放射性同位元素熱電発電機

放射性同位元素熱電発電機( RTG、RITEG ) は、放射性同位元素発電システム (RPS) とも呼ばれ、熱電対の配列を使用して、適切な放射性物質の崩壊によって放出される熱をゼーベック効果によって電気に変換するタイプの原子力電池です。このタイプの発電機には可動部品がなく、部品の摩耗や故障のリスクがなく、長期間にわたって遠隔地や過酷な環境に配置するのに最適です。

RTGは通常、燃料電池、バッテリー、発電機では経済的に供給できないほど長い期間、数百ワット（またはそれ以下）の電力を必要とするメンテナンス不要の状況や、太陽電池が実用的ではない場所に最適な電源です。RTGは、衛星、宇宙探査機、およびソ連が北極圏内に建設した一連の灯台などの無人遠隔施設の電源として使用されてきました。しかし、西側諸国は放射線事故による人体へのリスクを懸念して、RTGをこのように使用しませんでした。^[1]

RTG を安全に使用するには、ユニットの生産寿命を過ぎても放射性同位元素を封じ込めておく必要があります。RTG は高価なため、稀な状況や特殊な状況でのニッチな用途に限定される傾向があります。

RTGは1954年にマウンド研究所の科学者ケネス（ケン）C.ジョーダン（1921–2008）とジョン・バーデン（1918–2011）によって発明されました。^{[2] [3]}彼らは2013年に全米発明家の殿堂入りを果たしました。 ^{[4] [5]}ジョーダンとバーデンは1957年1月1日から陸軍通信隊の契約（R-65-8-998 11-SC-03-91）に従事し、ポロニウム210を熱源として熱を電気エネルギーに直接変換するのに適した放射性物質と熱電対の研究を行いました。RTGは1950年代後半に米国でオハイオ州マイアミズバーグのマウンド研究所が米国原子力委員会との契約に基づいて開発しました。このプロジェクトはバートラム・C・ブランケ博士が主導しました。^[6]

米国が宇宙に打ち上げた最初の RTG は、 1961 年に海軍のトランジット 4A 宇宙船に搭載され、 96 グラムのプルトニウム 238金属で駆動されたSNAP 3Bでした。地上で RTG が初めて使用されたのは、1966 年に米国海軍がアラスカの無人島フェアウェイ ロックで使用したときです。RTG はその場所で 1995 年まで使用されました。

RTG の一般的な用途は、宇宙船の電源供給です。数世代にわたる RTG 設計は、太陽電池パネルが実用的でないほど太陽から遠く離れた探査機に使用されてきました。そのため、 RTG はパイオニア 10 号と11 号、ボイジャー 1 号と2 号、ガリレオ、ユリシーズ、カッシーニ、ニューホライズンズに使用され、タイタンへのドラゴンフライミッションにも使用される予定です。RTG は、2 機のバイキング着陸船に電力を供給するために太陽電池パネルの代わりに使用されたほか、アポロ 12 号から17号 (SNAP 27)の乗組員が月に残した科学実験にも使用されました。アポロ 13 号の月面着陸は中止されたため、その RTG は南太平洋のトンガ海溝付近に残っています。^[7]キュリオシティとパーサヴィアランス火星探査車設計では、以前の世代の探査車で使用されていた太陽電池式のオプションよりも着陸地点の柔軟性が高く、寿命が長いRTGが選択されました。 ^{[8] [9] RTGは、}ニンバス、トランジット、LES衛星にも使用されました。比較すると、本格的な原子炉を使用して打ち上げられた宇宙船は、ソ連のRORSATシリーズとアメリカのSNAP-10Aのわずか数例のみです。

