WO2020040182A1 - ジェネレータとその使用方法 - Google Patents

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neutrons
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generator
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理嗣 曽根
均 國中
健 高島
崇 渡邉
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国立研究開発法人宇宙航空研究開発機構
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin

Definitions

  • the present invention relates to a generator and its use.
  • Priority is claimed on Japanese Patent Application No. 2018-154873 filed on August 21, 2018, the content of which is incorporated herein by reference.
  • thermoelectric conversion In order to secure electric power in remote places where it is difficult to generate power using solar cells, a method of securing heat energy and securing electric power by thermoelectric conversion may be used.
  • Radioisotopes radioisotopes
  • RTU radioisotope thermal unit
  • RTG radioisotope thermal generator
  • radioisotope batteries handle radioactive materials that generate strong radiation as a heat source, it is essential to consider safety management from assembly to operation. Taking space applications as an example, each country has many restrictions on launching space probes with radioisotope batteries. Further, in addition to the toxicity of plutonium itself, RTG using plutonium 238 Pu as a heat source has security problems, and in recent years it has become difficult to use it.
  • the present invention has been made in view of the above circumstances, and a generator and its use that are easy to manage safely and that can enhance flexibility in space exploration, ocean exploration, polar exploration, securing power in isolated villages, and the like.
  • the aim is to provide a method.
  • the present invention employs the following solutions.
  • the generator according to one embodiment of the present invention includes a heat source including a radioisotope substance precursor that becomes a radioisotope substance by neutron irradiation, and a control unit that controls the neutron irradiation.
  • a radioisotope substance precursor that is converted into a radioisotope substance and decomposed, that is, a substance that does not decompose before neutron irradiation is provided as a heat source substance.
  • the timing of radioisotope generation from the heat source material can be controlled by neutron irradiation.
  • the spacecraft can be controlled so that the converted radioisotope material starts to collapse at a timing sufficiently far from the ground.
  • FIG. 2 is an exploded view schematically showing a configuration of the generator according to the first embodiment of the present invention. It is a block diagram of a generator concerning a second embodiment of the present invention.
  • FIG. 9 is an exploded view schematically illustrating a configuration of a portion mounted on a spacecraft in a generator according to a second embodiment of the present invention. It is a perspective view showing typically the composition of the nuclear reactor contained in the generator concerning a second embodiment of the present invention.
  • FIG. 1 is a block diagram schematically showing a configuration of a generator (heat generator, generator, etc.) 100 according to the first embodiment of the present invention.
  • the solid arrows indicate the flow of heat, and the dashed arrows indicate the flow of electric power.
  • the generator 100 mainly includes a heat source 101, a control unit 108 for controlling neutron irradiation, a thermoelectric conversion device 103, and an RTG shell 105 including them and including a heat dissipation device 104.
  • the control unit 108 mainly includes the neutron source 102, the neutron generation unit 106, and the neutron irradiation unit 107.
  • the neutron source 102 when assuming that the neutron source 102 is mounted on a spacecraft, the case where the neutron source 102 is arranged inside the RTG shell 105 is illustrated, but even when the neutron source 102 is outside the RTG shell 105. , As long as it is located inside the spacecraft.
  • the heat source (RTG core) 101 includes a radioisotope substance precursor (a parent substance of the radioisotope).
  • This radioisotope substance precursor does not spontaneously decay and does not have the properties of a radioisotope substance by itself, but it is a neutron-assisted radioisotope substance, and when irradiated with neutrons Has the property of converting into a radioisotope substance.
  • a nuclide that can decay spontaneously by itself and has a half-life shorter than 500 million years is defined as a radioisotope. Based on this definition, it is assumed that the radioisotope precursor of the present specification cannot spontaneously decay alone, has a half-life of 500 million years or more, and is not a radioisotope.
  • the radioisotope precursor is preferably an element having a half-life of more than 24,000 years of plutonium and an element of 5 billion years or more, at least from the viewpoint of preventing collapse from occurring on the earth.
  • 232 Th bismuth 209 Bi, and thallium 203 Tl can be used.
  • thorium 232 Th is alpha-decayed, but has a half-life of about 14 billion years and can be considered to have substantially no fissile properties. preferable.
  • the radioisotope substance precursor contains at least 40% or more of thorium 232 Th as a main component.
  • the radioisotope substance precursor irradiated with neutrons is converted (activated) into a radioisotope substance (radioisotope) by neutron capture.
  • a thermoelectromotive force can be obtained through the thermoelectric converter 103 from heat generated when the radioisotope substance decays.
  • the radioisotope substance precursor is thorium 232 Th
  • thorium 232 Th is converted to uranium 233 U by neutron capture, and from the heat generated by the decay of uranium 233 U, A thermoelectromotive force can be obtained.
  • the neutron source 102 includes a raw material capable of decomposing to generate and separate neutrons. Examples of such a substance include radium 226 Ra / beryllium Be, americium 241 Am / beryllium Be, and californium 252 Cf.
  • the neutron source 102 may contain plutonium 238 Pu within a range of 5% or more and 10% or less. By including a small amount of plutonium 238 Pu, neutron generation efficiency can be improved.
