JP2022181992A - 原子力電池 - Google Patents
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Abstract
【課題】使用済燃料から得られる同位体を原子力電池の発熱体の一部として使用すること
によって、生産調達が容易な発熱体を有する原子力電池を得ることができる。
【解決手段】アルファ線放出核種を発熱体として用いた原子力電池５において、その発熱
体６を、崩壊過程で半減期１００万年以上の核種に移行する間にエネルギー１００ｋｅＶ
以上のガンマ線を発しない放射線遮蔽材となる第１発熱体１と、この第１発熱体１の内側
に配置され崩壊過程で半減期１００万年以上の核種に移行する間にエネルギー１００ｋｅ
Ｖ以上のガンマ線を発する第２発熱体２とから構成したことを特徴とする。
【選択図】図１
によって、生産調達が容易な発熱体を有する原子力電池を得ることができる。
【解決手段】アルファ線放出核種を発熱体として用いた原子力電池５において、その発熱
体６を、崩壊過程で半減期１００万年以上の核種に移行する間にエネルギー１００ｋｅＶ
以上のガンマ線を発しない放射線遮蔽材となる第１発熱体１と、この第１発熱体１の内側
に配置され崩壊過程で半減期１００万年以上の核種に移行する間にエネルギー１００ｋｅ
Ｖ以上のガンマ線を発する第２発熱体２とから構成したことを特徴とする。
【選択図】図１
Description
本発明の実施形態は、熱電変換方式に基づく原子力電池に関する。
原子力電池は、半減期の長い放射性同位体が出す放射線のエネルギーを電気エネルギー
に変える仕組みの電池である。この放射線のエネルギーを熱エネルギーとして利用する熱
電変換方式を採る放射性同位体熱電気転換器（ＲＴＧ；Radioisotope thermoelectric ge
nerator）が宇宙開発の黎明期から長く宇宙探査等で実用化されている。このＲＴＧは、
両端に温度差を生じさせると起電力が生じる熱電素子のゼーベック効果を利用し、放射性
同位体の原子核崩壊の際に発生する熱エネルギーを電気エネルギーに変換する。
に変える仕組みの電池である。この放射線のエネルギーを熱エネルギーとして利用する熱
電変換方式を採る放射性同位体熱電気転換器（ＲＴＧ；Radioisotope thermoelectric ge
nerator）が宇宙開発の黎明期から長く宇宙探査等で実用化されている。このＲＴＧは、
両端に温度差を生じさせると起電力が生じる熱電素子のゼーベック効果を利用し、放射性
同位体の原子核崩壊の際に発生する熱エネルギーを電気エネルギーに変換する。
このようなＲＴＧでは、熱源となる放射性同位体として、主にプルトニウム２３８（Ｐ
ｕ－２３８）が用いられてきた。しかしながらこのＰｕ－２３８は、発熱密度が高くガン
マ線を放出しないという熱源として望ましい性質を持つ一方で、生産に照射施設が必要と
なり調達コストが極端に高いといった課題があった。このため、生産調達コストがより安
価である放射性同位体が、ＲＴＧの熱源として提案されている。
ｕ－２３８）が用いられてきた。しかしながらこのＰｕ－２３８は、発熱密度が高くガン
マ線を放出しないという熱源として望ましい性質を持つ一方で、生産に照射施設が必要と
なり調達コストが極端に高いといった課題があった。このため、生産調達コストがより安
価である放射性同位体が、ＲＴＧの熱源として提案されている。
そこで、ＲＴＧの熱源として利用が検討されるその他の放射性同位体として、アメリシ
ウム２４１（Ａｍ－２４１）が挙げられている。このＡｍ－２４１が、放射線遮蔽と発熱
密度の観点より、Ｐｕ－２３８から代替されるＲＴＧの熱源として有望視されている。
ウム２４１（Ａｍ－２４１）が挙げられている。このＡｍ－２４１が、放射線遮蔽と発熱
密度の観点より、Ｐｕ－２３８から代替されるＲＴＧの熱源として有望視されている。
Richard Ambrosi, et al., "Americium-241 Radioisotope Thermoelectric Generator Development for Space Applications", INAC 2013, Recife, Brazil, 2013
