Радиоизотоптық жылуэлектр генераторы және оның қолданылуы

Кіріспе

Радиоизотоптық термоэлектр генераторы (RTG, RITEG), кейде радиоизотоптық қуат жүйесі (RPS) деп аталады, – бұл радиоактивті материалдың ыдырауынан бөлінетін жылуды Seebeck эффектісі арқылы электр энергиясына түрлендіретін термоэлектрлік батареяның бір түрі. Бұл генераторда жылжымалы бөліктер жоқ, сондықтан ол алыс және қиын жағдайларда ұзақ мерзімге орналастыруға өте ыңғайлы, себебі бөліктердің тозуы немесе істен шығуының қаупі жоқ. RTG-лер көбінесе отын жасу элементтері, аккумуляторлар немесе генераторлармен экономикалық тұрғыдан ұзақ қамтамасыз етуге мүмкін емес бірнеше жүз ватт (немесе одан аз) қуатты ұзақ уақытқа қажет ететін, сондай-ақ күн батареяларын қолдану қиын жерлердегі ең қолайлы қуат көзі болып табылады. RTG спутниктерде, ғарыш зондтарында және Арктика аймағында Совет Одағы салған маяктар сериясы сияқты адамсыз қашықтардағы объектілерде қуат көзі ретінде қолданылған. RTG-ні қауіпсіз пайдалану үшін радиоизотоптарды құрылғының қызмет ету мерзімі аяқталғаннан кейін де ұзақ уақыт бойы сақтау қажет. RTG-нің жоғары құны оларды қолдануын сирек немесе ерекше жағдайлардағы арнайы мақсаттармен шектейді.

Тарих

RTG 1954 жылы Mound Laboratories ғалымдары Кеннет (Кен) С. Джордан (1921-2008) және Джон Бирден (1918-2011) ойлап тапты. Олар 2013 жылы Ұлттық өнертапқыштар даңқы залына енгізілді. Джордан мен Бирден 1957 жылдың 1 қаңтарынан бастап Армияның Сигнал корпусымен жасалған келісімшарт (R 65 8 998 11 SC 03 91) бойынша жұмыс істеді. Олар полоний-210-ды жылу көзі ретінде пайдалана отырып, жылуды тікелей электр энергиясына айналдыруға жарамды радиоактивті материалдар мен термоэлектр генераторларын зерттеді. RTG 1950 жылдардың аяғында АҚШ-та, АҚШ Атом энергиясы комиссиясымен келісімшарт бойынша Огайо штатының Миамисбург қаласындағы Mound Laboratories зертханасында әзірленді. Жобаны доктор Бертрам К. Бланк басқарды. АҚШ ғарышқа жіберген алғашқы RTG 1961 жылы SNAP 3B болды, ол 96 грамм плутоний-238 металлымен қуатталды және Navy Transit 4A ғарыш кемесінде орналастырылды. RTG-ні жерде алғаш рет қолданғандардың бірі 1966 жылы АҚШ Теңіз күштері Аляскадағы адам тұрмайтын Fairway Rock аймағында болды. Бұл жерде 1995 жылға дейін RTG пайдаланылды. RTG-нің кең таралған қолданысы ғарыш кемелерін қуатпен қамтамасыз ету болып табылады. Ядролық қосымша қуат жүйелері (SNAP) Күннен алыс сапар шегетін және күн панельдерін тиімсіз ететін ғарыш зондтары үшін қолданылды. Олар Pioneer 10, Pioneer 11, Voyager 1, Voyager 2, Galileo, Ulysses, Cassini, New Horizons және Mars Science Laboratory кемелерінде пайдаланылды. RTG екі Viking қондырғысын қуаттандырды, сондай-ақ Apollo 12-ден 17-ға дейінгі экипаждар Айға қалдырған ғылыми эксперименттерге де қолданылды (SNAP 27). Apollo 13 Айға қонуы тоқтатылғандықтан, оның RTG Оңтүстік Тынық мұхитында, Тонга шұңқырының жанында жатыр. RTG сонымен қатар Nimbus, Transit және LES спутниктерінде де қолданылды. Қарсылық бойынша, толыққанды ядролық реакторларды пайдалана отырып, тек бірнеше ғарыш кемесі ұшырылды: советтік RORSAT сериясы және американдық SNAP 10A. Ғарыш кемелерінен басқа, КСРО 1007 RTG құрды. КСРО-да әртүрлі мақсаттар үшін RTG-нің көптеген түрлері (соның ішінде Beta M типі) жасалды. 1991 жылы КСРО ыдырағаннан кейін көп жылдар бойы маяктар күтілмеді. Осы кезеңде кейбір RTG бөлімшелері тонау немесе мұздың, дауылдың және теңіздің табиғи күштері салдарынан жоғалып кетті. 1992 жылдан бастап АҚШ Әскери-әуе күштері RTG-ні Арктикадағы қашықта орналасқан жабдықтарды қуаттандыру үшін пайдаланды, ал АҚШ үкіметі әлемдегі қашықтағы станцияларды қуаттандыру үшін жүздеген осындай құрылғыларды қолданды. Top ROCC және SEEK IGLOO радиолокациялық жүйелерінің сенсорлық станциялары, негізінен Аляскада орналасқан, RTG пайдаланады. Бұл құрылғылар стронций-90-ды қолданады, және олардың көп саны ғарыш кемелерінде қолданылғаннан гөрі жерде де, мұхит түбінде де орналастырылған, ал ресми құжаттар АҚШ 1970 және 1980 жылдары кемінде 100-150 құрылғыны қолданғанын көрсетеді. Бұрын жүрекке имплантацияланған кардиостимуляторларда ұзақ "батареяның қызмет ету мерзімін" қамтамасыз ету үшін кішкентай "плутоний ұялары" (өте кішкентай 238Pu қуатты RTG) қолданылды. 2004 жылы олардың шамамен 90-ы әлі де қолданыста болды. 2007 жылдың соңына қарай олардың саны тоғызға дейін азайды. Mound Laboratory Cardiac Pacemaker бағдарламасы 1966 жылдың 1 маусымында NUMEC компаниясымен бірлесіп басталды. Жылу көзі кремация кезінде бүлінбейтіні анықталғаннан кейін, бағдарлама 1972 жылы тоқтатылды, өйткені құрылғылардың пайдаланушылардың денелерімен бірге өртелмейтініне толық кепілдік беру мүмкін болмады.

