РАДИОХИМИЯ, 2022, том 64, № 3, с. 281-288

УДК 661.879.36

РАДИОНУКЛИДЫ ДЛЯ β-ВОЛЬТАИЧЕСКИХ АТОМНЫХ

БАТАРЕЙ (МИНИАТЮРНЫХ, ЭНЕРГОЕМКИХ, С

МНОГОЛЕТНИМ СРОКОМ СЛУЖБЫ)

В. Н. Вербецкий^б, Н. Н. Баранов^в, А. А. Мандругин^г

^а ООО «ЭкоБиоЭнергия», 156005 Кострома, ул. Свердлова, д. 88.

^б Институт динамики геосфер РАН, 119334, Москва, Ленинский пр., д. 38, корп. 1

^в Объединенный институт высоких температур РАН, 125412, Москва, ул. Ижорская, д. 13, стр. 2

^г Московский государственный университет им. М.В. Ломоносова, 119991, Москва, Ленинские горы, д. 1

*e-mail: levtsvet@gmail.com

Поступила в редакцию 20.04.2021, после доработки 01.12.2021, принята к публикации 08.12.2021

Миниатюризация изделий микросистемной техники с энергопотреблением на уровне милли- и

микроватт требует соответствующего уменьшения характерных размеров индивидуальных источников

энергии и увеличения длительности их действия, иначе не удастся обеспечить должную автономность и

длительность действия перспективных разработок. Наиболее актуально проблема проявляется в сфере

информационных технологий, медицине и космической деятельности. Согласно этой потребности,

наблюдается постоянное совершенствование традиционных (химических, пьезоэлектрических и т.д.)

источников в рамках существенных объективных ограничений. Значительные новые перспективы

открываются, если в качестве источника энергии применить энергию, выделяющуюся при

радиоактивном распаде. Удельный (на единицу массы) запас энергии радионуклидов превышает этот

параметр наилучших химических источников в сотни тысяч раз. В статье анализируется, какие из

известных радионуклидов удовлетворяют соответствующим требованиям и могут быть применены

для решения проблемы разработки и серийного выпуска радиационно-безопасных β-вольтаических

атомных батарей длительного срока действия.

Ключевые слова: радионуклид, период полураспада, β-излучение, удельная мощность, α-излучение,

β-вольтаическая атомная батарея.

DOI: 10.31857/S003383112203011X, EDN: FQODNW

ВВЕДЕНИЕ

отрицательных температурах, отсутствием само-

разряда. Продолжительность автономной непре-

Принцип действия β-вольтаической атомной ба-

рывной работы может исчисляться десятилетиями

тареи (далее АБ) аналогичен работе фотоэлектри-

[4-7].

ческих (солнечных) батарей с той разницей, что в

Анализ публикаций показывает, что интерес к

β-вольтаических АБ неосновные носители заряда

разработке и созданию АБ в последние годы зна-

(электрон-дырка) в полупроводнике с р-n-перехо-

чительно вырос, хотя технологическое и производ-

дом образуются под действием β-частиц, испуска-

ственное становления их выпуска по-прежнему на-

емых радионуклидом, а не фотонов солнечного из-

ходится в начальной стадии развития [7-15].

лучения [1-3]. АБ представляют собой новый класс

надежных, бесперебойных и долговечных источни-

Выходные параметры АБ - величина рабочего

ков электропитания. По сравнению с химически-

тока, напряжение, удельные энергетические харак-

ми источниками тока АБ обладают на 3-4 порядка

теристики, срок службы - в основном определяют-

большей энергоемкостью, устойчивой работой при

ся характеристиками используемого радионуклида.

281

282

ЦВЕТКОВ и др.

В данной работе ставится задача обосновать вы-

Таблица 1. Радионуклиды - β-излучатели [18-20]

бор радионуклидов для создания серийных β-воль-

Максимальная энергия

Период

таических АБ с точки зрения соответствия их ра-

Радионуклид

β-частиц и γ-квантов

полураспада

(при наличии), кэВ

диационно-физических характеристик и с учетом

Никель-63

100.1 года

66.7

реальных возможностей промышленного выпуска

таких радионуклидов.