放射性同位体の熱源として熱電素子を用いた原子力電池（RTG）は、放射性同位体とし
てアルファ核種であるプルトニウム２３８やアメリシウム２４１が主に用いられる。しか
しながら高純度のプルトニウム２３８やアメリシウム２４１は高エネルギーのガンマ線を
放出せず、扱いが比較的容易であるが、生産・調達コストが極端に高いという課題を抱え
ている。
てアルファ核種であるプルトニウム２３８やアメリシウム２４１が主に用いられる。しか
しながら高純度のプルトニウム２３８やアメリシウム２４１は高エネルギーのガンマ線を
放出せず、扱いが比較的容易であるが、生産・調達コストが極端に高いという課題を抱え
ている。
一方、原子炉の使用済燃料からは、ウランとプルトニウムを回収後には大量のアメリシ
ウム２４１が得られるが、崩壊の過程で１００ｋｅＶ超のガンマ線を放出するアメリシウ
ム２４３などが含まれ、重い遮蔽体が必要となるため宇宙探査機向けの電源としては適し
ていない。
ウム２４１が得られるが、崩壊の過程で１００ｋｅＶ超のガンマ線を放出するアメリシウ
ム２４３などが含まれ、重い遮蔽体が必要となるため宇宙探査機向けの電源としては適し
ていない。
上記実施形態に係る原子力電池は、アルファ線放出核種を発熱体として用いた原子力電
池において、その発熱体を、崩壊過程で半減期１００万年以上の核種に移行する間にエネ
ルギー１００ｋｅＶ以上のガンマ線を発しない放射線遮蔽材となる第１発熱体と、この第
１発熱体の内側に配置され崩壊過程で半減期１００万年以上の核種に移行する間にエネル
ギー１００ｋｅＶ以上のガンマ線を発する第２発熱体とから構成したことを特徴とする。
池において、その発熱体を、崩壊過程で半減期１００万年以上の核種に移行する間にエネ
ルギー１００ｋｅＶ以上のガンマ線を発しない放射線遮蔽材となる第１発熱体と、この第
１発熱体の内側に配置され崩壊過程で半減期１００万年以上の核種に移行する間にエネル
ギー１００ｋｅＶ以上のガンマ線を発する第２発熱体とから構成したことを特徴とする。
また、上記実施形態に係る原子力電池は、アルファ線放出核種を発熱体として用いた原
子力電池において、その発熱体を、崩壊過程で半減期１００万年以上の核種に移行する間
にエネルギー１００ｋｅＶ以上のガンマ線を発しない放射線遮蔽材となる第１発熱体と、
崩壊過程で半減期１００万年以上の核種に移行する間にエネルギー１００ｋｅＶ以上のガ
ンマ線を発する第２発熱体とから構成され、この第２発熱体は第１発熱体を介して熱電素
子が配置されていることを特徴とする。
子力電池において、その発熱体を、崩壊過程で半減期１００万年以上の核種に移行する間
にエネルギー１００ｋｅＶ以上のガンマ線を発しない放射線遮蔽材となる第１発熱体と、
崩壊過程で半減期１００万年以上の核種に移行する間にエネルギー１００ｋｅＶ以上のガ
ンマ線を発する第２発熱体とから構成され、この第２発熱体は第１発熱体を介して熱電素
子が配置されていることを特徴とする。
本発明の実施形態は、上述した課題を解決するためになされたものであり、使用済燃料
から得られる同位体を原子力電池の発熱体の一部として使用することによって、生産調達
が容易な発熱体を有する原子力電池を得ることができる。
から得られる同位体を原子力電池の発熱体の一部として使用することによって、生産調達
が容易な発熱体を有する原子力電池を得ることができる。
以下、本発明の実施形態である原子力電池の実施例について、図面を参照して説明する
。
。
（実施例１）
まず、図１を参照して実施例１を説明する。なお、図１は本発明の実施例１の構成を説
明する原子力電池の一部切欠き概略斜視図である。
まず、図１を参照して実施例１を説明する。なお、図１は本発明の実施例１の構成を説
明する原子力電池の一部切欠き概略斜視図である。
図１に示されるように、実施例１に係る原子力電池５は、発熱体６と、この発熱体６に
接続され熱を電気に変換する熱電変換素子３と、この熱電変換素子３に接続された放熱体