The RTG was invented in 1954 by Mound Laboratories scientists Kenneth (Ken) C. Jordan (1921 2008) and John Birden (1918 2011). They were inducted into the National Inventors Hall of Fame in 2013. Jordan and Birden worked on an Army Signal Corps contract (R 65 8 998 11 SC 03 91) beginning on 1 January 1957, to conduct research on radioactive materials and thermocouples suitable for the direct conversion of heat to electrical energy using polonium 210 as the heat source. RTGs were developed in the US during the late 1950s by Mound Laboratories in Miamisburg, Ohio, under contract with the United States Atomic Energy Commission. The project was led by Dr. Bertram C. Blanke. The first RTG launched into space by the United States was SNAP 3B in 1961 powered by 96 grams of plutonium 238 metal, aboard the Navy Transit 4A spacecraft. One of the first terrestrial uses of RTGs was in 1966 by the US Navy at uninhabited Fairway Rock in Alaska. RTGs were used at that site until 1995. A common RTG application is spacecraft power supply. Systems for Nuclear Auxiliary Power (SNAP) units were used for probes that traveled far from the Sun rendering solar panels impractical. As such, they were used with Pioneer 10, Pioneer 11, Voyager 1, Voyager 2, Galileo, Ulysses, Cassini, New Horizons, and the Mars Science Laboratory. RTGs were used to power the two Viking landers and for the scientific experiments left on the Moon by the crews of Apollo 12 through 17 (SNAP 27s). Because the Apollo 13 Moon landing was aborted, its RTG rests in the South Pacific Ocean, in the vicinity of the Tonga Trench. RTGs were also used for the Nimbus, Transit and LES satellites. By comparison, only a few space vehicles have been launched using full fledged nuclear reactors: the Soviet RORSAT series and the American SNAP 10A. In addition to spacecraft, the Soviet Union built 1,007 RTGs Many different types of RTGs (including Beta M type) were built in the Soviet Union for a wide variety of purposes. The lighthouses were not maintained for many years after the dissolution of the Soviet Union in 1991. Some of the RTG units disappeared during this time—either by looting or by the natural forces of ice/storm/sea. As of 1992, the United States Air Force also used RTGs to power remotely located Arctic equipment, and the US government has used hundreds of such units to power remote stations globally. Sensing stations for Top ROCC and SEEK IGLOO radar systems, predominantly located in Alaska, use RTGs. The units use strontium 90, and a larger number of such units have been deployed both on the ground and on the ocean floor than have been used on spacecraft, with public regulatory documents suggesting that the US had deployed at least 100–150 during the 1970s and 1980s. In the past, small "plutonium cells" (very small 238Pu powered RTGs) were used in implanted heart pacemakers to ensure a very long "battery life". as of 2004, about ninety were still in use. By the end of 2007, the number was reported to be down to just nine. The Mound Laboratory Cardiac Pacemaker program began on 1 June 1966, in conjunction with NUMEC. When it was recognized that the heat source would not remain intact during cremation, the program was cancelled in 1972 because there was no way to completely ensure that the units would not be cremated with their users' bodies.