Стронций-90

28.8 года

546; γ 1700 (100%)

Характерные особенности радионуклидов

Тритий

12.3 года

18.6

как первичных источников энергии для β-воль-

Криптон-85

10.7 года

687.1; 173; γ 514

таических батарей. Выбор радионуклида, исполь-

(0.43%)

зуемого в радионуклидном источнике питания в

Сера-35

87 сут

167.1

качестве первичного источника энергии, основы-

Фосфор-32

14.2 сут

1710.6

вается на сравнительном анализе таких характери-

Углерод-14

5730 лет

156.4

стик, как тип и энергия распада, период полурас-

Кальций-45

162 сут

256.8

пада, мощность дозы, создаваемой радионуклидом

Прометий-147

2.62 года

224.1

при его производстве в промышленном масштабе,

Радий-228

5.75 года

45.9

стоимость его наработки. Два важных параметра

АБ - длительность работы и удельная мощность -

В итоге получается, что для создания малогаба-

обусловлены основным принципом радиоактивно-

ритных атомных батарей с широкой сферой приме-

го распада: чем короче период полураспада, тем

нения, включающей терапевтическую медицину,

выше удельная мощность, а для использования в

предпочтение следует отдать β-излучателям, при-

АБ радионуклиды должны удовлетворять ряду до-

чем желательно низкоэнергетическим, чтобы в ка-

полнительных специфических требований [3, 4].

честве преобразователя можно было использовать

Для достижения стабильных во времени электриче-

полупроводники и при этом не возникало проблем

ских параметров АБ период полураспада использу-

с обеспечением радиационной стойкости полупро-

емого радионуклида должен превосходить или, по

водникового преобразователя.

крайней мере, быть соизмерим с заданным сроком

службы АБ. При этом:

Это не исключает, однако, возможность при-

менения α-активных радионуклидов в батареях с

- средняя энергия испускаемых радионуклидом за-

ряженных частиц не должна превышать порога ра-

непосредственным сбором заряда, фотоэлектриче-

диационных нарушений структуры используемого

ских или основанных на механических колебаниях

преобразователя;

консоли [4, 17].

- радионуклид должен производиться в промыш-

Радионуклиды - β-излучатели. Значительное

ленном масштабе в достаточных количествах при

количество техногенных (получаемых искусствен-

относительно низкой стоимости;

ным путем) радионуклидов образуется при работе

ядерного реактора в виде осколков деления ядерно-

- используемый радионуклид не должен создавать

го горючего. Кроме того, большое количество не-

дозиметрических проблем при эксплуатации АБ

осколочных радионуклидов может быть получено

(недопустимо присутствие γ-квантов, тормозного и

путем облучения стабильных изотопов (мишеней)

рентгеновского излучений). Источник питания сле-

в ядерном реакторе.

дует изготавливать на основе радионуклидов, име-

ющих только «чистое» β-излучение.

В табл. 1 перечислены основные β-излучающие

радионуклиды, которые в принципе доступны для

Основным препятствием для использования в

получения.

атомных батареях радионуклидов α-излучателей

является тот факт, что энергия α-частиц составляет

Критически анализируя представленную в

около 5 МэВ, что более чем на порядок превышает

табл. 1 выборку β-излучателей, можно установить,

порог радиационных нарушений известных полу-

что для создания долговечной и безопасной АБ

проводников [16].