宇宙船に加えて、ソ連は1980年代後半までにソ連北極海岸の無人灯台と航行標識に電力を供給するために1,007台のRTG ^{[10]を建造した。 [10] [11]}ソ連では、さまざまな目的のために多くの異なるタイプのRTG（ベータMタイプを含む）が建造された。 1991年のソ連崩壊後、灯台は長年維持されなかった。この間に、略奪や氷/嵐/海の自然現象によって、いくつかのRTGユニットが姿を消した。^{[10] 1996年、}ロシアと国際的支援者によって灯台のRTGを廃止するプロジェクトが開始され、2021年までにすべてのRTGが撤去された。^[10]

1992年時点では、米国空軍も遠隔地にある北極の機器に電力を供給するためにRTGを使用しており、米国政府は世界中の遠隔地ステーションに電力を供給するためにそのようなユニットを何百台も使用しています。主にアラスカにあるTop-ROCCおよびSEEK IGLOOレーダーシステムの感知ステーションはRTGを使用しています。ユニットはストロンチウム90を使用し、宇宙船で使用されるよりも多くのそのようなユニットが地上と海底の両方に配備されており、公開された規制文書によると、米国は1970年代から1980年代にかけて少なくとも100〜150台を配備していました。^{[12] [更新が必要]}

過去には、小型の「プルトニウムセル」（非常に小型の²³⁸ Pu 駆動 RTG）が、非常に長い「バッテリー寿命」を確保するために、埋め込み型心臓ペースメーカーに使用されていました。 ^[13] 2004 年の時点で^{[アップデート]}、約 90 台がまだ使用されていました。2007 年末までに、その数はわずか 9 台にまで減少したと報告されています。^[14]マウンド研究所心臓ペースメーカー プログラムは、1966 年 6 月 1 日に NUMEC と共同で開始されました。^[15]火葬中に熱源がそのまま残らないことが判明したため、ユニットがユーザーの遺体と一緒に火葬されないことを完全に保証する方法がなかったため、1972 年にプログラムは中止されました。

RTG の設計は、原子力技術の基準からすると単純です。主な構成要素は、放射性物質 (燃料) を収容する頑丈な容器です。容器の壁には熱電対が配置され、各熱電対の外側の端はヒートシンクに接続されています。燃料の放射性崩壊により熱が発生します。燃料とヒートシンクの温度差により、熱電対が電気を生成します。

熱電対は、ゼーベック効果を利用して熱エネルギーを直接電気エネルギーに変換できる熱電デバイスです。2種類の金属または半導体材料で作られています。これらが閉ループで相互に接続され、2つの接合部の温度が異なる場合、ループに電流が流れます。通常、多数の熱電対が直列に接続され、より高い電圧が生成されます。

RTG と核分裂炉は、非常に異なる核反応を利用しています。原子力発電炉 (宇宙で使用される小型のものを含む) は、連鎖反応で制御された核分裂を実行します。反応の速度は中性子吸収制御棒で制御できるため、需要に応じて電力を変えたり、メンテナンスのために (ほぼ) 完全に停止したりできます。ただし、危険なほど高い電力レベルでの制御不能な操作、さらには爆発や原子炉メルトダウンを回避するための注意が必要です。RTG では連鎖反応は発生しません。熱は、燃料同位体の量とその半減期のみによって決まる、調整不可能で着実に減少する速度での自発的な放射性崩壊によって発生します。RTG では、熱発生を需要に応じて変えたり、不要なときに停止したりすることはできず、消費電力を削減して後で使用するためにエネルギーを節約することもできません。したがって、ピーク需要を満たすために補助電源 (充電式バッテリーなど) が必要になる場合があり、宇宙ミッションの打ち上げ前および飛行初期段階を含め、常に適切な冷却を提供する必要があります。RTG では、原子炉のメルトダウンや爆発などの大規模な故障は起こり得ませんが、ロケットが爆発したり、装置が大気圏に再突入して分解したり、地上の RTG が嵐や季節的な氷で損傷したり、破壊されたりした場合は、放射能汚染のリスクが依然として残ります。