  • the neutron generation means 106 has a function of generating a single neutron (separated and generated from atoms) for irradiating the radioisotope substance precursor.
  • a specific generation procedure is not limited, for example, by irradiating a neutron source material with a particle beam such as an electron beam or a proton beam using an accelerator or the like, a neutron source material provided in the neutron source 102 can be used. Can be separated and generated to generate a single neutron.
  • the ion engine is a device that includes a part that generates cations and a neutralizer (electron gun) that emits electrons generated when the cations are generated.
  • Neutrons can be generated by causing the electrons emitted from the neutralizer to collide (if possible accelerated) with an aluminum member.
  • neutrons can be generated using spontaneous fission reactions.
  • Neutrons can also be generated by performing a nuclear fusion reaction between deuterium and tritium using an accelerator or the like.
  • the neutron irradiation unit 107 has a function of irradiating neutrons generated by the neutron generation unit 106 to the radioisotope substance precursor.
  • a specific irradiation procedure is not limited, for example, a reactor type (FIG. 5) described later can be used. That is, by using a neutron reflecting material to form a passage connecting the position where the neutrons are generated and the position of the radioisotope substance precursor, the generated neutrons are guided toward the radioisotope substance precursor. As a result, the neutrons that have reached the position of the radioisotope substance precursor via the passage are irradiated on the radioisotope substance precursor.
  • the neutron irradiation means 107 has a function of controlling the timing of irradiating neutrons, and by using this, the conversion of the radioisotope substance precursor to the radioisotope substance is performed at a predetermined timing.
  • the predetermined timing is such that the spacecraft is sufficiently far from the ground (preferably in outer space (at an altitude of 100 km or more)) that the radioisotope material does not affect life on the earth even if it is diffused.
  • the outer space here means a space area that does not belong to the earth.
  • the generator 100 when the generator 100 is mounted on an unmanned space probe, a function of remotely controlling this control on the ground, on another celestial body, or in outer space, or a function of automatically controlling the timer by setting it, etc. are also included in the neutron irradiation means 107.
  • the configuration of the neutron irradiation means 107 can be simplified by performing this control by a person.
  • thermoelectric conversion device 103 a thermoelectric conversion element composed of a metal or a semiconductor (silicon, germanium, lead, tellurium, or the like) is used.
  • the terminal on the high-temperature side is connected to the heat source 101
  • the terminal on the low-temperature side is connected to the radiator 104 (outer wall of the spacecraft) that emits heat to outer space.
  • Heat generated by the heat source 101 when neutrons are captured is converted into electric power via the thermoelectric converter 103, and can be used for driving various devices that require electric power.
  • a Stirling engine generator may be used as the thermoelectric converter. This electric power may be once charged in the storage battery 109 and taken out when necessary.
  • the generator 100 be practically designed to store electric power in the storage battery 109 for a certain period of time, and to transmit the stored electric power to various devices when the electric power reaches a sufficient level. .
  • FIG. 2 is an exploded view schematically showing a configuration example 100A of the generator 100 when mounted on a spacecraft as an example, and shows a state in which a columnar heat source 101 is taken out from the RTG shell 105.
  • FIG. Here, the illustration of the thermoelectric converter 103, the neutron generation unit 106, the neutron irradiation unit 107, and the storage battery 109 is omitted.
  • a columnar heating element in which a radioisotope substance precursor is kneaded with a base material formed of carbon fiber or the like can be used.
  • a mixture of a radioisotope substance precursor and zirconium hydride ZrH1.6 in a ratio of 42:58 may be used.
  • the RTG shell 105 has a cylindrical shape with one end opened, and includes a housing portion 105A for housing the heat source 101, the thermoelectric converter 103, and the like, and a sealing portion (lid) 105B at the open end.
  • a plurality of plate-like members (heat radiating plates) 104A as the heat radiating device 104 are attached to the side wall of the housing portion 105A so as to be joined at the side surfaces.
  • the neutron source 102 is attached to the sealing portion 105B outside the RTG shell 105 is illustrated.
  • the outside of the RTG shell 105 is preferably formed of a layer mainly composed of at least one of iron, tungsten, graphite and the like.
  • a layer mainly composed of at least one of iron, tungsten, graphite and the like By covering the space in which the heat source is accommodated by this layer, the effect of suppressing neutrons leaking out of the space in which the heat source is accommodated and simultaneously reducing the speed can be obtained. As a result, it is possible to reduce damage to the equipment when the leaked neutrons collide with surrounding equipment, and to improve neutron utilization efficiency when generating radioisotopes.
  • the storage battery 109 is a lithium ion secondary battery and a film containing carbon as a main component is formed outside the RTG shell 105, the shortage of the negative electrode material of the storage battery 109 mainly made of carbon can be compensated. it can.
  • a layer containing beryllium as a main component (including 90% or more) is formed inside the RTG shell 105.
  • an effect of increasing the number of neutrons separated and generated is obtained in addition to a moderating effect of neutrons that diffuse. Due to the neutron multiplication effect, the conversion efficiency of the radioisotope substance precursor into the radioisotope substance is improved, and thus the heat energy generation as a heat source can be activated.