пригодны далеко не все из них.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 3 2022

АДИОНУКЛИДЫ ДЛЯ β-ВОЛЬТАИЧЕСКИХ АТОМНЫХ БАТАРЕЙ

283

Таблица 2. Основные характеристики β-излучателей для АБ

β-Активный радионуклид

Характеристика

тритид титана

никель-63

углерод-14

тритий Т

TiT

Плотность, г/см³

8.75

1.87

2.68 × 10^-4

4.05

Период полураспада Т_1/2, годы (с)

100.1

5730

12.26

(3.16 × 10⁹)

(1.808 × 10¹¹)

(3.87 × 10⁸)

Постоянная распада λ, с^-1

2.19 × 10^-10

3.83 × 10^-12

1.791 × 10^-9

Энергия β-частиц, кэВ: максимальная (средняя)

65.9 (17)

156 (50)

18.61

(5.69)

18.61

(5.69)

Концентрация радионуклида, см^-3

8.36 × 10²²

8.03 × 10²²

2.69 × 10¹⁹

9.05 × 10²²

Удельная активность, Ки/см³ (Ки/г)

495 (56.6)

8.31

(4.44)

2.6_н.у. (9720)

4381 (1082)

Энерговыделение, мкВт/Ки

101

296

33.7

Энерговыделение, мВт/см³

49.9

2.46

0.088

148

Энерговыделение, мВт/г

5.7

1.32

328

36.5

Запас энергии до полного распада изотопа в 1 г

7230

95540

5083

5658

излучателя, Вт·ч

Стронций-90 - чистый β-излучатель и имеет

уже есть некоторый опыт практического освоения

удобный период полураспада, но энергия β-частиц

миниатюрной батареи на его основе [2, 4].

слишком велика. К тому же стронций-90 находит-

В итоге остаются три потенциальных радиону-

ся в равновесии с дочерним радионуклидом иттри-

клида, претендующие на использование в серийной

ем-90, и в результате на каждые 10000 актов распада

АБ - тритий, углерод-14 и никель-63. В связи с этим

стронция возникает один жесткий γ-квант с энерги-

рассмотрим и проанализируем радиационно-физи-

ей 1.7 МэВ, что неприемлемо из-за возникновения

ческие и энергетические характеристики этих β-из-

дозиметрических проблем.

лучателей, а также реально существующие возмож-

ности их промышленной наработки.

Криптон-85 тоже имеет слишком жесткое излу-

чение, к тому же по агрегатному состоянию это газ,

Характеристика β-излучателей, пригодных

для создания β-вольтаических АБ. В табл. 2 при-

что создает трудности при создании АБ.

ведены основные характеристики β-излучателей,

Сера-35, фосфор-32 и кальций-45 имеют корот-

пригодных для применения в β-вольтаических

кий период полураспада, а у фосфора-32 неприем-

источниках электрического питания. Кроме назван-

лемо жесткое β-излучение. Получение кальция-45 и

ных выше изотопов, в табл. 2 включены данные по

радия-228 в промышленном масштабе невозможно.

тритиду титана TiT₂, который можно рассматривать

Прометий-147, выделяемый из осколков деле-

в качестве наиболее вероятного носителя трития в

ния при радиохимической переработке облученно-

β-вольтаических АБ.

го ядерного топлива, загрязнен другими изотопами

Рассматривая целесообразность использования

прометия, в том числе жестким гамма-излучателем

радионуклидного соединения в β-вольтаической

прометием-146. Глубокая очистка от него - слож-

батарее, помимо его энергетических характеристик

ная и дорогостоящая задача изотопного разделения.

необходимо коснуться радиационных нагрузок,

Это обстоятельство, а также относительно корот-

связанных с возможным присутствием в конечном

кий период полураспада заставляют исключить

соединении посторонних γ-излучающих примесей.

прометий-147 из числа претендентов на роль β-из-

Конечно, хотелось бы использовать в АБ абсолютно

лучателя для долгоживущей АБ, невзирая на то, что

«чистые» (мононуклидные) вещества, состоящие

РАДИОХИМИЯ том 64 № 3 2022

284

ЦВЕТКОВ и др.

только из целевых радионуклидов и свободные от

собами на подложки определенных размеров или

любых других «ненужных» источников излучений.

