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http://hdl.handle.net/1843/57618
Type: | Dissertação |
Title: | Análise energética de baterias nucleares espaciais utilizando diferentes radioisótopos |
Authors: | Krosli Ferreira de Andrade |
First Advisor: | Carlos Eduardo Velasquez Cabrera |
First Co-advisor: | Claubia Pereira Bezerra Lima |
First Referee: | Lamartine Nogueira Frutuoso Guimarães |
Second Referee: | Jorge Eduardo de Souza Sarkis |
Third Referee: | Antonella Lombardi Costa |
metadata.dc.contributor.referee4: | João Manoel Losada Moreira |
Abstract: | Ao lado do desenvolvimento industrial, a energia elétrica passou a fazer parte do cotidiano das atividades antropogênicas assim como passou a alimentar grandes sonhos e desafios, como a exploração espacial. Foi neste contexto de grandes desafios, que surgiu a necessidade de utilização de baterias nucleares, mais especificamente do tipo GTR (Gerador Termoelétrico Radioisotópico). Suas caraterísticas tais como longa duração, a não necessidade de recarga (ou substituição), e fornecimento de potência linear, ao contrário das baterias de lítio, são essenciais na exploração espacial. As Baterias GTR basicamente possuem dois módulos: um módulo contendo a fonte térmica que é um material radioativo e outro módulo que executa a conversão do calor em energia elétrica através do efeito Seebeck. O objetivo deste trabalho é projetar de forma teórica, uma bateria GTR utilizando radioisótopos com decaimento alfa e beta, com características similares as da melhor bateria GTR fabricada até o momento, a MMGTR, que com eficiência na conversão térmica/elétrica de 6,25% , pode fornecer 2000 W de potência térmica e 125 W de potência elétrica ao final da vida útil de aproximadamente 14 anos. Foram estudados diferentes radioisótopos a partir do decaimento alfa: 232U, 238Pu, 241Am, 243Cm e 244Cm com meia-vida entre 13 e 432 anos, alta energia de decaimento entre 5.414 e 6.168 keV e densidade energética entre 2,18 e 2,37×10^9 J/g e para o decaimento beta, os radioisótopos estudados foram os 60Co, 90Sr, 106Ru, 137Cs,147Pm e 210Pb com meia-vida entre 1 e 30 anos, e densidade energética entre 1,14×10^7 e 2, 37×10^9 J/g. Como resultado, foram obtidas as massas necessárias para suprir a demanda de potência térmica e elétrica de cada radioisótopos, quantidade de módulos Seebeck necessários para a geração de energia elétrica, a potência térmica e elétrica com valores inicial e final e os custos envolvidos. Os resultados mostram que os projetos de baterias nucleares com decaimento beta têm maior viabilidade técnico-econômica para o 90Sr, na composição de óxido SrTiO3, devido aos menores custos apresentados. Por outro lado, para o decaimento alfa a alternativa mais viável do ponto de vista técnico-econômico é a utilização de radioisótopos como o 243Cm e 244Cm. |
Abstract: | Alongside industrial development, electrical energy became part of everyday anthropogenic activities as well as fueling big dreams and challenges, such as space exploration. It was in this context of great challenges that the need to use energy batteries arose, more specifically of the RTG (Radioisotopic Thermoelectric Generator) type. Its features, such as long life, no need to recharge (or replace), and linear power delivery, unlike those of lithium batteries, are essential in space exploration. The GTR Batteries basically have two modules: a module containing the thermal source, which is a radioactive material, and another module that performs the conversion of heat into electrical energy through the Seebeck effect. The objective of this work is to theoretically design a RTG battery using radioisotopes with alpha and beta decay with characteristics similar to those of the best RTG battery manufactured so far, the MMRTG, which has a thermal/electrical conversion efficiency of 6.25% and can provide 2000 W of thermal power and 125 W of electrical power at the end of its useful life of approximately 14 years. Different radioisotopes from alpha decay were studied, including 232U, 238Pu, 241Am, 243Cm and 244Cm with half-lives ranging from 13 to 432 years, a high decay energy ranging from 5,414 to 6,168keV, and an energy stored ranging from 2.18 to 2.37×10^9 J/g. For beta decay, radioisotopes studied included 60Co, 90Sr, 106Ru,137Cs,147Pm and 210Pb with half-lives ranging from 1 to 30 years, and an energy stored ranging from 1.14 to 2.37×10^9 J/g. As a result, the masses required to supply each radioisotope’s thermal and electrical power demand, the number of Seebeck modules required for electrical energy generation, the thermal and electrical power with initial and final values, and the costs involved were determined. The results show that nuclear battery projects with beta decay are more technically and economically viable for 90Sr in the SrTiO3 oxide format due to the lower costs presented. On the other hand, for alpha decay, the most viable alternative from a technical and economic point of view is the use of radioisotopes such as 243Cm and 244Cm. |
Subject: | Engenharia nuclear Análise energética Baterias nucleares Radioisótopos |
language: | por |
metadata.dc.publisher.country: | Brasil |
Publisher: | Universidade Federal de Minas Gerais |
Publisher Initials: | UFMG |
metadata.dc.publisher.department: | ENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR |
metadata.dc.publisher.program: | Programa de Pós-Graduação em Ciências e Técnicas Nucleares |
Rights: | Acesso Aberto |
metadata.dc.rights.uri: | http://creativecommons.org/licenses/by-nd/3.0/pt/ |
URI: | http://hdl.handle.net/1843/57618 |
Issue Date: | 16-Dec-2022 |
Appears in Collections: | Dissertações de Mestrado |
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