  • the control unit 108 irradiates the radioisotope substance precursor with neutrons to convert the radioisotope substance precursor into the radioisotope substance. Thereafter, the radioisotope material is decomposed to generate heat energy.
  • This thermal energy can be used, for example, for keeping heat inside the spacecraft, or it can be used to drive various devices mounted on the spacecraft by generating a thermoelectromotive force via the thermoelectric converter 103. .
  • the neutron source 102 does not need to have the neutron source 102 mounted on a space probe, and is, for example, a celestial body other than the earth or an artificial structure (a space station, a satellite, or the like) existing in outer space
  • a neutron source may be installed.
  • the space probe launched from the earth is once landed (connected) to the same object or the artificial structure, and neutron irradiation is performed using the neutron source installed there. Since there is no risk of affecting life on the earth, a nuclear reactor can be used as a neutron source, which can greatly increase the efficiency of neutron generation and significantly increase the heat energy generated .
  • neutron sources By installing neutron sources on multiple astronomical objects distributed in the direction away from the earth, they can function as relay points for supplying thermal energy to space probes. Increasing the number of celestial bodies that can be used as such relay points will make it possible to send and drive a space probe further away, and to expand the searchable range.
  • a neutron source other than the earth that emits neutrons may be used as the neutron source 102, and neutrons emitted from the celestial body may be irradiated to the radioisotope substance precursor.
  • the spacecraft does not need to mount the neutron source 102, the neutron generation unit 106, and the neutron irradiation unit 107, and can realize a simplified and lightweight device configuration.
  • the generator 100 includes, as a heat source material, a radioisotope substance precursor that converts to a radioisotope only when irradiated with neutrons. Therefore, the timing of radioisotope generation from the heat source material can be controlled by neutron irradiation.
  • the generator 100 when used as a radioisotope battery in a spacecraft, it is possible to control the spacecraft to start destruction of the converted radioisotope at a timing sufficiently far from the ground. This will prevent the radioisotope from affecting life on Earth, and as a result, will greatly simplify the safety management of space probes and dramatically improve the flexibility of space exploration. Can be done.
  • the generator 100 of the present embodiment can be used not as a radioisotope battery but as a simple heating means. In this case, the thermoelectric converter 103 becomes unnecessary.
  • FIG. 3 is a block diagram schematically showing a configuration of a generator 200 according to the second embodiment of the present invention.
  • the neutron source 102, the neutron generation unit 106, and the neutron irradiation unit 107 are not mounted on the spacecraft, and they are outside the RTG shell and are arranged outside the spacecraft.
  • Shall be Other configurations are the same as those of the first embodiment, and portions corresponding to the first embodiment are denoted by the same reference numerals regardless of the difference in shape.
  • FIG. 4 is an exploded view schematically showing a configuration example 200A of a portion of the generator 200 to be mounted on a spacecraft, and shows a state in which the columnar heat source 101 is taken out from the RTG shell 105.
  • FIG. Here, illustration of the thermoelectric conversion device 103 and the storage battery 109 is omitted.
  • the portion mounted on the spacecraft does not include the neutron source 102, the neutron generation unit 106, and the neutron irradiation unit 107, and therefore, simplification and weight reduction of the device configuration as compared with the same portion of the first embodiment. Can be realized.
  • FIG. 5 is a perspective view schematically showing a configuration of a nuclear reactor 110 for converting a radioisotope substance precursor into a radioisotope substance.
  • the reactor 110 mainly includes a reactor core 111 and an outer wall 112 containing the core 111.
  • the outer wall 112 is provided with a hole communicating from the core 111 to the outside of the reactor 110. This hole functions as a neutron extraction hole 113.
  • the nuclear reactor 110 also has functions as the neutron source 102, the neutron generation unit 106, and the neutron irradiation unit 107.
  • the neutrons are irradiated to the radioisotope precursor before launching the space probe.
  • a procedure for generating thermal energy using the generator 200 of the present embodiment will be described.
  • neutrons are generated by enclosing a radioisotope material such as plutonium in the core 111 on the ground and inducing a fission chain reaction of them.
  • the radioisotope substance precursor (heat source substance) constituting the heat source 101 is disposed near the reactor core 111 via the neutron extraction hole 113.
  • Neutrons generated in the core 111 spread radially from there, and a part of the neutrons enter the neutron extraction hole 113 and are irradiated to the radioisotope substance precursor disposed there.
  • the neutron-irradiated radioisotope precursor is converted to the radioisotope by neutron capture and further decays. Thermal energy is generated with this collapse.
  • the time required for the converted radioisotope substance to degrade is determined for each element constituting the radioisotope substance precursor.
  • the generator 100 including the radioisotope substance precursor (heat source) irradiated with neutrons is assembled within the time before the radioisotope substance decays, and furthermore, the generator 100 is preferably separated from the ground by 300 km or more. , More preferably, to reach outer space.
  • the timing of neutron irradiation on the ground is set so that the radioisotope precursor is converted to the radioisotope after the space probe has separated from the ground, preferably 300 km or more, and more preferably after reaching space. Need to adjust.