７から構成されている。
接続され熱を電気に変換する熱電変換素子３と、この熱電変換素子３に接続された放熱体
７から構成されている。
この発熱体６は、外側発熱体（第１発熱体）１の内側に内側発熱体（第２発熱体）２が
配置され、外側発熱体１は崩壊過程で１００ｋｅＶ以上のガンマ線を発せずアルファ線放
出核種から形成され、内側発熱体２は崩壊過程で１００ｋｅＶ以上のガンマ線を発するア
ルファ線放出核種からなり遮蔽が必要となるアメリシウム２４１、２４３を含む発熱体で
形成されている。そしてこの外側発熱体１は高価な高純度のアメリシウム２４１またはプ
ルトニウム２３８を、金属または酸化物またはフッ化物の形で含んで形成されている。ま
た、内側発熱体２は原子炉の使用済み燃料から取り出された安価なアメリシウム－２４１
、アメリシウム－２４２ｍ、アメリシウム－２４３、キュリウム－２４３、キュリウム－
２４４、キュリウム－２４５、キュリウム－２４６、ネプツニウム－２３７のうち２種類
以上を含んでいる。
配置され、外側発熱体１は崩壊過程で１００ｋｅＶ以上のガンマ線を発せずアルファ線放
出核種から形成され、内側発熱体２は崩壊過程で１００ｋｅＶ以上のガンマ線を発するア
ルファ線放出核種からなり遮蔽が必要となるアメリシウム２４１、２４３を含む発熱体で
形成されている。そしてこの外側発熱体１は高価な高純度のアメリシウム２４１またはプ
ルトニウム２３８を、金属または酸化物またはフッ化物の形で含んで形成されている。ま
た、内側発熱体２は原子炉の使用済み燃料から取り出された安価なアメリシウム－２４１
、アメリシウム－２４２ｍ、アメリシウム－２４３、キュリウム－２４３、キュリウム－
２４４、キュリウム－２４５、キュリウム－２４６、ネプツニウム－２３７のうち２種類
以上を含んでいる。
アメリシウム－２４１は遮蔽が容易な５９．５４ｋｅＶのガンマ線を崩壊過程で発する
が、アメリシウム-２４３は崩壊過程で最大２７７．６０ｋｅＶのガンマ線を発するため
遮蔽が必要となる。アメリシウム－２４１、アメリシウム－２４３の半減期はそれぞれ４
３２年、７３７０年であり、崩壊過程で生ずる１００万年以上の半減期の長寿命核種から
の寄与は無視できる。
が、アメリシウム-２４３は崩壊過程で最大２７７．６０ｋｅＶのガンマ線を発するため
遮蔽が必要となる。アメリシウム－２４１、アメリシウム－２４３の半減期はそれぞれ４
３２年、７３７０年であり、崩壊過程で生ずる１００万年以上の半減期の長寿命核種から
の寄与は無視できる。
アメリシウム－２４１は密度が金属で１３．７ｇ／ｃｍ３、酸化物でも１１．７ｇと大
きい。従って本実施例１の構成により、発熱体２から発せられる最大２７７．６０ｋｅＶ
のガンマ線の遮蔽に外側発熱体１を使うことができ、結果、発熱体全体の材料調達コスト
を下げることができる。
きい。従って本実施例１の構成により、発熱体２から発せられる最大２７７．６０ｋｅＶ
のガンマ線の遮蔽に外側発熱体１を使うことができ、結果、発熱体全体の材料調達コスト
を下げることができる。
また、アメリシウム－２４２ｍ、キュリウム－２４３、キュリウム－２４４、キュリウ
ム－２４５、キュリウム－２４６、ネプツニウム－２３７についても上述したアメリシウ
ム－２４１、アメリシウム－２４３と同様の性質を有しているので同様の効果を得ること
ができる。
ム－２４５、キュリウム－２４６、ネプツニウム－２３７についても上述したアメリシウ
ム－２４１、アメリシウム－２４３と同様の性質を有しているので同様の効果を得ること
ができる。
（実施例２）
次に，本発明に係る原子力電池の実施例２を，図２を用いて説明する．なお，図１と同一
の構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
次に，本発明に係る原子力電池の実施例２を，図２を用いて説明する．なお，図１と同一
の構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
図２に示された本実施例２に係る原子力電池５ａは第１発熱体（外側発熱体：高純度ア
