейтронный метод и отличается от анализа по гамма-излучению, в котором определяется также и энергия гамма-квантов, испускаемых определенными радиоактивными изотопами. Сильная зависимость интенсивности спонтанного деления от числа протонов и нейтронов в ядре весьма важна для нейтронного анализа. Интенсивность деления нечетно-четных изотопов обычно на три порядка меньше, а интенсивность деления нечетнонечетных изотопов обычно на пять порядков меньше интенсивности деления четно-четных изотопов. Такое большое различие обусловлено ядерными спин-эффектами. Как следует из табл. 7.4, изотопы с нечетным числом нейтронов или протонов не имеют большого выхода нейтронов спонтанного деления. Однако эти изотопы можно без труда заставить делиться, если бомбардировать их низкоэнергетическими нейтронами. В результате поглощения дополнительного нейтрона создается несвязанная нейтронная пара, энергия которой теперь достаточна для возбуждения составного ядра до энергии, близкой к порогу деления. К четно-нечетным изотопам, которые могут делиться нейтронами с практически нулевой энергии, но имеющие низкий выход нейтронов спонтанного деления, относятся U-233, U-235 и Pu-239. Эти изотопы называются «делящимися». Четно-четные изотопы, такие, как U-238 и Pu240, которые не делятся нейтронами низких энергий, называются «воспроизводящими». Данный термин используется в теории реакторов и обязан тому, что, захватывая нейтроны, эти изотопы воспроизводят делящиеся изотопы. При работе ЯЭУ, то есть при протекании управляемой цепной реакции, плотность потока выходящих нейтронов может достигать высокого уровня: 1010–1014 нейтр./(см2 ⋅ с). Столь большие потоки нейтронов, даже после их частичного поглощения и замедления в блоках защиты позволяют легко обнаруживать их на больших расстояниях. Измерение нейтронных потоков позволяет достаточно надежно оценить энергетическую мощность ЯЭУ, но при наличии дополнительной информации об изотопном составе ядерного топлива. 145

После длительного облучения топлива в ядерном реакторе характеристики гамма-нейтронного излучения урана и плутония определяются излучением продуктов деления, активированных элементов конструкции сборок и трансурановых элементов, образующихся в результате процесса деления. Таким образом, ни измерения гамма-излучения, ни измерения нейтронов от облученного топлива не дают количественных характеристик изотопов U-235, Pu-239 или Pu-241. Вместо них для оценки этих величин должны использоваться косвенные данные, базирующиеся на характеристиках излучения выгорания и времени охлаждения облученного топлива, а количество накопленных изотопов плутония в топливе может быть получено расчетными методами. Использование методов активного нейтронного анализа позволяет определить количество делящегося материала, присутствующего в облученных тепловыделяющих сборках (ТВС). Для этих измерений требуется применение достаточно мощных источников нейтронов (например, нейтронных генераторов или изотопа Cf-252). Подводя итог, отметим основные характеристики нейтронов, которые могут быть использованы для обнаружения и идентификации РДМ. 1. Значительный выход высокоэнергичных нейтронов при спонтанном делении четно-четных изотопов урана и плутония (U-238, Pu-238, Pu-240, Pu-242), Для металлических образцов плутония и урана полная интенсивность испускания нейтронов обычно непосредственно связана с массами присутствующих четных изотопов. 2. Делящиеся изотопы, например, такие как, U-235 Pu-239, можно анализировать либо с помощью активных методов, либо косвенно с помощью пассивного анализа смежных воспроизводящих изотопов, если есть информация об изотопном составе образца. 3. Регистрация нейтронов вместе с мгновенными гаммаквантами деления позволяет значительно увеличить чувствительность применяемых приборов. Однако разное поведение нейтронов и гамма-квантов в образце и в детекторе создает дополнительные трудности для нахождения связи измеренного отклика с массой образца. 146

7.4. Детекторы для регистрации гамма-нейтронного излучения Гамма-детекторы

Для регистрации гамма-квантов и их энергий используется множество различных типов детекторов. В НРА необходимо измерять не только количество гамма-ксантов, выходящих из образца, но также их энергетический спектр. Для целей НРА наиболее широко применяются детекторы, выходной сигнал которых пропорционален энергии, оставленной гамма-квантами в чувствительном объеме детектора. К ним относятся сцинтилляторы (кристаллы йодистого натрия (NaI)), твердотельные полупроводниковые (кристаллы высокочистого германия (HPGe)) и кристаллы цинкового теллурида кадмия (CdZnTe). В последнее время разработаны также высокочувствительные газонаполненные детекторы, в частности ксеноновый гамма-детектор, который также можно использовать для НРА. Сцинтилляционные детекторы