  • the spacecraft does not need to mount the neutron source 102, the neutron generation unit 106, and the neutron irradiation unit 107, and can realize a simplified and lightweight device configuration.

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Abstract

本発明のジェネレータ（１００）は、中性子の照射によってラジオアイソトープ物質となる、ラジオアイソトープ物質前駆体を備えた熱源（１０１）と、中性子の照射を制御する制御部（１０８）と、を有する。

Description

ジェネレータとその使用方法
　本発明は、ジェネレータとその使用方法に関する。
　本願は、２０１８年８月２１日に、日本に出願された特願２０１８－１５４８７３号に基づき優先権を主張し、その内容をここに援用する。
　遠隔地であり、太陽電池による発電が困難な場所において電力を確保するためには、熱エネルギーを確保し、熱電変換により電力を確保する手法が用いられる場合がある。
　例えば、宇宙探査においては、太陽光発電が困難になる木星より遠い深宇宙や月面での夜間電力の確保にはラジオアイソトープ（放射性同位元素）を熱源とする手法（ラジオアイソトープ・サーマル・ユニット、ＲＴＵ）や、必要におうじてこの熱を電力に変換する手法（ラジオアイソトープ・サーマル・ジェネレータ、ＲＴＧ）が適用されてきた。（特許文献１、２、非特許文献１、２）。ラジオアイソトープ電池は、一般的には、プルトニウム２３８Ｐｕやポロニウム２１０Ｐｏを熱源物質として備えたジェネレータを用い、発生した熱を熱電変換することによって、電力を供給するものである。同様の手法は、深海探査、極地探査、ジオフロント探査や、孤立集落の電力確保などでも有効になる。
　ラジオアイソトープ電池は、発熱源としては強力な放射線を発生する放射性物質を取扱うため、組立から運用に至るまで安全管理の検討が不可欠である。宇宙用途を例にとると、ラジオアイソトープ電池とともに宇宙探査機を打ち上げることについて、各国で多くの制限が設けられている。さらに、プルトニウム238Ｐｕを熱源に用いるＲＴＧは、プルトニウム自体の毒性に加え、安全保障上の問題もあり、近年使用が困難になりつつある。
米国特許第６３６５８２２号明細書 米国特許第９０９９２０４号明細書
B.C. Blanke, J.H. Birden, K.C. Jordan, E.L. Murphy, "Nuclear battery-thermocouple type summary report", AEC Research and Development Report, Monsanto research corporation, Mound laboratory, Miamisburg, Ohio, US, 1962. L.I. Shure and H.J. Schwartz, "Survey Of Electric Power Plants For Space Applications", NASA technical memorandum, TM X-52158, US, 1965.
　本発明は上記事情に鑑みてなされたものであり、安全管理が容易であり、宇宙探査、海洋探査、極地探査や孤立集落での電力確保等の自在性を高めることが可能なジェネレータとその使用方法を提供することを目的とする。
　上記課題を解決するため、本発明は以下の手段を採用している。
　本発明の一態様に係るジェネレータは、中性子の照射によってラジオアイソトープ物質となる、ラジオアイソトープ物質前駆体を備えた熱源と、前記中性子の照射を制御する制御部と、を有する。
　本発明のジェネレータとその使用方法では、中性子を照射した場合に限り、ラジオアイソトープ物質に転換して崩壊するラジオアイソトープ物質前駆体、すなわち、中性子照射前には崩壊しない物質を、熱源物質として備えている。そのため、中性子照射によって、熱源物質からのラジオアイソトープ発生のタイミングを制御することができる。
　特に、本発明のジェネレータを宇宙探査機に用いる場合には、宇宙探査機が地上から十分離れたタイミングで、転換されたラジオアイソトープ物質の崩壊が始まるように制御することができる。これにより、宇宙探査機の安全管理が画期的に容易となり、宇宙探査の自在性を画期的に向上させることができる。
本発明の第一実施形態に係るジェネレータのブロック図である。 本発明の第一実施形態に係るジェネレータの構成を、模式的に示す分解図である。 本発明の第二実施形態に係るジェネレータのブロック図である。 本発明の第二実施形態に係るジェネレータのうち、宇宙探査機に搭載する部分の構成を模式的に示す分解図である。 本発明の第二実施形態に係るジェネレータに含まれる、原子炉の構成を模式的に示す斜視図である。