メリシウム２４１発熱体）８の片側端面に第２発熱体（内側発熱体：アメリシウム２４１
、２４３を含む発熱体）９と、逆側端面に熱電変換素子３を配置し、第１発熱体８及び第
２発熱体９の周囲に蓄熱材４を配置する構成となっている。蓄熱材４の比熱容量は第１発
熱体８及び第２発熱体９より大きく設定されている。なお、第１発熱体８は上述した実施
例１の外側発熱体１と同じ組成で形成され、第２発熱体９は上述した実施例１の内側発熱
体２と同じ組成で形成されている。
メリシウム２４１発熱体）８の片側端面に第２発熱体（内側発熱体：アメリシウム２４１
、２４３を含む発熱体）９と、逆側端面に熱電変換素子３を配置し、第１発熱体８及び第
２発熱体９の周囲に蓄熱材４を配置する構成となっている。蓄熱材４の比熱容量は第１発
熱体８及び第２発熱体９より大きく設定されている。なお、第１発熱体８は上述した実施
例１の外側発熱体１と同じ組成で形成され、第２発熱体９は上述した実施例１の内側発熱
体２と同じ組成で形成されている。
このように構成された本実施例２の形態において、第１発熱体８により第２発熱体９か
ら発せられるガンマ線から熱電変換素子３を遮蔽することができる。
ら発せられるガンマ線から熱電変換素子３を遮蔽することができる。
また第１発熱体８及び第２発熱体９で熱を蓄熱材４に蓄熱することができ、蓄熱材４を
いわばバッテリーのように使うことができる。
いわばバッテリーのように使うことができる。
なお、実施例２における蓄熱材４は実施例１に示す外側発熱体（第１発熱体）１の周囲
に蓄熱材４を配置することによっても実施例２と同様の効果を得ることができる。
に蓄熱材４を配置することによっても実施例２と同様の効果を得ることができる。
また、実施例２において、蓄熱材４を省略することによって、実施例１の効果のみを得
ることができる。さらに、実施例１および実施例２において外周に放射熱量が発熱体１，
２，８，９または蓄熱材４よりも小さな材料（図示さず）を発熱体１，２，８，９または
蓄熱材４の外側に塗布または配置することで原子力電池の放射冷却を低減することができ
る。
ることができる。さらに、実施例１および実施例２において外周に放射熱量が発熱体１，
２，８，９または蓄熱材４よりも小さな材料（図示さず）を発熱体１，２，８，９または
蓄熱材４の外側に塗布または配置することで原子力電池の放射冷却を低減することができ
る。
一般に宇宙探査機では短時間にパルス動作する機器があり、従来はバッテリーを併用す
ることで高負荷運転に対応していたが、バッテリーは使用温度や寿命の問題があった。そ
こで、発熱体の放射線遮蔽材に蓄熱材を使用することでバッテリー不要、もしくは小容量
のバッテリーで高負荷運転に対応できるようにすることができる。
ることで高負荷運転に対応していたが、バッテリーは使用温度や寿命の問題があった。そ
こで、発熱体の放射線遮蔽材に蓄熱材を使用することでバッテリー不要、もしくは小容量
のバッテリーで高負荷運転に対応できるようにすることができる。
本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したも
のであり、発明の範囲を限定することは意図していない。
のであり、発明の範囲を限定することは意図していない。
これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を
逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更、組み合わせを行うことができる。
逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更、組み合わせを行うことができる。
これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲
に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
１…外側発熱体（高純度アメリシウム２４１発熱体）
２…内側発熱体（アメリシウム２４１、２４３を含む発熱体）
３…熱電変換素子