непосредственно на поверхность полупроводнико-

Однако нередко полностью избавиться от примесей

вого преобразователя [21, 22].

нереально. Эта проблема не актуальна для трития,

До настоящего времени никель-63 получали пу-

который не подвержен загрязнению радиоактивны-

тем облучения мишеней из никеля-62 в ядерном

ми примесями. Нерадиоактивные примеси в виде

реакторе СМ-2 с супервысоким потоком нейтронов

водорода, дейтерия, гелия отделяются хорошо ос-

[10¹⁵ н/(см²·с)]. По такой технологической схеме

военными методами.

никель-63 можно получать только в небольших ко-

Углерод-14 производится в ядерном реакторе

личествах (десятки кюри в год) и при невысоком (на

путем облучения азота (в виде его химических со-

уровне 15-18%) содержании его в конечном препа-

единений) и не подвержен загрязнению другими

рате [23]. Эти факторы не позволяли прогнозиро-

изотопами углерода, но может быть разбавлен ими

вать целесообразность его использования для АБ.

при последующей обработке с соответствующим

Интерес к никелю-63 как перспективному ради-

снижением и без того малой величины удельной

онуклиду для АБ значительно возрос после того,

мощности. Поэтому к технологии и составу исполь-

как была технически и экономически обоснована

зуемых материалов при выделении углерода-14 из

новая концепция промышленного производства ни-

облученной мишени предъявляются весьма жест-

келя-63 (десятки кг в год) с обогащением (концен-

кие требования, усложняющие и удорожающие

трацией) его в конечном продукте не менее чем до

процесс его производства.

80% на действующих предприятиях Росатома [24,

Никель-63 образуется в ядерном реакторе всегда

25]. В настоящее время никель-63 рассматривается

в смеси со стартовым и другими изотопами никеля

как приоритетный радионуклид для создания на его

и загрязняется побочно образующимися γ-излуча-

основе β-вольтаических АБ со сроками службы 30

телями, из которых наиболее активным и «вред-

и более лет.

ным» является кобальт-60 с неудобным периодом

Тритий

полураспада 5.2 года. Возникает необходимость до-

Тритий при нормальных условиях представля-

полнительной радиохимической очистки, удовлет-

ет собой двухатомный газ, в связи с чем создание

воряющей весьма жестким требованиям к содержа-

на его основе эффективных источников излучения

нию примесей [21, 22].

является достаточно сложной технической задачей.

Перспективы использования радионуклидов

Использование жидкого трития трудноосуществи-

в составе β-вольтаических АБ. Для практическо-

мо. Применять газообразный тритий под высоким

го применения конкретного радионуклида в β-воль-

давлением сложно технически и опасно при эксплу-

таической АБ рассмотрим возможность создания

атации. Рассмотрим некоторые более реальные тех-

на его основе источника излучения, обладающего

нологические возможности использования трития в

определенной технологичностью для интеграции

АБ.

его с полупроводниковым преобразователем, а так-

Применение гидридов. Гидриды - твердые ве-

же существующие возможности получения такого

щества, поддающиеся разным видам обработки, и

радионуклида в достаточно большом количестве.

их использование, видимо, есть реальный путь соз-

Никель-63

дания работоспособной конструкции эффективного

источника β-излучателя с тритием.