　以下、本発明を適用した実施形態に係るジェネレータとその使用方法について、図面を用いて詳細に説明する。なお、以下の説明で用いる図面は、特徴を分かりやすくするために、便宜上特徴となる部分を拡大して示している場合があり、各構成要素の寸法比率などが実際と同じであるとは限らない。また、以下の説明において例示される材料、寸法等は一例であって、本発明はそれらに限定されるものではなく、その要旨を変更しない範囲で適宜変更して実施することが可能である。
＜第一実施形態＞
（ジェネレータ）
　図１は、本発明の第一実施形態に係るジェネレータ（熱の発生器、発電機等）１００の構成を、模式的に示すブロック図である。実線矢印は熱の流れを示し、破線矢印は電力の流れを示している。ジェネレータ１００は、主に、熱源１０１と、中性子の照射を制御する制御部１０８と、熱電変換装置１０３と、それらを内包し、放熱装置１０４を備えたＲＴＧシェル１０５と、を有する。制御部１０８は、主に、中性子源１０２と、中性子生成手段１０６と、中性子照射手段１０７と、で構成されている。
　例えば、宇宙探査機に中性子源１０２を搭載することを想定したとき、中性子源１０２が、ＲＴＧシェル１０５の内部に配置されている場合について例示しているが、ＲＴＧシェル１０５の外部であっても、宇宙探査機の内部に配置されていればよいものとする。
　熱源（ＲＴＧコア）１０１は、ラジオアイソトープ物質前駆体（ラジオアイソトープの親物質）を備えている。このラジオアイソトープ物質前駆体は、自発的に崩壊することがなく、単体ではラジオアイソトープ物質としての性質を有していないが、中性子アシスト型のラジオアイソトープ物質であって、中性子が照射された場合に、ラジオアイソトープ物質に転換する性質を有している。
　なお、本明細書では、単体で自発的に崩壊することができ、さらに半減期が５億年よりも短い核種を、ラジオアイソトープと定義する。この定義を踏まえ、本明細書のラジオアイソトープ物質前駆体は、単体で自発的に崩壊することができず、半減期が５億年以上であり、ラジオアイソトープでないものとする。
　ラジオアイソトープ物質前駆体としては、少なくとも地球で崩壊が始まらないようにする観点から、半減期がプルトニウムの２万４千年を超えるものであり、かつ５０億年以上の元素であることが好ましく、トリウム２３２Ｔｈ、ビスマス２０９Ｂｉ、タリウム２０３Ｔｌを用いることができる。なかでもトリウム２３２Ｔｈは、アルファ崩壊するが、半減期が約１４０億年であり、実質的に核分裂性を有していないとみなすことができるため、本実施形態のラジオアイソトープ物質前駆体としてより好ましい。ラジオアイソトープ物質前駆体は、主成分として少なくとも４０％以上のトリウム２３２Ｔｈを含んでいることが好ましい。
　中性子が照射されたラジオアイソトープ物質前駆体は、中性子捕獲によってラジオアイソトープ物質（ラジオアイソトープ）に転換（アクティベーション）される。続いて、このラジオアイソトープ物質が崩壊するときに発生する熱から、熱電変換装置１０３を介して熱起電力を得ることができる。例えば、ラジオアイソトープ物質前駆体がトリウム２３２Ｔｈである場合、これに中性子が照射されると、中性子捕獲により、トリウム２３２Ｔｈがウラン２３３Ｕに転換され、このウラン２３３Ｕの崩壊にともなう発熱から、熱起電力を得ることができる。
　中性子源１０２は、崩壊して中性子を分離・発生させることが可能な原料物質を備えている。このような物質としては、例えば、ラジウム２２６Ｒａ／ベリリウムＢｅ、アメリシウム２４１Ａｍ／ベリリウムＢｅ、カリホルニウム２５２Ｃｆ等が挙げられる。中性子源１０２には、５％以上１０％以下の範囲であれば、プルトニウム２３８Ｐｕを含んでいてもよい。微量のプルトニウム２３８Ｐｕを含むことにより、中性子の発生効率を向上させることができる。
　中性子生成手段１０６は、ラジオアイソトープ物質前駆体に照射するための単体の（原子から分離・発生した）中性子を、生成する機能を有する。具体的な生成手順については限定されないが、例えば、中性子の原料物質に対し、加速器等を用いて電子線、陽子線等の粒子線を照射することによって、中性子源１０２に備わった原料物質から中性子を分離・発生させ、単体の中性子を生成することができる。
　中性子源１０２に対して電子線の照射を行う際には、例えば、近年の深宇宙探査の分野であれば、推進機構として注目されているイオンエンジンの技術を用いることができる。
イオンエンジンは、カチオンを生成させる部分と、カチオン生成時に生まれる電子を放出させる中和器（電子銃）と、で構成される装置である。この中和器から放出される電子を、（可能であれば加速して）アルミニウム部材に衝突させることにより、中性子を生成することができる。
　また、中性子源として、例えばラジウム２２６Ｒａのようなα崩壊する元素とベリリウムＢｅを混合したものを用いる場合には、自発的な核分裂反応を利用して、中性子を発生させることができる。また、加速器等を用いて、重水素と三重水素とを核融合反応させることによって、中性子を発生させることもできる。