Это приборы, состоящие из сцинтилляционного кристалла (чаще всего кристалла NaI) и фотоумножителя (ФЭУ), который преобразовывает световые вспышки, возникающие в кристалле под действием гамма-квантов, в электрические сигналы. Амплитуда этих сигналов пропорциональна энергии, теряемой гаммаквантаом в сцинтилляционном кристалле. Эти детекторы имеют невысокие спектрометрические характеристики, т.е. обладают ограниченными возможностями различать два гамма-пика в измеренном спектре, которые близки друг к другу по энергии. Основным параметром, характеризующим спектрометрические возможности гамма-детекторов, является их энергетическое разрешение. Энергетическое разрешение детектора представляет собой полную ширину пика полного поглощения на половине его высоты (FWHM). Для сцинтилляционных гамма-детекторов FWHM = (50–80) кэВ при энергии гамма-кванта 662 кэВ. Сцинтилляционные детекторы обладают высокой эффективностью регистрации гамма-квантов, которая определяется следующим образом: 147

η=

N1 N0

,

где N1 – число зарегистрированных гамма-квантов в пике полного поглощения; N0 – число гамма-квантов, падающих не детектор. Эффективность η – вероятность того, что гамма-квант, попадающий в детектор, провзаимодействует с его рабочим веществом и амплитуда созданного электрического сигнала будет соответствовать энергии пика полного поглощения. Простейшим образом минимальное значение этой эффективности можно получить из стандартной формулы поглощения: η = 1 − exp( −µρx ) , где µ – фотоэлектрический массовый коэффициент ослабления; ρ – плотность чувствительного материала детектора; x – толщина чувствительного материала детектора. Сцинтилляционные гамма-детекторы могут иметь эффективность от единиц до десятков процентов в зависимости от величины рабочего кристалла. Типичные сцинтилляционные гамма-детекторы на основе различных кристаллов, применяемых в гамма-спектрометрии, показаны на рис. 7.11.

Рис. 7.11. Сцинтилляционные гамма-детекторы на основе кристаллов: NaI(Tl), CsI(Na), CsI(Tl), CsI(CO3), LaCl3 148

Твердотельные полупроводниковые гамма-детекторы

В этих детекторах заряд, образованный при взаимодействии фотонов, собирается непосредственно в детекторе. Их энергетическое разрешение существенно лучше, чем у сцинтилляционных детекторов. Это позволяет использовать полупроводниковые гамма-детекторы для количественных оценок РДМ. Типовая схема таких детекторов показана на рис. 7.12.

Рис. 7.12 Типичная схема твердотельного гамма-детектора

Чувствительный объем твердотельного гамма-детектора подставляет собой область полупроводникового материала, в которой свободно перемещаются электроны и дырки. Германий (Ge) обладает наиболее идеальными электронными характеристиками и широко используется как полупроводниковый материал в твердотельных детекторах. Как видно из рис. 7.12, детектор действует как твердотельный пропорциональный счетчик, в котором ионизационный заряд перемещается в направлении электродов под действием электрического поля, создаваемого внешним источником высоковольтного питания. Предусилитель преобразует собранный заряд в импульс напряжения. В качестве рабочего тела в тпердотельных гамма-детекторах используются кристаллы особо чистого германия (HPGe), для хранения которых не требуется использование низких температур. Однако во время измерений с целью получения высокого энергетического разрешения (FWHM = 1–2 кэВ) германиевые гаммадетекторы охлаждаются до температур жидкого азота (77 К). Для охлаждения детектора обычно используются сосуды Дьюара с жидким азотом, подводимым к стенкам кристалла с помощью специального хладопровода. 149

Использование дополнительных систем охлаждения – основной недостаток германиевых гаммадетекторов. Однако обладая рекордным энергетическим разрешением, они широко используются в гамма-спектроскопии. В последние годы были разработаны электромеханические охлаждающие сисРис.7.13. HPGe детектор с азотным темы, в которых исохлаждением пользуется эффект Пельтье, заключающийся в выделении или поглощении теплоты при прохождении электрического тока через контакт двух различных проводников. В настоящее время эти разработки все еще находятся в экспериментальной стадии и в самом начале Рис.7.14. HPGe детектор с электромехакоммерческого использоническим охладителем вания. На рис. 7.13 и 7.14 приведены фотографии типичных гамма-детекторов на основе особо чистых германиевых кристаллов с сосудом Дьюара и электромеханическим охладителем. CZT-детекторы

Основу этих гамма-детекторов составляют полупроводниковые СdZnTe кристаллы, на противоположных стенках которых имеются напыленные металлические электроды. При подаче на них электрического напряжения заряды, возникающие при взаимодействии гамма-квантов с кристаллом, собираются на одном из электродов, а затем с помощью зарядочувствительного усилителя преобразу150