Радионуклид никель-63 является чистым β-из-

лучателем, средняя энергия β-частиц 17 кэВ, что

Литературных данных по тритидам мало, поэ-

значительно ниже порога возникновения радиаци-

тому воспользуемся обширными данными по изу-

онных нарушений полупроводников. После ради-

чению свойств их аналогов - гидридов [26]. Вви-

оактивного распада образуется медь. Никель - это

ду малого размера атома и высокой диффузионной

пластичный металл, легко поддающийся механиче-

способности водород способен хемосорбироваться

ской обработке. β-Излучатели на основе никеля-63

и внедряться в решетку твердого металла, сплава

можно изготавливать в виде металлической фольги

или интерметаллида с образованием химического

или микронных слоев, наносимых различными спо-

соединения - гидрида. Для многих металлов воз-

РАДИОХИМИЯ том 64 № 3 2022

АДИОНУКЛИДЫ ДЛЯ β-ВОЛЬТАИЧЕСКИХ АТОМНЫХ БАТАРЕЙ

285

можная степень насыщения так велика, что концен-

много меньше 0.1 МПа - LaNi5-xM_x (M = Al, Mn),

трация водорода в единице объема гидрида суще-

Ti₂Ni и ZrNi [27-31].

ственно больше, чем в случае жидкого водорода.

Углерод-14

Наиболее емкими по водороду являются гидриды

Природный углерод состоит из двух стабиль-

титана, лития, магния, кальция, скандия, цирко-

ных изотопов ¹²С (содержание в природной смеси

ния, содержащие от 530 до 1400 см³ водорода в 1 г

98.93%) и ¹³С (1.07%) и одного радиоактивного

гидрида.

изотопа ¹⁴С, сосредоточенного в атмосфере, верх-

Интерметаллиды

ней части земной коры и океанах. Углерод-14 по-

стоянно образуется в нижних слоях стратосферы

В качестве перспективных материалов для соз-

в результате воздействия нейтронов космического

дания АБ, кроме гидридов металлов, привлекают

излучения на ядра азота по реакции ¹⁴N(n,р)¹⁴C.

внимание гидриды интерметаллических соедине-

Углерод-14 является чистым β-излучателем, как

ний. Интерметаллические соединения (ИМС) (ин-

было указано ранее, с очень большим периодом

терметаллиды, интерметаллические фазы, металли-

полураспада - Т_1/2 = 5730 лет, что определило его

ды) - химические соединения двух и более метал-

основное применение в геологии, археологии для

лов между собой. В плотнейших кристаллических

радиоактивного датирования, а также в качестве ра-

упаковках структур ИМС имеются октаэдрические

диоактивной метки в научных исследованиях.

и (или) тетраэдрические междоузлия, в которые мо-

гут внедряться атомы меньшего размера (H, N, C) с

Для практического применения углерод-14 по-

лучают путем облучения в ядерном реакторе без-

образованием на этой основе гидридов, нитридов,

карбидов.

углеродных мишеней, содержащих соединения

азота, такие как нитраты кальция (приоритетно),

Среди ИМС, образующих гидриды в сравнитель-

натрия, калия, нитрид алюминия и другие соедине-

но мягких условиях, особое внимание привлекают

ния азота. Для исключения изотопного разбавления

те, в состав которых входят металлы, в подобных

и без того низкой величины удельной мощности

условиях гидридов не образующие. Таким метал-

углерода-14 (1.32 мВт/г) радиохимическая очистка

лом, в частности, является никель. Интерметалли-

облученных мишеней должна проводиться с безу-

ды, в которых никель является одним из компонен-

глеродными реактивами, что создает значительные

тов, для β-вольтаики представляют особый интерес,

трудности в случае необходимости наработки ради-

поскольку в этом случае возможно при использова-

онуклида ¹⁴С в больших объемах.

нии радиоактивного никеля-63, получить суммар-

По-видимому, поэтому прогнозируемый объем

ный поток β-частиц от трития и никеля-63.

мирового производства углрода-14 в обозримом

Типичным представителем таких интерметал-

будущем находится на уровне ~1000 Ки в год, что

лических соединений является LaNi₅, образующий

явно недостаточно для производства на его основе

гидрид LaNi₅H₆ при 20°С и давлении 0.25 МПа.

даже небольшого количества АБ [32]. Кроме того,

Расчет показывает, что в тритиде LaNi_4.5T_6.7 с при-

следует учитывать, что высокая биологическая ак-

родным никелем удельное энерговыделение состав-

тивность углерода, являющегося обязательным

ляет 133 мВт/см³, а замена природного никеля на

элементом любого органического соединения, тре-

никель-63 с обогащением 80% увеличивает энер-

бует принятия дополнительных мер для исключе-

говыделение до 160 мВт/см³, или на 16%, причем

ния выхода углерода-14 в окружающую среду, т.е.