　中性子照射手段１０７は、中性子生成手段１０６を用いて生成した中性子をラジオアイソトープ物質前駆体に照射する機能を有する。具体的な照射手順については限定されないが、例えば、後述する原子炉型のもの（図５）を用いることができる。すなわち、中性子反射材料を用いて、中性子が発生した位置とラジオアイソトープ物質前駆体の位置とを結ぶ通路を形成することにより、生成された中性子をラジオアイソトープ物質前駆体に向けて誘導する。これにより、通路を経由してラジオアイソトープ物質前駆体の位置に到達した中性子が、ラジオアイソトープ物質前駆体に照射されることになる。
　また、中性子照射手段１０７は、中性子を照射するタイミングを制御する機能を有しており、これを用いることによって、ラジオアイソトープ物質前駆体のラジオアイソトープ物質への転換が、所定のタイミングで行われるように制御することができる。ここでの所定のタイミングは、ラジオアイソトープ物質が拡散しても地球上の生命に影響が及ばない程度に、宇宙探査機が地上から十分離れた位置（好ましくは宇宙空間（高度１００ｋｍ以上）、より好ましくは高度３００ｋｍ以上の宇宙空間）に到達したときを意味している。
また、ここでの宇宙空間は、地球に属していない空間領域を意味している。
　例として、ジェネレータ１００を無人の宇宙探査機に搭載する場合には、地上、他の天体上、あるいは宇宙空間において、この制御を遠隔操作する機能、あるいはタイマー設定して自動的に制御させる機能等も、中性子照射手段１０７に含まれることになる。ジェネレータ１００を有人の宇宙探査機に搭載する場合には、この制御を人が行うようにすることにより、中性子照射手段１０７の構成を簡略化することもできる。
　熱電変換装置１０３としては、金属、半導体（シリコン、ゲルマニウム、鉛、テルル等）で構成された熱電変換素子が用いられる。ここでは、熱電変換素子の２つの端子のうち、高温側の端子が熱源１０１に接続され、低温側の端子が宇宙空間に熱を放出する放熱装置１０４（探査機の外壁）に接続される。中性子を捕獲したときに熱源１０１が発する熱は、この熱電変換装置１０３を介して電力に変換され、電力を必要とする様々な機器の駆動に用いることができる。熱電変換装置としてはスターリングエンジン発電機を用いてもよい。この電力は、一旦、蓄電池１０９に充電しておいて必要な時に取り出してもよい。
　なお、ラジオアイソトープ物質の崩壊の際に発生した熱のうち、熱電変換素子で変換されるのは１０～１５％程度であり、短時間で単発的に得られる電力は小さく、例えば宇宙探査機内の場合には、各種機器を駆動できるレベルの大きさではない。そのため、ジェネレータ１００は、現実的には、一定時間、蓄電池１０９に電力を蓄え、電力が十分なレベルの大きさとなったときに、蓄えた電力を各種機器に送るように設計されることが好ましい。
　図２は、例として宇宙探査機に搭載する場合のジェネレータ１００の一構成例１００Ａを、模式的に示す分解図であり、ＲＴＧシェル１０５から、柱状の熱源１０１を取り出した状態を示している。なお、ここでは熱電変換装置１０３、中性子生成手段１０６、中性子照射手段１０７、蓄電池１０９の図示を省略している。
　このタイプのジェネレータ１００において、熱源１０１としては、炭素繊維等で形成された基材に対し、ラジオアイソトープ物質前駆体が練り込まれた柱状の発熱体を用いることができる。あるいはラジオアイソトープ物質前駆体と水素化ジルコニウムＺｒＨ１．６について４２：５８の割合の混合物でもよい。
　ＲＴＧシェル１０５は、一端が開口した筒状をなし、熱源１０１、熱電変換装置１０３等を収容する収容部１０５Ａと、開口端の封止部（蓋体）１０５Ｂと、で構成されている。収容部１０５Ａの側壁には、放熱装置１０４として、複数の板状の部材（放熱板）１０４Ａが、側面部分で接合されるように取り付けられている。ここでは、中性子源１０２が、ＲＴＧシェル１０５の外部において、封止部１０５Ｂに取り付けられている場合について例示している。
　ＲＴＧシェル１０５の外側は、鉄、タングステン、グラファイト等のうち、少なくとも一つの材料を主成分とする層で形成されていることが好ましい。この層で熱源が収容される空間を覆うことにより、熱源が収容される空間外へ漏洩しようとする中性子の抑制と減速の効果が同時に得られる。その結果、漏洩した中性子が周囲の機器に衝突する際の機器のダメージを軽減することと同時に、ラジオアイソトープ生成の際の中性子利用効率が向上する。
　なお、蓄電池１０９がリチウムイオン二次電池であって、炭素を主成分とする膜がＲＴＧシェル１０５の外側に形成されている場合、主に炭素からなる蓄電池１０９の負極材料の不足を補うことができる。
　同様に、ＲＴＧシェル１０５の内側は、ベリリウムを主成分（９０％以上含む）とする層が形成されていることが好ましい。ベリリウムを主成分とする層では、拡散する中性子の減速効果に加え、分離・発生する中性子の数を増倍する効果（中性子増倍効果）が得られる。中性子増倍効果によって、ラジオアイソトープ物質前駆体のラジオアイソトープ物質への転換効率が向上し、ひいては熱源としての熱エネルギー生成を活発化することができる。
（ジェネレータの使用方法）
　上述した構成を有するジェネレータ１００を使用して、宇宙探査機の熱エネルギーを生成（供給）する手順について説明する。