ются в электрический сигнал, пропорциональный энергии гаммаквантов. CZT-детекторы не нуждаются в охлаждении. Они имеют более высокую эффективность регистрации гамма-квантов по сравнению со сцинтилляционными и HPGe детекторами, так как обладают большей плотностью и усредненным зарядом. Что касается энергетического разрешения, то они занимают промежуточное положение между сцинтилляционными и германиевыми детекторами. Для гамма-квантов с энергией 662 кэВ CZT-детекторы обеспечивают FWHM = (12-16 кэВ). Основной недостаток CZT-детекторов – сравнительно небольшие размеры: 1–5 см3. Увеличение размеров обычно приводит к ухудшению их энергетического разрешения. Для повышения чувствительности гамма-детекторов, создаваемых на базе CZTкристаллов, изготавливаются специальные сборки (в виде мозаики), состоящие из 10 и более кристаллов. Однако в этом случае возникают трудности согласования электрических сигналов, возникающих в каждом кристалле, что в конечном итоге приводят к ухудшению энергетического разрешения составного CZT-детектора. Необходимо также отметить, что стоимость CZT-кристаллов сегодня достаточно высокая (более $1000 за один грамм), поскольку для их выращивания используется крайне дорогая технология. Ксеноновые гамма-детекторы

Главным элементом ксеноновых гамма-детекторов (рис. 7.15) является импульсная с экранирующей сеткой ионизационная камера, заполненная сжатым ксеноном. Ксеноновые гаммадетекторы работают без дополнительных систем охлаждения и обеспечивают энергетическое разрешение FWHM = (11–15 кэВ), которое не хуже, чем у CZT-детекторов. Основные преимущества ксеноновых детекторов заключаются в том, что они могут работать при больших температурах (200 °С) и их спектрометрические характеристики практически не зависят от размеров детектора. Это позволяет изготовить ксеноновые гамма-детекторы с большим чувствительным объемом. Для сравнения на рис. 7.16 приведены гамма-спектры изотопа бария Ba-133, измеренные гамма-детекторами различных типов. 151

1

2

3

4

5

6

7

8

9

Рис.7.15. Принципиальная схема ксенонового гамма-детектора: 1 – зарядочувствительный усилитель; 2 – кран для наполнения детектора газом; 3 – блок высоковольтного питания; 4 – керамический гермоввод; 5 – цилиндрическая ионизационная камера; 6 – анод; 7 – термоизоляция; 8 – корпус цилиндрической камеры; 9 – металлический корпус

Из рис. 7.16 хорошо видно, что наиболее отчетливо гаммалинии радионуклида Ва-133 проявляются на спектре, измеренном HPGe-детектором, который обладает наилучшим энергетическим разрешением. Что касается спектра, измеренного сцинтилляционным (NaI) гамма-детектором, то многие гамма-линии данного радионуклида не видны. Такие детекторы не позволяют осуществить надежную идентификацию радионуклидов. В отличие от сцинтилляционных ксеноновые и СZT-детекторы, обладая достаточно хорошим энергетическим разрешением, могут во многих случаях эффективно использоваться не только для обнаружения, но и идентификации радионуклидов.

152

Рис. 7.16. Спектры гамма-источника Ва-133, измеренные гамма-детекторами: 1 – NaI, 2 – CZT, 3 – HPGe Детекторы нейтронов

Поскольку нейтроны не обладают зарядом, то они не вступают, как гамма-кванты, в непосредственное взаимодействие с электронами вещества. В связи с этим механизмы регистрации нейтронов в веществе основаны на косвенных методах. Процесс регистрации нейтронов начинается тогда, когда при взаимодействии с ядрами нейтроны инициируют образование одной или нескольких заряженных частиц. Электрические сигналы, созданные этими заряженными частицами, могут затем обрабатываться детектирующей системой. Существует два основных типа взаимодействия нейтронов с веществом. Во-первых, может иметь место рассеяние нейтрона на ядре с передачей последнему части кинетической энергии нейтрона, и ядро отдачи ионизирует вещество вокруг точки взаимодействия. Во-вторых, нейтрон может вызвать ядерную реакцию, про153

дукты которой, такие, как протоны, альфа-частицы, гамма-кванты и осколки деления, могут регистрироваться детектором. Для НРА наиболее широко используются газонаполненные и сцинтилляционные (пластмассовые и жидкие) детекторы нейтронов. Газонаполненные детекторы нейтронов

Газонаполненные детекторы (рис. 7.17) – одни из первых приборов, использовавшихся для регистрации излучений. Они могут применяться для регистрации либо тепловых нейтронов за счет ядерных реакций, либо быстрых нейтронов посредством ядер отдачи.