Дизайн

РТГ құрылымы ядролық технология стандарты бойынша қарапайым: негізгі компоненті – радиоактивті материалдың (отынның) берік контейнері. Термоэлементтер контейнердің қабырғаларына орналастырылады, әр термоэлементтің сыртқы ұшы жылу шығарушыға (радиаторға) қосылады. Отынның радиоактивті ыдырауы жылу тудырады. Термоэлементтердің электр энергиясын өндіруіне мүмкіндік беретін – отын мен жылу шығарушы арасындағы температура айырмашылығы. Термоэлемент – жылу энергиясын тікелей электр энергиясына айналдыратын термоэлектрлік құрылғы, ол Зеебек эффектісін пайдаланады. Ол екі түрлі металл немесе жартылай өткізгіш материалдан жасалады. Егер олар жабық контурда қосылған болса және екі қосылған жері әртүрлі температурада болса, контурда электр тогы ағып өтеді. Көбінесе, жоғары кернеуді алу үшін көптеген термоэлементтер тізбектей қосылады. РТГ және ядролық реакторлар мүлдем әртүрлі ядролық реакцияларды қолданады. Ядролық электр станциялары (соның ішінде ғарышқа жіберілетін кішкентай реакторлар) тізбекті реакция арқылы басқарылатын ядролық бөлінуді жүзеге асырады. Реакция жылдамдығын нейтронды жұтатын басқару таяқшаларымен реттеуге болады, сондықтан қуатты қажеттілікке қарай өзгертуге немесе техникалық қызмет көрсету үшін толығымен (не дерлік) тоқтатуға болады. Дегенмен, қауіпті деңгейде бақылаусыз жұмыс істеуден, тіпті жарылыс немесе ядролық балқудан сақтану үшін сақ болу керек. РТГ-де тізбекті реакциялар болмайды. Жылу, отын изотопының мөлшері мен жартылай ыдырау периодына ғана байланысты, өздігінен радиоактивті ыдырау арқылы реттелмейтін және үнемі азаятын жылдамдықпен пайда болады. РТГ-де жылу өндіруді қажеттілікке қарай өзгертуге немесе қажет болмағанда тоқтатуға болмайды, сондай-ақ қуат тұтынуды азайту арқылы кейінірек пайдалану үшін энергияны сақтау мүмкін емес. Сондықтан, шыңдық сұранысты қанағаттандыру үшін қосымша қуат көздері (мысалы, қайта зарядталатын батареялар) қажет болуы мүмкін, және ғарыш миссиясының ұшырылу алдындағы және алғашқы ұшу кезеңдерін қоса алғанда, әрқашан жеткілікті салқындатуды қамтамасыз ету қажет. РТГ-де ядролық балқу немесе жарылыс сияқты ауқымды апаттар болмаса да, ракета жарылса, құрылғы атмосфераға қайта кірсе және ыдырап кетсе, немесе жердегі РТГ-лар дауылдардан, маусымдық мұздан зақымданса немесе тоналанса радиоактивті ластану қаупі бар.

The design of an RTG is simple by the standards of nuclear technology: the main component is a sturdy container of a radioactive material (the fuel). Thermocouples are placed in the walls of the container, with the outer end of each thermocouple connected to a heat sink. Radioactive decay of the fuel produces heat. It is the temperature difference between the fuel and the heat sink that allows the thermocouples to generate electricity. A thermocouple is a thermoelectric device that can convert thermal energy directly into electrical energy using the Seebeck effect. It is made of two kinds of metal or semiconductor material. If they are connected to each other in a closed loop and the two junctions are at different temperatures, an electric current will flow in the loop. Typically a large number of thermocouples are connected in series to generate a higher voltage. RTGs and fission reactors use very different nuclear reactions. Nuclear power reactors (including the miniaturized ones used in space) perform controlled nuclear fission in a chain reaction. The rate of the reaction can be controlled with neutron absorbing control rods, so power can be varied with demand or shut off (almost) entirely for maintenance. However, care is needed to avoid uncontrolled operation at dangerously high power levels, or even explosion or nuclear meltdown. Chain reactions do not occur in RTGs. Heat is produced through spontaneous radioactive decay at a non adjustable and steadily decreasing rate that depends only on the amount of fuel isotope and its half life. In an RTG, heat generation cannot be varied with demand or shut off when not needed and it is not possible to save more energy for later by reducing the power consumption. Therefore, auxiliary power supplies (such as rechargeable batteries) may be needed to meet peak demand, and adequate cooling must be provided at all times including the pre launch and early flight phases of a space mission. While spectacular failures like a nuclear meltdown or explosion are impossible with an RTG, there is still a risk of radioactive contamination if the rocket explodes, the device reenters the atmosphere and disintegrates, terrestrial RTGs are damaged by storms or seasonal ice, or are vandalized.