４…蓄熱材
５、５ａ…原子力電池
６…発熱体
７…放熱体
８…第１発熱体（高純度アメリシウム２４１発熱体）
９…第２発熱体（アメリシウム２４１、２４３を含む発熱体）
２…内側発熱体（アメリシウム２４１、２４３を含む発熱体）
３…熱電変換素子
４…蓄熱材
５、５ａ…原子力電池
６…発熱体
７…放熱体
８…第１発熱体（高純度アメリシウム２４１発熱体）
９…第２発熱体（アメリシウム２４１、２４３を含む発熱体）
Claims (11)
- アルファ線放出核種を発熱体として用いた原子力電池において、その発熱体を、崩壊過
程で半減期１００万年以上の核種に移行する間にエネルギー１００ｋｅＶ以上のガンマ線
を発しない放射線遮蔽材となる第１発熱体と、この第１発熱体の内側に配置され崩壊過程
で半減期１００万年以上の核種に移行する間にエネルギー１００ｋｅＶ以上のガンマ線を
発する第２発熱体とから構成したことを特徴とする原子力電池。 - アルファ線放出核種を発熱体として用いた原子力電池において、その発熱体を、崩壊過
程で半減期１００万年以上の核種に移行する間にエネルギー１００ｋｅＶ以上のガンマ線
を発しない放射線遮蔽材となる第１発熱体と、崩壊過程で半減期１００万年以上の核種に
移行する間にエネルギー１００ｋｅＶ以上のガンマ線を発する第２発熱体とから構成され
、この第２発熱体は第１発熱体を介して熱電素子が配置されていることを特徴とする原子
力電池。 - 前記第１発熱体は、同位体分離された高純度アメリシウム２４１またはプルトニウム２
３８を、金属または酸化物またはフッ化物の形で含むことを特徴とする請求項１または請
求項２記載の原子力電池。 - 前記第２発熱体は、２種以上の放射性同位体を金属または酸化物またはフッ化物の形で
含むことを特徴とする請求項１から請求項３の何れか１項記載の原子力電池。 - 前記放射性同位体は、原子炉の使用済燃料から取り出されたアメリシウム－２４１、ア
メリシウム－２４２ｍ、アメリシウム－２４３、キュリウム－２４３、キュリウム－２４
４、キュリウム－２４５、キュリウム－２４６、ネプツニウム－２３７を含むことを特徴
とする請求項４記載の原子力電池。 - 前記第１発熱体の外側に比熱容量が第１発熱体よりも大きな蓄熱材を設置することを特
徴とする請求項１から５の何れか１項記載の原子力電池。 - 前記第２発熱体の外側に比熱容量が第２発熱体よりも大きな蓄熱材を設置することを特
徴とする請求項２記載の原子力電池。 - 前記第１発熱体の外側に放射熱量が第１発熱体よりも小さな材料を塗布することを特徴
とする請求項１から５の何れか１項記載の原子力電池。 - 前記蓄熱材の外側に放射熱量が第１発熱体よりも小さな材料を塗布することを特徴とす
る請求項６記載の原子力電池。 - 前記第２発熱体の外側に放射熱量が第２発熱体よりも小さな材料を塗布することを特徴
とする請求項２記載の原子力電池。 - 前記蓄熱材の外側に放射熱量が第２発熱体よりも小さな材料を塗布することを特徴とす
る請求項７記載の原子力電池。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2021089260A JP7528026B2 (ja) | 2021-05-27 | 2021-05-27 | 原子力電池 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2021089260A JP7528026B2 (ja) | 2021-05-27 | 2021-05-27 | 原子力電池 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2022181992A true JP2022181992A (ja) | 2022-12-08 |
| JP7528026B2 JP7528026B2 (ja) | 2024-08-05 |
Family
ID=84328289
Family Applications (1)
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