Рис. 7.17. Типовая блок-схема включения газонаполненных детекторов нейтронов 3

Детекторы тепловых нейтронов на основе Не и ВF3

В качестве газов-наполнителей детекторов тепловых нейтронов обычно применяются 3Не или ВF3. При использовании ВF3 газ обогащается по изотопу 10В. Содержание 3Не в природном гелии составляет около 10–4 %, поэтому 3Не получают путем выделения из трития при его производстве в специальных ядерных реакторах. В названных газах могут протекать следующие ядерные реакции: 3 Не + n → 3H + 1H + 765 кэВ 10 В + n → 7Li* + 4Не + 2310 кэВ 7 Li * + n → 7Li + 480 кэВ Эти реакции являются экзотермическими и ведут к образованию в газе заряженных частиц высокой энергии. 154

Выбор изотопов 3Не и 10В для газонаполненных детекторов определяется тем, что они обеспечивают очень большие сечения взаимодействия (вероятность взаимодействия, рассчитанная на один атом) с тепловыми нейтронами: 3840 и 5330 барн соответственно. С увеличением энергии нейтронов сечения указных реакций убывают по закону σ ~ 1 / E . Эффективность регистрации тепловых нейтронов ( En = 0.025 эВ) достигает 77 % для счетчиков диаметром 2,54 см, наполненных 3Не под давлением 4 атм. Для регистрации нейтронов с энергиями больше тепловых газонаполненные детекторы обычно окружают полиэтиленом толщиной около 10 см или другими материалами–замедлителями нейтронов. Типичные образцы газонаполненных нейтронных детекторов показаны на рис. 7.18.

Рис. 7.18. Фотография газонаполненных нейтронных детекторов 4

Детекторы быстрых нейтронов, наполненные Не и СН4

Работа детекторов быстрых нейтронов, наполненных 4Не и СН4 , основана на ионизации газа ядрами отдачи, которые образуются в результате взаимодействия нейтронов с рабочим веществом счетчика. Максимальная энергия Eмакс , передаваемая ядру с массовым числом А нейтроном с энергией Еn , равна 155

Eмакс =

4 АЕn ( А + 1)2

.

Из приведенной формулы следует, что наиболее целесообразно использовать водород как в газообразном состоянии, так и в составе материалов жидких или пластмассовых сцинтилляторов. Обычно детекторы, наполненные 4Не и СН4 , имеют эффективность регистрации быстрых нейтронов около 1 %. Камеры деления

Камеры деления являются разновидностью газонаполненных счетчиков, рассмотренных выше. Они регистрируют нейтроны, вызывающие вынужденное деление ядер делящегося материала, которым покрыты внутренние стенки камеры. В качестве делящегося материала обычно используется высокообогащенный уран. На внутренние стенки наносится очень тонкий слой урана (поверхностная плотность от 0,02 до 2 мг/см2), который находится в непосредственном контакте с газом детектора. Образующиеся в результате деления осколки движутся практически в противоположных направлениях. Ионизация, вызванная попавшим в газ осколком деления, регистрируется детектором. Осколок, движущийся в противоположном направлении, поглощается стенками детектора. Камеры деления работают в режиме ионизационной камеры, поскольку ионизации, вызванной осколками деления, вполне достаточно и дополнительного газового усиления не требуется. Пластмассовые и жидкие сцинтилляторы

Быстрые нейтроны взаимодействуют с материалом сцинтиллятора в реакциях упругого рассеяния на ядрах (в основном углерода и водорода). Нейтроны деления или (α n)-реакций вызывают сцинтилляции за счет реакций отдачи в основном на ядрах водорода. Это происходит вследствие того, что при упругом рассеянии на протоне нейтрон может передать ему 100 % своей энергии, в то время как при упругом рассеянии на ядре 12С ему может быть передано не более 28 % энергии нейтрона. Кинетическая энергия протонов отдачи поглощается сцинтиллятором и в конечном итоге преобразуется в тепло и видимый свет. Свет может быть собран 156

фотоэлектронным умножителем, оптически соединенным со сцинтиллятором, и преобразован в электрический сигнал. Целесообразность использования для регистрации быстрых нейтронов пластмассовых и жидких органических сцинтилляторов определяется их коротким временем формирования отклика и умеренной стоимостью. Быстрота отклика особенно важна при регистрации совпадений, когда соотношение действительных и случайных совпадений может существенно влиять на статистическую точность измерений. Основным недостатком органических сцинтилляторов при проведении неразрушающего нейтронного анализа является их высокая чувствительность к гамма-излучению. Вероятность регистрации ими нейтронов и гамма-квантов примерно одинакова, а спектры амплитуд импульсов от излучений обоих типов с одинаковой энергией перекрываются. Поэтому амплитуда импульса сама по себе дает немного информации о типе частицы. С некоторыми органическими сцинтилляторами может использоваться электроника, позволяющая методом дискриминации по форме импульса осуществлять эффективное разделение между сигналами от нейтронов и гамма-квантов.