Даму

Плутоний-238 тапшылығына байланысты, субкритикалық реакцияларға негізделген RTG-ның жаңа түрі ұсынылды. Осы типтегі RTG-да радиоизотоптың альфа-ыдырауы бериллий сияқты сәйкес элементпен альфа-нейтрон реакцияларында да қолданылады. Осылайша ұзақ өмір сүретін нейтрон көзі жасалады. Жүйе 1-ге жуық, бірақ одан кем, яғни Keff < 1 болатын критикалық деңгейде жұмыс істейтіндіктен, субкритикалық көбейтуге қол жеткізіледі, бұл нейтрондық фонды арттырады және бөліну реакцияларынан энергия өндіреді. RTG-де туындайтын бөлінулердің саны өте аз болғандықтан (олардың гамма-сәулеленуі ескерілмейді), әрбір бөліну реакциясы әрбір альфа-ыдырауға қарағанда 30 есе көп энергия бөліп шығарады (200 МэВ 6 МэВ-қа қарағанда), сондықтан 10%-ға дейін энергияны үнемдеуге қол жеткізіледі, бұл миссияға қажетті 238Pu мөлшерін азайтуға мүмкіндік береді. Бұл идея 2012 жылы NASA-ға жыл сайынғы NASA NSPIRE конкурсы үшін ұсынылды және 2013 жылы мүмкіндігін зерттеу үшін Айдахо Ұлттық зертханасының Ғарыш ядролық зерттеулер орталығына (CSNR) жіберілді. Бірақ, негізгі қағидалар өзгертілген жоқ. RTG-лар нақты жұлдызаралық алдын-ала миссиялар мен жұлдызаралық зерттеушілерде пайдалану үшін ұсынылды. Осы типтегі миссия үшін 2002 жылы 241Am пайдаланатын RTG ұсынылды. Бұл жұлдызаралық зерттеушінің миссиясын 1000 жылға дейін ұзартуға мүмкіндік береді, себебі қуат шығысы плутонийге қарағанда ұзақ мерзімде баяу төмендейді. RTG электр қуаты зерттеушілердегі ғылыми құралдарды қуаттандыруға және Жермен байланыс орнатуға пайдаланылуы мүмкін. Авторлардың пікірінше, бета-көздерді пайдалану арқылы 5-10% жақсартуға болады.

Модельдер

Типтік RTG радиоактивті ыдырау арқылы қуаттанады және термоэлектрлік түрлендіруден электр энергиясын өндіреді, бірақ білімді кеңейту үшін осы принципке негіделген кейбір өзгертілген жүйелер де осы жерде қарастырылады.