со временем относительный вклад никеля растет. В

обеспечение сохранности целостности корпуса АБ

начальный момент времени интерметаллид с нике-

в экстремальных ситуациях, например при пожаре

лем-63 и тритием выделяет примерно в 3 раза боль-

или в случае возникновения сильных механических

ше энергии, чем такой же объем (или масса) нике-

воздействий.

ля-63.

Изменения энергетических характеристик

Для практического применения наиболее пред-

β-излучателей во времени. Для определения про-

почтительными представляются гидриды интерме-

гнозируемого срока службы АБ (при отсутствии

таллических соединений с давлением диссоциации

деградации полупроводникового преобразователя)

РАДИОХИМИЯ том 64 № 3 2022

286

ЦВЕТКОВ и др.

Таблица 3. Изменение во времени мощности, выделяемой 1 г β-излучателя (мВт/г)

Время, лет

TiT₂

⁶³Ni

¹⁴C

Время, лет

TiT₂

⁶³Ni

¹⁴C

36.5

5.7

1.32

2.17

4.03

1.312

27.5

5.51

1.32

0.70

3.51

1.309

20.76

5.32

1.32

100

0.129

2.86

1.304

11.8

4.96

1.317

200

0.000457

1.43

1.288

6.71

4.63

1.315

500

2.02 × 10^-11

0.18

1.243

3.82

4.32

1.314

1000

1.12 × 10^-23

0.00567

1.170

Таблица 4. Расчетный срок службы атомных батарей

Допустимое снижение мощности в

Срок службы батареи, лет

конце периода эксплуатации, %

прометий-147

тритий ³¹Н

никель-63

углерод-14

0.4

870

0.85

~ 4

1850

1.35

6.3

2950

1.9

4200

представляет интерес рассчитать и проанализиро-

тритид титана, от времени совпадает с характери-

вать временные изменения энергетических характе-

стиками β-излучателей, содержащих тритий.

ристик β-излучателя. С течением времени удельная

В абсолютных единицах (мВт/г) в табл. 3 при-

ведены результаты расчета изменения величины

мощность β-излучателя уменьшается по закону ра-

энергии, выделяемой 1 г β-излучателя за период до

диоактивного распада. В относительных единицах

1000 лет.

это показано на рис. 1 для трех основных нуклидов

Срок службы атомной батареи можно опреде-

(⁶³Ni, T₂, ¹⁴C). Для сравнения приведена кривая для

лить как период, в течение которого мощность сни-

интерметаллида LaNi₅T_6.7, улучшающего параме-

зится до заданного уровня, допустимого в конце

тры тритиевой батареи в конце срока действия (в

эксплуатации. Соответствующий расчет представ-

качестве никеля используется никель-63), и про-

лен в табл. 4.

метия-147, уже использовавшегося ранее. Зависи-

Вывод из анализа результатов расчетных иссле-

мость характеристик β-излучателей, содержащих

дований состоит в следующем. Тритиевая и нике-

левая батареи имеют различные, хотя и частично

перекрывающиеся, области применения. Если нуж-

на батарея с рабочим периодом на 10-15 лет - надо

⁶³Ni

¹⁴C

0.8

применять тритий; в диапазоне 20-100 лет безаль-

тернативен никель-63. β-Вольтаическая батарея на

0.6

углероде-14 - это экзотика для эксклюзивных при-

Тритий

менений, когда (и если) потребуется батарея со сро-

0.4

LaNi₅T_6.7

ком службы от 300 до 3000 лет.

0.2

¹⁴⁷Pm

Что касается никелевой батареи, ее

преимущество в интервале 10-100 лет неоспоримо.