7.5. Измерительная аппаратура и общие принципы проведения ядерного мониторинга космических объектов Для мониторинга ядерно-физических объектов на борту КА можно использовать практически весь арсенал гамма-нейтронной детектирующей аппаратуры, который создан для проведения наземного НРА. Однако проводя измерения в условиях космического пространства, необходимо учитывать наличие фонового излучения, связанного со значительным потоком космических лучей, а также с вторичным излучением, возникающим при их взаимодействии с конструкционными материалами КА. Известно, что потоки космических лучей в основном состоят из протонов (99 %) с энергиями от нескольких МэВ до десятков ГэВ. Остальные частицы – это ядра легких элементов (гелий, кислород и др.). Вторичное излучение, создаваемое протонами достаточно больших энергий, 157

представляет собой потоки заряженных частиц, нейтронов и гамма-квантов. Именно эти частицы формируют фоновое излучение, которое мешает регистрировать потоки нейтронов и гаммаквантов от исследуемых объектов. Известно, что при наличии фона точность измерения потоков частиц от исследуемого объекта пропорциональна квадратному корню от времени наблюдений ( t ) . Ясно, что в условиях космоса трудно обеспечить контрольные измерения в течение длительного времени, так как для этого необходимо иметь мощные и маневренные КА, способные динамично менять свое положение в пространстве и согласовывать собственную орбиту с направлением движения исследуемого КА. Следовательно, для уменьшения времени измерений необходимо каким-то образом уменьшать потоки фонового излучения, которое попадает в рабочий объем детекторов. Для этих целей гамма-нейтронные детекторы или сконструированные из них телескопы окружаются дополнительными детекторами, которые включены в схему антисовпадения. При прохождении частицы через охранный детектор возникает электрический сигнал, блокирующий ее регистрацию основным детектором. Таким образом, измерительная аппаратура оказывается эффективно защищена от фонового излучения (рис. 7.19). Обычно с помощью антисовпадательных систем удается снизить фон от космических лучей на несколько порядков.

Рис. 7.19. Блок-схема детектора с охранным счетчиком

Другая важная особенность проведения НРА в условиях космического пространства заключается в том, что эти измерения необ158

ходимо выполнять на значительных расстояниях (R ≥ 50 м) от исследуемого объекта и, как уже отмечалось, в течение ограниченного времени. Поэтому для надежного обнаружения и идентификации РДМ на исследуемом объекте следует использовать аппаратуру, обладающую высокой чувствительностью. Основной метод повышения чувствительности измерительной аппаратуры заключается в увеличении чувствительной площади путем ее компоновки из большого количества отдельных гамма-нейтронных детекторов. Так, например, высоко-чувствительные гамма-спектрометры, изготовленные на основе CZT-детекторов, иногда состоят из нескольких тысяч отдельных кристаллов. Для оценки размеров чувствительной поверхности или рабочего объема детекторов, применяемых для проведения мониторинга ядерно-физических установок на КА, следует учитывать общую геометрию измерений и, в частности, уметь определять телесный угол, под которым виден исследуемый объект. Число частиц N, регистрируемых детектором за время измерений t от точечного источника с интенсивностью I0 определяется следующим выражением: N = I0 ⋅ η ⋅ t Ω , 4π

где η – эффективность детектора, Ω – телесный угол. Для точечного источника и детектора с круговой чувствительной поверхностью телесный угол рассчитывается достаточно просто:

Ω = 1 (1 − cos θ 0 ) . 2 Угол θ0 показан на рис. 7.19. В случае, когда детектор и исследуемый объект имеют протяженные размеры (рис. 7.20) и их нельзя представить в виде точечных элементов, выражение для телесного угла становится более сложным: Ω = 1 ∫ dAs ∫ dAd cos2ω , 4πАs A r A s