Отын

RTG-де қолданылатын радиоактивті материал бірнеше қасиеттерге ие болуы керек: нуклидтердің барлық кестесінде. Плутоний 238, курий 244, стронций 90 және соңғы кезде америций 241 ең көп айтылатын кандидат изотоптар, бірақ 1950 жылдардың басында шамамен 1300 изотоптың 43-і қарастырылды және өте төмен гамма және нейтрондық сәулелену деңгейлері. 238Pu ең төмен қорғаныс талаптарына ие. Тек үш кандидат изотоп соңғы критерийге сәйкес келеді (барлығы жоғарыда тізімделмеген) және сәулеленуді тоқтату үшін 25 мм-ден кем қорғасын қорғаны қажет. 238Pu (осы үштің ең жақсысы) 2,5 мм-ден кем қажет етеді, және көп жағдайда 238Pu RTG-де қорғаныс қажет емес, өйткені корпусының өзі жеткілікті. 238Pu, плутоний(IV) оксиді (PuO2) түрінде RTG үшін ең көп қолданылатын отынға айналды. Бұл эмиссия жылдамдығы 238 плутоний металлының нейтрондық эмиссия жылдамдығымен салыстырғанда салыстырмалы түрде жоғары. Бұл нейтрондар 238 плутонийдің спонтанды бөлінуінен пайда болады. Металл мен оксидтің эмиссия жылдамдықтарының айырмашылығы негізінен оксидтегі оттегі 18 және оттегі 17-мен альфа, нейтрон реакциясына байланысты. Табиғи түрінде кездесетін оттегі 18-дің қалыпты мөлшері 0,204%-ды құрайды, ал оттегі 17-нің мөлшері 0,037%. Плутоний диоксидіндегі оттегі 17 және оттегі 18-дің мөлшерін азайту оксидтің нейтрондық эмиссия жылдамдығын айтарлықтай төмендетеді; бұл 16O2 газ фазалық алмасу әдісімен жүзеге асырылуы мүмкін. Гидроксид түрінде шөгіндірілген 238PuO2 бөлшектерінің үлкен өндіріс партиялары үлкен өндіріс партияларының тиімді түрде 16O2 алмасуына болатынын көрсету үшін қолданылды. Жоғары температурада күйдірілген 238PuO2 микросфералары 16O2 алмасуы сәтті жүзеге асырылды, бұл 238PuO2 бұрын қыздырылғанға қарамастан алмасу болатынын көрсетеді. PuO2-нің қалыпты оттегімен нейтрондық эмиссия жылдамдығының бес есеге төмендеуі 1966 жылы Моунд зертханасында жүрек стимуляторын зерттеу кезінде, Моунд зертханасының 1960 жылдан бері тұрақты изотоптарды өндіру тәжірибесімен байланысты анықталды. Үлкен жылу көздерін өндіру үшін қажетті қорғаныс бұл процесс болмаса, тым қиын болар еді. Осы бөлімде талқыланған басқа үш изотоптан айырмашылығы, 238Pu арнайы синтезделуі керек және ядролық қалдық ретінде көп кездеспейді. Қазіргі уақытта тек Ресей ғана жоғары көлемде өндіріс жүргізіп келеді, ал АҚШ-та 2013 және 2018 жылдар аралығында одан да аз өндірілді. АҚШ агенттіктері материалды жылына өндіруді бастауды қалайды. Егер бұл жоспар қаржыландырылса, мақсат 2025 жылға қарай жылына орташа есеппен өндіруге жету болып табылады. өте реактивті сілтілі жер металлы және "сүйек іздеуші" деп аталады, ол кальцийге химиялық ұқсастығының арқасында сүйек тінінде жиналады (сүйектерге бір рет енгеннен кейін ол тез бөлінетін тінді, яғни сүйек миын елеулі түрде зақымдауы мүмкін), сондықтан ол әдетте RTG-де таза түрінде қолданылмайды. Ең көп таралған түрі - перовскит стронций титанаты (SrTiO3), ол химиялық тұрғыдан инертті және жоғары балқу температурасына ие. Оның Мохс қаттылығы 5,5 болғандықтан, ол алмастың имитациясы ретінде жарамсыз, бірақ шаңның тым ұсақ шашырауысыз қорғаныстан кездейсоқ шығуына төтеп беру үшін жеткілікті қаттылыққа ие. SrTiO3-ты табиғи металлдың орнына пайдаланудың кемшілігі - оны өндіру үшін энергия қажет. Бұл сондай-ақ қуат тығыздығын төмендетеді, өйткені материалдың TiO3 бөлігі ыдыраудан жылу шығармайды. Оксидтен немесе табиғи металдан бастап, SrTiO3 алудың бір жолы - оны сулы ерітіндіде стронций гидроксидіне айналдыру, ол ауадан көмірқышқыл газын сіңіріп, аз еритін стронций карбонатына айналады. Стронций карбонатын титан диоксидімен жоғары температурада реакцияға түсіру нәтижесінде қажетті стронций титанаты және көмірқышқыл газы пайда болады. Қажет болса, стронций титанаты өнімін агломерация арқылы керамикаға ұқсас агрегатқа айналдыруға болады.

The radioactive material used in RTGs must have several characteristics: within the entire table of nuclides. Plutonium 238, curium 244, strontium 90, and most recently americium 241 are the most often cited candidate isotopes, but 43 more isotopes out of approximately 1,300 were considered at the beginning in the 1950s. and exceptionally low gamma and neutron radiation levels. 238Pu has the lowest shielding requirements. Only three candidate isotopes meet the last criterion (not all are listed above) and need less than 25 mm of lead shielding to block the radiation. 238Pu (the best of these three) needs less than 2.5 mm, and in many cases, no shielding is needed in a 238Pu RTG, as the casing itself is adequate. 238Pu has become the most widely used fuel for RTGs, in the form of plutonium(IV) oxide (PuO2). However, plutonium(IV) oxide containing a natural abundance of oxygen emits neutrons at the rate of ~2.3x103 n/sec/g of plutonium 238. This emission rate is relatively high compared to the neutron emission rate of plutonium 238 metal. The metal containing no light element impurities emits ~2.8x103 n/sec/g of plutonium 238. These neutrons are produced by the spontaneous fission of plutonium 238. The difference in the emission rates of the metal and the oxide is due mainly to the alpha, neutron reaction with the oxygen 18 and oxygen 17 present in the oxide. The normal amount of oxygen 18 present in the natural form is 0.204% while that of oxygen 17 is 0.037%. The reduction of the oxygen 17 and oxygen 18 present in the plutonium dioxide will result in a much lower neutron emission rate for the oxide; this can be accomplished by a gas phase 16O2 exchange method. Regular production batches of 238PuO2 particles precipitated as a hydroxide were used to show that large production batches could be effectively 16O2 exchanged on a routine basis. High fired 238PuO2 microspheres were successfully 16O2 exchanged showing that an exchange will take place regardless of the previous heat treatment history of the 238PuO2. This lowering of the neutron emission rate of PuO2 containing normal oxygen by a factor of five was discovered during the cardiac pacemaker research at Mound Laboratory in 1966, due in part to the Mound Laboratory's experience with production of stable isotopes beginning in 1960. For production of the large heat sources the shielding required would have been prohibitive without this process. Unlike the other three isotopes discussed in this section, 238Pu must be specifically synthesized and is not abundant as a nuclear waste product. At present only Russia has maintained high volume production, while in the US, no more than were produced in total between 2013 and 2018. The US agencies involved desire to begin the production of the material at a rate of per year. If this plan is funded, the goal would be to set up automation and scale up processes in order to produce an average of per year by 2025. As is a very reactive alkaline earth metal and a so called "bone seeker" that accumulates in bone tissue due to its chemical similarity to calcium (once in the bones it can significantly damage the bone marrow, a rapidly dividing tissue), it is usually not employed in pure form in RTGs. The most common form is the perovskite strontium titanate (SrTiO3) which is chemically nigh inert and has a high melting point. While its Mohs hardness of 5.5 has made it ill suited as a diamond simulant, it is of sufficient hardness to withstand some forms of accidental release from its shielding without too fine dispersal of dust. The downside to using SrTiO3 instead of the native metal is that its production requires energy. It also reduces power density, as the TiO3 part of the material does not produce any decay heat. Starting from the oxide or the native metal, one pathway to obtaining SrTiO3 is to let it transform to strontium hydroxide in aqueous solution, which absorbs carbon dioxide from air to become less soluble strontium carbonate. Reaction of strontium carbonate with titanium dioxide at high temperature produces the desired strontium titanate plus carbon dioxide. If desired, the strontium titanate product can then be formed into a ceramic like aggregate via sintering.