　まず、ラジオアイソトープ電池としてのジェネレータ１００を搭載した、宇宙探査機を打ち上げる。
　次に、宇宙探査機が地上から十分離れたとき、好ましくは宇宙空間に到達したとき（通常は高度１００ｋｍ以上を宇宙空間とする）離れたとき、より好ましくは高度２００ｋｍ以上に到達したときに、制御部１０８を用いて、ラジオアイソトープ物質前駆体への中性子の照射を行い、ラジオアイソトープ物質前駆体をラジオアイソトープ物質に転換させる。その後、このラジオアイソトープ物質が崩壊することによって、熱エネルギーが生成される。
　この熱エネルギーは、例えば、宇宙探査機内の保温に用いることもできるし、熱電変換装置１０３を介して熱起電力を発生させ、宇宙探査機に搭載される様々な機器の駆動に用いることもできる。
（変形例１）
　中性子源１０２は、上述したように、宇宙探査機に中性子源１０２を搭載されている必要はなく、例えば、地球以外の天体、または宇宙空間に存在する人工構造物（宇宙ステーション、人工衛星等）に、中性子源を設置してもよい。この場合、地球から打ち上げられた宇宙探査機を、一旦、同天体または同人工構造物に着陸（接続）させ、そこに設置された中性子源を用いて中性子の照射を行うことになる。地球上の生命に影響が及ぶ虞がないため、中性子源として原子炉を用いることができ、これにより、中性子の発生効率が大幅に向上し、生成される熱エネルギーを大幅に増大させることができる。
　地球から離れる方向に分布する複数の天体に、同様に中性子源を設置してゆけば、それらは、宇宙探査機の熱エネルギーを補給する中継地点として機能させることができる。こうした中継地点となる天体を増やしてゆけば、それらを利用して、宇宙探査機をより遠くに送って駆動させることが可能となり、探査可能な範囲を広げてゆくことができる。
（変形例２）
　ここまでに挙げた例とは異なり、中性子源１０２として、中性子を放出している地球以外の天体を用い、天体から放射される中性子をラジオアイソトープ物質前駆体に照射させてもよい。この場合の宇宙探査機は、中性子源１０２、中性子生成手段１０６、中性子照射手段１０７を搭載する必要がなく、装置構成の簡略化と軽量化を実現することができる。
　以上で説明したように、本実施形態に係るジェネレータ１００では、中性子が照射された場合に限り、ラジオアイソトープに転換するラジオアイソトープ物質前駆体を、熱源物質として備えている。そのため、中性子照射によって、熱源物質からのラジオアイソトープ発生のタイミングを制御することができる。
　したがって、ジェネレータ１００をラジオアイソトープ電池として宇宙探査機に用いる場合、宇宙探査機が地上から十分離れたタイミングで、転換されたラジオアイソトープ物質の崩壊が始まるように制御することができる。これにより、ラジオアイソトープが地球上の生命に影響を及ぼすのを防ぐことができ、その結果として、宇宙探査機の安全管理が画期的に容易となり、宇宙探査の自在性を画期的に向上させることができる。
　なお、本実施形態のジェネレータ１００は、ラジオアイソトープ電池としてではなく、単なる加熱手段として用いることも可能である。この場合、熱電変換装置１０３が不要となる。
＜第二実施形態＞
　図３は、本発明の二実施形態に係るジェネレータ２００の構成を、模式的に示すブロック図である。本実施形態では、宇宙探査機に、中性子源１０２、中性子生成手段１０６、中性子照射手段１０７を搭載しないことを想定し、それらがＲＴＧシェルの外部であり、かつ宇宙探査機の外部に配置されているものとする。その他の構成については、第一実施形態の構成と同様であり、第一実施形態と対応する箇所については、形状の違いによらず、同じ符号で示している。
　図４は、ジェネレータ２００のうち、宇宙探査機に搭載する部分の一構成例２００Ａを、模式的に示す分解図であり、ＲＴＧシェル１０５から、柱状の熱源１０１を取り出した状態を示している。なお、ここでは熱電変換装置１０３、蓄電池１０９の図示を省略している。本実施形態において宇宙探査機に搭載する部分は、中性子源１０２、中性子生成手段１０６、中性子照射手段１０７を含まない分、第一実施形態の同部分に比べて装置構成の簡略化と軽量化を実現することができる。
　図５は、ラジオアイソトープ物質前駆体をラジオアイソトープ物質に転換するための原子炉１１０の構成を、模式的に示す斜視図である。原子炉１１０は、主に、炉心１１１とそれを内包する外壁１１２とで構成されている。外壁１１２には、炉心１１１から原子炉１１０の外部まで連通する孔が設けられている。この孔は、中性子取り出し孔１１３として機能するものである。本実施形態では、この原子炉１１０が、中性子源１０２、中性子生成手段１０６、中性子照射手段１０７としての機能を兼ね備えている。
（熱エネルギー生成方法）
　本実施形態では、宇宙探査機の打ち上げ前に、ラジオアイソトープ物質前駆体に対して中性子を照射する。本実施形態のジェネレータ２００を用い、熱エネルギーを生成する手順について説明する。
　まず、地上においてプルトニウム等のラジオアイソトープ物質を炉心１１１に封入し、それらの核分裂連鎖反応を誘起することによって、中性子を発生させる。