d

159

где As – чувствительная площадь детектора, Ad – излучающая площадь исследуемого объекта. Остальные обозначения понятны из рис. 7.20. Другими словами, для определения общего телесного угла приходится суммировать отдельные телесные углы, под которыми видны отдельРис. 7.20. Определение телесного угла для ные элементы исслеплоского детектора и параллельно располодуемого объекта кажженного относительно него плоского источника излучения дым элементом чувствительной поверхности детектора. При наличии объемных источников и детекторов выражение для телесного угла приобретает более сложный вид. В этом случае необходимо проводить интегрирование для каждого объемного элемента источника и детектора. На борту КА, предназначенного для проведения мониторинга ядерно-физических объектов, установленных на других КА, должны находиться высокочувствительные как интегральные, так и спектроскопические приборы, с помощью которых можно измерять потоки гамма-квантов и нейтронов и их спектральные распределения. В тоже время эффективность использования этой аппаратуры существенно зависит от возможностей, предоставляемых КА аппаратом, на котором они установлены. Технические требования к таким КА заключаются в следующем: высокая маневренность, обеспечивающая сближение с исследуемым объектом на близкие расстояния;

160

стабилизированная ориентация в пространстве для сохранения необходимой направленности на объект в течение длительного времени; режим работы – автоматический, без операторов-космонавтов; высокая энергоемкость; большой ресурс работы. Для создания таких КА сегодня уже имеются необходимые конструкторские разработки и можно надеяться, что в недалеком будущем они будет выведены в космическое пространство. Для обнаружения ядерных энергетических установок на КА помимо гамма- нейтронных методов НРА существуют и другие, например колориметрический метод, измеряющий тепловые потоки энергии от этих объектов. Возможно также использование гамма-рентгеновских томографических методов, позволяющих получить объемное изображение внутренней структуры всего исследуемого КА. В этом случае необходимо наличие дополнительного космического аппарата, на котором должны находиться мощные рентгеновские или гамма-источники.

7.6. Измерения потоков гамма-излучения для обнаружения РДМ на орбитальной станции «Мир» На орбитальной станции «Мир» в 1991 году была установлена гамма-спектроскопическая аппаратура «Букет», которая представляла собой гамма-телескоп с ксеноновым гамма-спектрметром, окруженным охранными сцинтилляционными детекторами, включенными в систему антисовпадений. Аппаратура «Букет» была разработана специалистами МИФИ и ЛФТИ РАН. Она проработала на борту станции «Мир» около десяти лет вплоть до затопления ее в Тихом океане. Помимо исследования космических гамма-вплесков в программу измерений были включены также измерения фоновых потоков гамма-квантов на борту станции «МИР». Большая масса орбитального комплекса «Мир» (более 15 т) создавала на борту значительный радиационный фон, который образуется в результате взаимодействия космических лучей с конструкционными элементами станции. Измерения радиационного фона крайне важно при пла161

нировании и проведении астрофизических измерений на КА, имеющих значительную массу. Как выяснилось, общий уровень фона заряженных частиц в диапазоне энергий 200–1000 кэВ в несколько раз превышал фон над верхней границей атмосферы Земли. Широтное изменение фона на борту КА хорошо подтверждается измерениями интенсивности аннигиляционной гамма-линии 511 кэВ. Ее интенсивность увеличивалась в 10 раз на высоких широтах по сравнению с экваториальными областями, для которых она составляла 10–2 фотон/(см2 ⋅ с). Во время спектральных измерений гамма-излучения на борту станции «Мир» в области энергий 179–200 кэВ иногда появлялся мощный поток избыточного гамма-излучения. На гамма-спектрах в этой энергетической области были зарегистрированы несколько дополнительных гамма-линий. Анализ показал, что гамма-линии появлялись в измеренных гамма-спектрах далеко не всегда. Установлено, что время их появления в фоновом энергетическом спектре гамма-квантов совпало со временем прибытия и присутствия на космическом комплексе грузового транспортного корабля. Как выяснилось позже, на борту транспортного корабля в урановом контейнере находился радиоактивный источник, который использовался для системы мягкой посадки «Кактус». Именно гаммаизлучение этого радиоактивного источника регистрировалось гамма-спектрометрической аппаратурой «Букет» в виде дополнительных гамма-линий в фоновом спектре. В результате этих измерений было показано, что с помощью гамма-спектрометра даже небольшого размера (масса его рабочего вещества составляла всего 500 г ксенона) можно обнаружить РДМ на КА. Расстояние между детектором и транспортным кораблем было не очень большим (∼ 15 м). Именно это обстоятельство позволило обнаружить имеющиеся на «грузовике» РДМ. Для измерений на больших расстояниях необходимо использовать более чувствительную аппаратуру и с большим количеством рабочего вещества.