210Po

АҚШ Атом энергиясы жөніндегі комиссиясы 1958 жылы алғаш рет жасаған кейбір прототиптік РТГ-лар 210 полонийді қолданды. Бұл изотоптың қуат тығыздығы өте жоғары (таза 210Po 140 Вт/г шығарады), себебі оның ыдырау жылдамдығы жоғары, бірақ 138 күндік өте қысқа жартылай ыдырау мерзіміне байланысты қолданылуы шектеулі. 210Po-ның жарты грамм үлгісі 500 °C (932 °F) температураға жетеді. Po 210 таза альфа-эмиттер болғандықтан және маңызды гамма немесе рентген сәулелерін шығармайтындықтан, қорғау талаптары Pu 238 сияқты төмен. Қысқа жартылай ыдырау мерзімі ортаға кездейсоқ тарап кету қаупін азайтады, бірақ полоний 210 жұтылса өте радиотоксикалық және тіпті химиялық тұрақты түрінде де, асқазан-ішек трактісі арқылы "сыртқы зат" ретінде өте зиянды болуы мүмкін. Оны өндірудің ең көп кездесетін жолы (кездейсоқ немесе қасақана болсын) – бисмуттың табиғатта кездесетін жалғыз изотопына нейтронды сәулелендіру. Осы кездейсоқ өндіріс сұйық металл реакторларында салқындатқыш ретінде қорғасын-бисмут эвтектикасын қолдануға қарсы аргумент ретінде келтіріледі. Дегенмен, егер 210 полонийге жеткілікті сұраныс болса, оны өндіру, CANDU реакторларындағы ауыр су модераторынан тритийді экономикалық тұрғыдан алу сияқты тиімді болуы мүмкін.

241Am

Америций-241, 238Pu-ға қарағанда әлдеқайда көп қолжетімді изотоп болып табылады. 241Am-ның жартылай ыдырау мерзімі 432 жылды құрайды, бұл 238Pu-дан ұзақ, және теориялық тұрғыда құрылғыны ғасырлар бойы қуатпен қамтамасыз етуге мүмкіндік береді. Алайда, 10 жылдан астам мерзімді миссиялар 2019 жылға дейін зерттеу нысаны болған жоқ. 241Am-ның қуат тығыздығы 238Pu-ның тек 1/4 бөлігін құрайды, сонымен қатар 241Am ыдырау тізбегінің өнімдері арқылы 238Pu-ға қарағанда тереңдей түсетін сәулелену шығарады, сондықтан оған күштірек қорғаныс қажет. RTG-дегі қорғаныс талаптары бойынша ол үшінші орында: тек 238Pu және 210Po аз қорғаныс талап етеді. Қазіргі уақытта 238Pu-ның әлемдік деңгейде тапшылығына байланысты, 241Am-ды RTG отыны ретінде ESA зерттеп жатыр, ал 2019 жылы Ұлыбританияның Ұлттық ядролық зертханасы пайдалануға жарамды электр энергиясын өндіруге қол жеткізгенін хабарлады. 238Pu-ға қарағанда оның артықшылығы – ол ядролық қалдық ретінде өндіріледі және изотоптық тұрғыдан таза болады. 241Am RTG-нің прототиптік жобалары 5-50 We RTG жобалары үшін 2.2 Вт/кг деңгейінде күтілуде, бірақ тәжірибелік сынақтар 1.3-1.9 Вт ғана қол жеткізілетінін көрсетті. 2022 жылға қарай бұл көрсеткіш шамамен 220 Вт-қа төмендеді.