100

Скорее всего, срок службы такой батареи будет

Период эксплуатации, лет

определяться эксплуатационной деградацией

Никель-63

Тритий

LaNi₅T_6.7

---

¹⁴⁷Pm

¹⁴C

полупроводникового преобразователя, а не

Рис. 1. Относительное падение мощности β-излучателей

распадом излучателя. Справедливости ради следует

в течение эксплуатации.

отметить, что максимальная энергия β-частиц

РАДИОХИМИЯ том 64 № 3 2022

АДИОНУКЛИДЫ ДЛЯ β-ВОЛЬТАИЧЕСКИХ АТОМНЫХ БАТАРЕЙ

287

никеля-63 составляет 65 кэВ, что намного ниже

КОНФЛИКТ ИНТЕРЕСОВ

порога радиационных повреждений, равного

300 кэВ для кремния или арсенида галлия.

Авторы заявляют об отсутствии конфликта ин-

В отличие от химических источников тока изме-

тересов.

нение мощности во времени для атомных батарей

не зависит от внешней нагрузки, температуры или

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

давления в окружающей среде.

Корлис У., Харви Д. Источники энергии на радиоак-

Резюмируя вышеизложенное, приходим к выво-

тивных изотопах. М.: Мир, 1967. 327 с.

ду, что для создания миниатюрных радионуклид-

Olsen L.G. // Trans. Electron Devices. 1969. Vol. 2.

ных источников электрической энергии со сроком

P. 481.

службы, исчисляемым десятилетиями, для серий-

ного производства с обширным кругом примене-

Кодюков В.М., Гусев В.В., Почтаков А.А., Пустова-

лов А.А. Радиационная техника. М.: Атомиздат, 1975.

ний реально следует рекомендовать радионуклиды

C. 61-67.

никель-63 и тритий. Радионуклид углерод-14 может

Лазаренко Ю.В., Пустовалов А.А., Шаповалов В.П.

найти применение в своей специфической узкой

Малогабаритные ядерные источники электрической

сфере.

энергии. М.: Энергоатомиздат, 1992. 176 c.

ВЫВОДЫ

Баранов В.Ю., Паль А.Ф., Пустовалов А.Ф., Ста-

ростин А.Ф., Суэтин А.Ф., Филлипов М.В., Фор-

По обобщенным показателям (удельная мощ-

тов Ф.В. Радиоизотопные генераторы электрическо-

ность, средняя энергия β-частиц, период полурас-

го тока. Изотопы, свойства, получение, применение /

пада, практические возможности промышленной

Под ред. В.Ю. Баранова. М.: Физматлит, 2005. 315 c.

наработки) только два радионуклида - никель-63 с

Пустовалов А.А., Гусев В.В., Заддэ В.В., Петрен-

обогащением не менее 80% и тритий (в виде трити-

ко Н.С., Тихомиров А.В., Цветков Л.А. // Атом. энер-

да титана ТiT₂ и на основе интерметаллических со-

гия. 2007. Т. 103, № 6. С. 353-356.

единений LaNi₅, ZrNi) целесообразно использовать

Olsen L.C., Cabauy P.A., Elkind B.J. // Phys. Today.

для создания энергоемких β-вольтаических источ-

2012. Vol. 65, N 12. P. 35-38.

ников электрической энергии со сроками службы

Резнев А.А., Пустовалов А.А., Максимов Е.М., Пере-

от 10 до 50 лет. Для миниатюрных радионуклид-

дерий А.Н., Петренко Н.С. // Нано-и микросистем-

ных источников электрической энергии на три-

ная техника. 2009. № 3. С. 14-16.

тии срок службы может составлять 10-15 лет, а на

Chanddrashekhar M.V., Thomas C.I., Li H.,

никеле-63 - 15-50 лет. Совместное использование

Spenser M.G., Lal A. // Appl. Phys. Lett. 2006. Vol. 88.

обоих радионуклидов может продлить срок службы

Article 033506.