162

Литература 1. Кузнецов В.М. Российская атомная энергетика, вчера, сегодня, завтра. Взгляд независимого эксперта. М.: Голос-пресс, 2000. 2. Гудилин В.Е., Слабкий Л.И. Ракетно-космические системы: История. Развитие. Перспективы. М., 1996. 2. Железняков А.Б. Взлетая падала ракета. СПб.: Система, 2003. 4. Doug Reilly, Norbert Ensslin, Hastings Smith, Jr., Sarah Kreiner. Passive Nondestructive Assay of Nuclear Materials. US NRC, 1991. 5. Nicholas Tsoulfanidis, «Measurement and detection of radiation», Taylor & Francis, Washington, 1995. 6. Власов Н.А. Нейтроны. М., 1971. 7. Колдобский А.Б., Насоков В.П. Вокруг атомной энергии: правда и вымыслы. М., 2002.

163

ГЛАВА 8. СЛАБЫЕ РАДИАЦИОННЫЕ ВОЗМУЩЕНИЯ СОЛНЕЧНО-МАГНИТОСФЕРНОЙ И ГЕОФИЗИЧЕСКОЙ ПРИРОДЫ В ОКОЛОЗЕМНОМ КОСМИЧЕСКОМ ПРОСТРАНСТВЕ

Околоземное космическое пространство является многокомпонентной средой, в состав которой входят различные физические объекты: плазма, электрические и магнитные поля, потоки заряженных частиц в широком диапазоне энергий, электромагнитные излучения, нейтральные атомы и др. В спокойных (стационарных) условиях все перечисленные компоненты находятся в равновесных состояниях, характеризующихся некими стационарными параметрами. Так, например, заряженные частицы описываются интенсивностью, энергетическими спектрами, питч-угловыми распределениями, широтными и долготными зависимостями и др. В нестационарных условиях при внешних воздействиях (например, солнечные вспышки, геофизические события) некоторые компоненты (а возможно, и все) околоземного космического пространства возмущаются, при этом возмущения могут быть как глобальные, так и локальные, могут иметь различную длительность. К радиационным возмущениям относятся изменения (вариации) потоков заряженных частиц (электронов, протонов, ядер гелия и др.). Вариации потоков высокоэнергичных заряженных частиц в околоземном космическом пространстве вызываются солнечномагнитосферными и геофизическими процессами, включая катастрофические (например, землетрясения). Условно все возможные вариации потоков частиц можно разделить на 2 группы. Первая – сильные вариации, сопровождающиеся значительными возрастаниями потоков частиц, которые могут длиться от долей секунды до нескольких лет. Они имеют настолько высокую интенсивность, что представляют непосредственную радиационную опасность для людей и технологических систем (например, для электронного оборудования на космических аппаратах, солнечных батарей и т.п.), оказывающихся в зонах околоземного пространства, где эти вариации образуются. Как правило, такие вариации возникают в околоземном космическом пространстве после мощных солнечных протонных событий, сопро164

вождающихся корональными выбросами солнечного вещества, а также формировались в результате техногенных воздействий: высотных ядерных взрывов, проведенных в 60–70 годы США и СССР. Другая группа вариаций потоков частиц в отличие от первой имеет достаточно низкие интенсивности, не намного превышающие стационарные фоновые значения. Поэтому они не представляют никакой угрозы ни для людей, ни для технологических систем, находящихся в космосе. Подобные вариации формируются возмущениями естественного радиационного пояса при протекании различных природных процессов, таких, как землетрясения, извержения вулканов, грозы, магнитосферные бури и суббури и др., и являются слабыми индикаторами, своеобразным «радиационным эхом» перечисленных явлений, среди которых есть и катастрофические, например землетрясения. Поэтому изучение таких вариаций наряду с научным интересом имеет и важное прикладное значение с точки зрения возможности использования этих индикаторов для решения прогностических задач в случае землетрясений, извержений вулканов и т.п. В данной главе будут рассмотрены вопросы, относящиеся ко второй группе вариаций. Будут показаны физические механизмы появления слабых радиационных возмущений в околоземном космическом пространстве, описаны результаты экспериментальных наблюдений таких возмущений и возможности их использования для решения диагностических задач. 8.1. Физические основы механизмов появления слабых радиационных возмущений Движение высокоэнергичных заряженных частиц в околоземном космическом пространстве

Движение заряженной частицы в любой среде определяется свойствами частицы и среды и взаимодействием между ними. Характеристики околоземной среды задаются геомагнитным полем, плотностью и составом магнитосферной плазмы, плотностью и составом остаточной атмосферы, наличием электромагнитного шума, плазменными колебаниями, электромагнитными волнами 165