NASA көп миссиялық радиоизотопты термоэлектрлік генераторды (MMRTG) әзірледі, онда термоэлементтер скиттерудиттен, яғни кобальт арсенидінен (CoAs3) жасалған, ол қазіргі телурийге негізделген конструкцияларға қарағанда температураның аз айырмашылығында да жұмыс істей алады. Бұл, басқа жағдайлары бірдей RTG миссияның басында 25%-ға көбірек қуат өндіретінін, ал он жеті жылдан кейін кем дегенде 50%-ға артық қуат беретінін білдіреді. NASA бұл жобаны келесі «Жаңа шекаралар» миссиясында қолдануды жоспарлап отыр.

Ұрлық

РТГ-дегі радиоактивті материалдар қауіпті және тіпті зыянды мақсаттарда қолданылуы мүмкін. Олар нағыз ядролық қару үшін пайдалы емес, бірақ "кір қару" ретінде қолданылуы мүмкін. Кеңес Одағы 90 стронций (90Sr) қолданып, көптеген қараусыз маяқтар мен навигациялық белгілерді РТГ арқылы қуатпен жабдықтаған. Олар өте сенімді және тұрақты қуат көзі болып табылады. Көпшілігі қорғаусыз, тіпті қоршау мен ескерту белгілері де жоқ, ал кейбір нысандардың орналасқан жері нашар тіркелгендіктен қазір белгісіз. Бір жағдайда, ұры радиоактивті бөлімдерді ашқан. Ресейде шамамен 1000 мұндай РТГ бар, олардың барлығы дерлік он жылдық жоспарланған қызмет мерзімін ұзақ бұрын асып кеткен. Олардың көпшілігі енді жұмыс істемейді және бөлшектеуді қажет етуі мүмкін. Кейбір металл қаптамаларын металл іздеушілер радиоактивті ластану қаупіне қарамастан алып кеткен. Радиоактивті материалды инертті күйге келтіру, радиациялық қауіп туралы хабары жоқ адамдардың ұрлау қаупін азайтады (мысалы, Гояниядағы апатта, тастап кетілген Cs 137 көзінен, цезий оңай суда еритін цезий хлориді түрінде кездескен). Дегенмен, жеткілікті химиялық білімі бар зыянды ниетті адам инертті материалдан ұшқыш заттарды бөліп алуға және/немесе инертті матрицаны ұсақ ұнтаққа айналдыру арқылы ұқсас таралу эффектісіне қол жеткізе алады.

Радиоактивті ластану

РТГ радиоактивті ластану қаупін тудырады: отынды ұстап тұратын контейнер ағып кетсе, радиоактивті материал қоршаған ортаны ластауы мүмкін. Ғарыш кемелері үшін басты мәселе – егер ұшыру кезінде немесе ғарыш кемесі Жерге жақыннан өтетін кезде апат болса, зиянды материал атмосфераға тарауы мүмкін; сондықтан оларды ғарыш кемелерінде және басқа да жерлерде қолдануға қатысты пікір қақтығыстары туып отыр. Дегенмен, қазіргі РТГ конструкциялары бойынша мұндай оқиғаның болу ықтималдығы төмен деп есептеледі. Мысалы, 1997 жылы ұшырылған Кассини-Гюйгенс ғарыш зондына жасалған экологиялық сараптама миссияның әртүрлі кезеңдеріндегі ластану оқиғаларының ықтималдығын бағалады. Оның үш РТГ-нің бірінен немесе бірнешеуінен (немесе 129 радиоизотопты жылытқыш блогынан) ұшырылғаннан кейінгі алғашқы 3,5 минут ішінде радиоактивті заттар шығуына себеп болатын апаттың болу ықтималдығы 1:1400 деп есептелді; орбитаға шығу кезіндегі шығарылу ықтималдығы 1:476 болды; содан кейін кездейсоқ шығарылу ықтималдығы миллионнан азына дейін төмендеді. Егер ұшыру кезеңінде (мысалы, ғарыш кемесі орбитаға жетпеген жағдайда) ластануға әкелуі мүмкін апат болса, РТГ-ден шығарылған ластану ықтималдығы 1:10 деп бағаланды. Ұшыру сәтті аяқталды және Кассини-Гюйгенс Сатурнға жетті. Радиоактивті материалдың таралу қаупін азайту үшін отын жеке модульдік бөлімдерде, өз жылу қорғанысымен сақталады. Олар иридий металл қабатымен қоршалған және жоғары беріктікке ие графит блоктарына орналастырылған. Бұл екі материал да коррозияға және жоғары температураға төзімді. Графит блоктарының үстін аэродінамиялық қабық жабады, ол бүкіл құрылымды Жер атмосферасына қайта кірген кездегі қызудан қорғауға арналған. Плутоний отыны да булану мен аэрозольге айналу қаупін азайтатын, жоғары температураға төзімді керамикалық түрінде сақталады. Керамика да өте ерімейтін. Осы РТГ-де қолданылатын плутоний-238-дің жартылай ыдырау периоды 87,74 жылды құрайды, ал ядролық қарулар мен реакторларда қолданылатын плутоний-239-дың жартылай ыдырау периоды 24 110 жылды құрайды. Жартылай ыдырау периодының қысқа болуының салдарынан плутоний-238, плутоний-239-ға қарағанда 275 есе радиоактивті (мысалы, граммына шаққанда). Мысалы, 3,6 кг плутоний-238, 1 тонна плутоний-239 сияқты секундына бірдей радиоактивті ыдырауға ұшырайды. Екі изотоптың сіңірілген радиоактивтілік бойынша зияндылығы шамамен бірдей болғандықтан, плутоний-238 салмағына шаққанда плутоний-239-ға қарағанда 275 есе улы. Кез келген изотоптан шығатын альфа-сәулесі теріге еніп өтпейді, бірақ плутонийды жұтқан немесе дем алған жағдайда ішкі органдарды сәулелендіруі мүмкін. Әсіресе қауіптісі – сүйек қаңқасы, оның беті изотопты сіңіруі мүмкін, сондай-ақ бауыр, онда изотоп жиналып, шоғырланады. РТГ-мен байланысты сәулеленудің мысалы – 2001 жылғы желтоқсанда Грузиядағы Лиа радиологиялық оқиғасы. Советтік кезеңде салынған Энгюри су электр стансасының жанында, белгісіз және дұрыс бөлшектелмеген Стронций-90 РТГ өзегі тасталды. Жақын маңдағы Лиа ауылының үш тұрғыны оған бейхабар түсіп, жарақат алды; олардың бірі 2004 жылдың мамырында алған жарақаттарынан қайтыс болды. Халықаралық атом энергиясы агенттігі апатты жою жұмыстарын жүргізіп, медициналық көмек ұйымдастырды. 2022 жылға дейін РТГ-нің қалған екі өзегі табылмады.