　次に、地上において、ラジオアイソトープ電池の組み立て直前に、熱源１０１を構成するラジオアイソトープ物質前駆体（熱源物質）を、中性子取り出し孔１１３を経由して炉心１１１の近くに配置する。
　炉心１１１で生成された中性子は、そこから放射状に広がって進み、そのうちの一部は、中性子取り出し孔１１３に入り、そこに配置されているラジオアイソトープ物質前駆体に照射される。中性子を照射されたラジオアイソトープ物質前駆体は、中性子捕獲によってラジオアイソトープ物質に転換し、さらに崩壊する。この崩壊に伴って熱エネルギーが生成される。
　なお、転換したラジオアイソトープ物質が崩壊するまでに要する時間は、ラジオアイソトープ物質前駆体を構成する元素ごとに決まっている。本実施形態では、このラジオアイソトープ物質が崩壊するまでの時間以内に、中性子を照射されたラジオアイソトープ物質前駆体（熱源）を備えたジェネレータ１００を組み立て、さらに、地上から好ましくは３００ｋｍ以上離れさせること、より好ましくは宇宙空間に到達させることが求められる。
つまり、宇宙探査機が地上から好ましくは３００ｋｍ以上離れた後、より好ましくは宇宙空間に到達した後に、ラジオアイソトープ物質前駆体がラジオアイソトープ物質に転換するように、地上での中性子の照射のタイミングを調整する必要がある。
　本実施形態のジェネレータ２００を用いた場合にも、宇宙探査機が地上から十分離れたタイミングで、ラジオアイソトープ物質前駆体の崩壊が始まるように、中性子の照射を制御することができる。これにより、ラジオアイソトープが地球上の生命に影響を及ぼすのを防ぐことができ、その結果として、宇宙探査機の安全管理が画期的に容易となり、宇宙探査の自在性を画期的に向上させることができる。
　さらに、本実施形態のジェネレータ２００では、中性子の生成・照射・制御を地上で行う。そのため、宇宙探査機は、中性子源１０２、中性子生成手段１０６、中性子照射手段１０７を搭載する必要がなく、その装置構成の簡略化・軽量化を実現することができる。
１００、２００・・・ジェネレータ
１００Ａ、２００Ａ・・・宇宙探査機に搭載する部分
１０１・・・熱源
１０２・・・中性子源
１０３・・・熱電変換装置
１０４・・・放熱装置
１０４Ａ・・・放熱板
１０５・・・ＲＴＧシェル
１０５Ａ・・・収容部
１０５Ｂ・・・封止部
１０６・・・中性子生成手段
１０７・・・中性子照射手段
１０８・・・制御部
１０９・・・蓄電池
１１０・・・原子炉
１１１・・・炉心
１１２・・・外壁
１１３・・・中性子取り出し孔

Claims (11)

  1. 　中性子の照射によってラジオアイソトープ物質となる、ラジオアイソトープ物質前駆体を備えた熱源と、
    　前記中性子の照射を制御する制御部と、を有することを特徴とするジェネレータ。
  2. 　前記ラジオアイソトープ物質前駆体の半減期が、５０億年以上であることを特徴とする請求項１に記載のジェネレータ。
  3. 　前記ラジオアイソトープ物質前駆体がトリウムを主成分として含むことを特徴とする請求項１または２のいずれかに記載のジェネレータ。
  4. 　前記制御部が、
    　中性子源と、
    　前記中性子源から前記中性子を生成する中性子生成手段と、
    　生成した前記中性子を所定のタイミングで、前記ラジオアイソトープ物質前駆体に照射する中性子照射手段と、で構成されていることを特徴とする請求項１に記載のジェネレータ。
  5. 　前記中性子源がプルトニウムを含むことを特徴とする請求項４に記載のジェネレータ。
  6. 　前記ラジオアイソトープ物質前駆体に接続された熱電変換装置を有することを特徴とする請求項４または５のいずれかに記載のジェネレータ。
  7. 　前記中性子源が、前記熱源を収容する空間の内部に配置されていることを特徴とする請求項４～６のいずれか一項に記載のジェネレータ。
  8. 　前記中性子源が、前記熱源を収容する空間の外部に配置されていることを特徴とする請求項４～６のいずれか一項に記載のジェネレータ。
  9. 　前記熱源を収容する空間が、鉄、タングステン、グラファイトのうち、少なくとも一つの材料を主成分とする層で覆われていることを特徴とする請求項１～８のいずれか一項に記載のジェネレータ。
  10. 　請求項１～９のいずれか一項に記載のジェネレータを使用して、宇宙探査機の熱エネルギーを生成するためのジェネレータの使用方法であって、
    　前記宇宙探査機の打ち上げ前に、前記ラジオアイソトープ物質前駆体に対して中性子を照射し、
    　前記宇宙探査機が宇宙空間に到達した後に、前記ラジオアイソトープ物質前駆体がラジオアイソトープ物質に転換するように、前記中性子の照射のタイミングを調整することを特徴とするジェネレータの使用方法。
  11. 　前記ラジオアイソトープ物質前駆体に照射する中性子を、アルミニウム部材に粒子線を照射して発生させることを特徴とする請求項１０に記載のジェネレータの使用方法。
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