и т.п. В данном пособии ограничимся рассмотрением поведения заряженных частиц с достаточно высокими энергиями: порядка и более нескольких МэВ. Хотя и в этом случае проблема взаимодействия частиц с космической средой остается сложной для анализа. Одним из главных факторов, управляющих движением заряженных частиц в околоземном пространстве, является геомагнитное поле, которое, как было отмечено в главе 4, имеет сложную морфологию, определяемую полем внутренних источников и токовыми системами в самой околоземной среде, которые в свою очередь формируются при взаимодействии плазмы солнечного ветра и геомагнитного поля. Уравнения движения заряженной частицы в магнитном поле имеют следующий вид: G d ( mV ) Ze G G G (8.1) = VB ( r ) , dt G c dr = VG , (8.2) dt G G где Ze – заряд частицы, r – радиус-вектор частицы, V – скорость

[

]

2 частицы, m = m0 / 1 − V 2 , m0 – масса покоя частицы, с – скоc G G рость света, B ( r ) – индукция магнитного поля. Несмотря на внешнюю простоту уравнений движения частицы (8.1) и (8.2) , аналитическое решение этих уравнений существует лишь в однородном магнитном поле, в котором, как известно, частицы движутся по спирали (или по окружности) с постоянным радиусом. Если ввести цилиндрическую систему координат (z, r, φ) и G направить вектор B вдоль оси Z, то частица будет совершать вращательное движение вокруг оси Z (называемое ларморовским) с частотой ωл и двигаться вдоль оси Z со скоростью V// . При этом V mc еВ , , V// = V0 cos α , rл = ⊥ ωл = ZeB mc где V0 – скорость частицы в начальный момент времени, α – питчG G угол частицы (угол между векторами B и V ). Нахождение траектории заряженной частицы в реальном геомагнитном поле, задаваемом рядом сферических функций

166

(см. главу 4) или даже в его дипольном приближении, – чрезвычайно трудоемкая задача из-за нелинейности уравнений движения K K K ( B = B ( r )) и может быть реализовано лишь с применением современных численных методов решения систем дифференциальных уравнений. В зависимости от жесткости частицы (напомним, жесткость частицы R определяется формулой R = mV ) или от ее энергии и Ze электрического заряда существуют различные группы траекторий частиц (рис. 8.1).

Рис. 8.1. Траектории заряженных частиц в геомагнитном поле

Известно, что возможность проникновения заряженной частицы из межпланетного пространства в магнитосферу Земли (в околоземное космическое пространство) зависит от так называемой жесткости геомагнитного обрезания космических лучей (Rс). Рис. 8.1, а соответствует случаю R >> Rc , т.е. движению частицы с достаточно высокой энергией (жесткостью), такой, чтобы преодолеть «экранирующее», действие геомагнитного поля, если частица 167

проникает в околоземное пространство снаружи (из межпланетной среды). Другой крайний случай (рис. 8.1, в) реализуется при низких энергиях частицы в областях околоземного пространства на расстояниях менее 5–6 rЕ (rЕ – радиус Земли) и на не очень высоких широтах (λ < 60°), где геометрия магнитного поля Земли имеет квазидипольный вид и формируется магнитная ловушка для заряженных частиц. Траектория заряженной частицы, находящейся в геомагнитной ловушке, имеет сложный вид, но можно выделить три периодических движения. В следующем разделе будет рассмотрена динамика частиц, захваченных в геомагнитную ловушку. Третий характерный вид траекторий заряженных частиц, существующих в геомагнитном поле, показан на рис. 8.1, б. Такие траектории имеют частицы с энергиями (жесткостями) вблизи геомагнитного порога. Поведение частиц вблизи геомагнитного порога является крайне сложным для анализа, особенно на средних широтах, где пороговая жесткость превращается в довольно широкий диапазон жесткостей, в пределах которого чередуются щели жесткостей, запрещенных и разрешенных для проникновения частиц из межпланетного пространства. Эти зоны получили название «пенумбра». Ее анализ выходит за рамки данного учебного пособия, подробно пенумбра описана в монографии [1]. Учитывая тематическую направленность учебного пособия, далее будет подробно рассмотрена динамика заряженных частиц в геомагнитной ловушке. Движение заряженных частиц в геомагнитной ловушке (стационарный случай)

Траектория частицы в геомагнитной ловушке (рис.8.1в) является наглядной иллюстрацией известных результатов, полученных в многочисленных работах по изучению радиационного пояса, выполненных более 30 лет назад. Информацию по этому вопросу можно найти, например, в книгах [2] и [3]. Частицы совершают одновременно три вида периодических движений: ларморовское движение вокруг силовых линий геомагнитного поля с периодом Тл, колебание вдоль силовых линий между точками (их принято называть зеркальными или точками отражения) в северном и юж168

ном полушариях с периодом Тб и вращение вокруг Земли (долготное или азимутальное движение) с периодом Тд. Для частиц стабильно захваченных в ловушку выполняется соотношение Тл