RTGs pose a risk of radioactive contamination: if the container holding the fuel leaks, the radioactive material may contaminate the environment. For spacecraft, the main concern is that if an accident were to occur during launch or a subsequent passage of a spacecraft close to Earth, harmful material could be released into the atmosphere; therefore their use in spacecraft and elsewhere has attracted controversy. However, this event is not considered likely with current RTG cask designs. For instance, the environmental impact study for the Cassini–Huygens probe launched in 1997 estimated the probability of contamination accidents at various stages in the mission. The probability of an accident occurring which caused radioactive release from one or more of its three RTGs (or from its 129 radioisotope heater units) during the first 3.5 minutes following launch was estimated at 1 in 1,400; the chances of a release later in the ascent into orbit were 1 in 476; after that the likelihood of an accidental release fell off sharply to less than 1 in a million. If an accident which had the potential to cause contamination occurred during the launch phases (such as the spacecraft failing to reach orbit), the probability of contamination actually being caused by the RTGs was estimated at 1 in 10. The launch was successful and Cassini–Huygens reached Saturn. To minimize the risk of the radioactive material being released, the fuel is stored in individual modular units with their own heat shielding. They are surrounded by a layer of iridium metal and encased in high strength graphite blocks. These two materials are corrosion and heat resistant. Surrounding the graphite blocks is an aeroshell, designed to protect the entire assembly against the heat of reentering the Earth's atmosphere. The plutonium fuel is also stored in a ceramic form that is heat resistant, minimising the risk of vaporization and aerosolization. The ceramic is also highly insoluble. The plutonium 238 used in these RTGs has a half life of 87.74 years, in contrast to the 24,110 year half life of plutonium 239 used in nuclear weapons and reactors. A consequence of the shorter half life is that plutonium 238 is about 275 times more radioactive than plutonium 239 (i. e. /g compared to /g). For instance, 3.6 kg of plutonium 238 undergoes the same number of radioactive decays per second as 1 tonne of plutonium 239. Since the morbidity of the two isotopes in terms of absorbed radioactivity is almost exactly the same, plutonium 238 is around 275 times more toxic by weight than plutonium 239. The alpha radiation emitted by either isotope will not penetrate the skin, but it can irradiate internal organs if plutonium is inhaled or ingested. Particularly at risk is the skeleton, the surface of which is likely to absorb the isotope, and the liver, where the isotope will collect and become concentrated. A case of RTG related irradiation is the Lia radiological accident in Georgia, December 2001. Strontium 90 RTG cores were dumped behind, unlabeled and improperly dismanteled, near the Soviet built Enguri Dam. Three villagers from the nearby village of lt=Lia were unknowingly exposed to it and injured; one of them died in May 2004 from the injuries sustained. The International Atomic Energy Agency led recovery operations and organized medical care. Two remaining RTG cores are yet to be found as of 2022.