батареи до ~25 лет.

10. Нагорнов Ю.С. Современные аспекты применения

β-вольтаического эффекта. Ульяновск: УлГПГУ,

Радионуклид углерод-14 ввиду малой величины

2012. 145 с.

удельной мощности (1.32 мВт/г) и принципиальных

11. Xiaoyi Li, Jingbin Lu // J. Phys. D: Appl. Phys. 2020.

технических трудностей его наработки в больших

Vol. 53. P. 321-332.

объемах с учетом его потенциальной экологической

12. Chunlin Zhou // ECS J. Solid State Sci. Technol. 2021.

опасности нельзя рекомендовать для массового

Vol. 10. Article 027005.

выпуска энергоемких и экологически безопасных

13. Urchuk S.U., Krasnov A.A. // J. Nano Electron. Phys.

β-вольтаических источников электрической энер-

2015. Vol. 7, N 4. P. 04005-1-04005-4.

гии с широким спектром применения.

14. Chen Zhao, Lin Lei // Appl. Phys. Lett. 2020. Vol. 117.

Article 263901.

ФОНДОВАЯ ПОДДЕРЖКА

15. Alam T.R. // Int. J. Energy Res. 2018. Vol. 42, N 7.

P. 2564-2573.

Работа выполнена при поддержке РФФИ, грант

16. Васильев А.М., Ландсман А.П. Полупроводниковые

№ 19-08-00452.

фотопреобразователи. М.: Радио, 1971. 324 с.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 3 2022

288

ЦВЕТКОВ и др.

17. Li H., Lal A., Blanchard J. // J. Appl. Phys. 2002. Vol. 92.

25. Пустовалов А.А., Цветков Л.А. // Нано- и микроси-

P. 271-274.

стемная техника. 2013. № 10. С. 19-24.

18. Круглов А.К., Рудик А.П. Реакторное производство

26. Гидриды металлов / Под ред. В. Мюллера. М.: Ато-

радиоактивных нуклидов. М.: Энергоатомиздат,

миздат, 1973. 342 с.

1985. 423 с.

27. Ivanova T.V., Sirotina R.A., Verbetsky V.N. // J. Alloys

19. Герасимов А.С., Зарицкая Т.С., Рудик А.П. Справоч-

Compd. 1997. Vol. 253, N 1-2. P. 210-211.

ник по образованию нуклидов в ядерных реакторах.

М.: ЭАИ, 1989. 346 с.

28. Ivanova T.V., Verbetsky V.N. // Allerton Press Inc. (United

20. Таблицы физических величин: Справочник / Под

States). 1998. N 6. P. 28-31.

ред. акад. И.К. Кикоина. М.: Атомиздат, 1976. 345 с.

29. Семененко К.Н., Вербецкий В.Н., Золотов В.С. //

21. Заддэ В.В., Пустовалов А.А., Пустовалов С.А., Цвет-

ЖНХ. 1981. Т. 26, № 10. С. 2603-2605.

ков Л.А., Цветков С.Л. Пат. RU 2452060. 10.12.2011.

30. Vasut F., Anisoara P., Stefanescu I. // Asian J. Chem.

22. Мандругин А.А., Баранов Н.Н. Пат. RU 2608058.

2010. Vol. 22, N 6. P. 4291-4294.

14.07.2015. Опубл. 12.01.2017.

31. Nemirovskaya E., Alekseev A.M., Lunin V.V. // J. Alloys

23. Цыканов В.А., Клинов В.А. // Атом. энергия. 2002.

Compd. 1991. Vol. 177, N 1. P. 1-15.

Т. 93, № 3. С. 45-48.

24. Пустовалов А.А., Тихомиров А.В., Цветков Л.А. Пат.

32. Пустовалов А.А., Цветков Л.А. // Нано- и микроси-

RU 2313149. 26.06.2006.

стемная техника. 2020. Т. 22, № 1. С. 34-38.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 3 2022