プルトニウム 238 の不足により、亜臨界反応を利用した新しいタイプの RTG が提案されている。^{[16]このタイプの RTG では、放射性同位元素からのアルファ崩壊が、}ベリリウムなどの適切な元素とのアルファ中性子反応にも使用される。このようにして、長寿命の中性子源が生成される。このシステムは 1 に近いが 1 未満の臨界度、つまりK _eff < 1 で動作しているため、亜臨界増殖が達成され、中性子バックグラウンドが増加し、核分裂反応からエネルギーが生成されます。RTG で生成される核分裂の数は非常に少ない (ガンマ線は無視できるほど) ですが、各核分裂反応は各アルファ崩壊の 30 倍以上のエネルギーを放出するため (6 MeV に対して 200  MeV )、最大 10% のエネルギー増加が達成可能であり、これはミッションごとに必要な²³⁸ Puの削減につながります。このアイデアは2012年にNASAの毎年恒例のNSPIREコンペティションでNASAに提案され、2013年にアイダホ国立研究所の宇宙原子核研究センター（CSNR）に実現可能性の研究のために持ち込まれました。^{[17] [検証に失敗]}しかし、本質的な部分は変更されていません。

RTGは、現実的な恒星間前駆ミッションや恒星間探査機での使用が提案されている。 [ ^18]この例としては、NASAの革新的恒星間探査機（2003年～現在）の提案がある。 ^[19] 2002年には、この種のミッション用に²⁴¹アメリシウムを 使用するRTGが提案された。 ^[18]これは、長期的に見てプルトニウムよりも出力の低下が緩やかであるため、恒星間探査機のミッションを最大1000年延長できる可能性がある。^[ 18]この研究では、RTGの他の同位体も検討され、ワット/グラム、半減期、崩壊生成物などの特性が調べられた。 ^[18] 1999年の恒星間探査機の提案では、3つの先進的放射性同位体電源（ARPS）の使用が提案された。^[20] RTGの電気は、探査機上の科学機器への電力供給や地球との通信に使用できる。^{[18]あるミッションでは、}イオンエンジンに電力を供給するために電気を使用することを提案し、この方法を放射性同位元素電気推進（REP）と呼んだ。^[18]

自己誘導静電場に基づく放射性同位元素熱源の出力増強が提案されている。^[21] 著者らによると、ベータ線源を使用することで5～10%の増強が達成できる可能性がある。

典型的な RTG は放射性崩壊によって駆動され、熱電変換​​による電気を特徴としますが、知識のために、その概念にいくつかのバリエーションを持ついくつかのシステムがここに含まれています。

既知の宇宙船/原子力発電システムとその運命。システムはさまざまな運命に直面しており、たとえば、アポロのSNAP-27は月に残されました。^[22]他の宇宙船にも小さな放射性同位元素ヒーターが搭載されています。たとえば、火星探査ローバーにはそれぞれ1ワットの放射性同位元素ヒーターが搭載されています。宇宙船はさまざまな量の物質を使用します。たとえば、MSLキュリオシティには4.8kgのプルトニウム238二酸化物が搭載されています。^[23]

** 実際にはRTGではないが、BES-5 Buk（БЭС-5）原子炉は半導体ベースの熱電対を使用して熱を直接電気に変換する高速原子炉であった^{[28] [29]}

*** SNAP-10Aは実際にはRTGではありませんが、濃縮ウラン燃料、減速材としてのジルコニウム水素化物、液体ナトリウムカリウム合金冷却材を使用し、ベリリウム反射体で活性化または不活性化されました^[27]原子炉の熱は熱電変換システムに供給され、電力が生成されました。^[27]

**** 実際には RTG ではありませんが、ASRG は放射性同位元素で動作するスターリング電源装置を使用します (スターリング放射性同位元素発生器を参照)

RTGで使用される放射性物質にはいくつかの特性がなければならない: ^[35]

1. 半減期は、妥当な時間にわたって比較的一定の割合でエネルギーを放出するのに十分な長さでなければなりません。与えられた量の時間当たりのエネルギー放出量 (電力) は、半減期に反比例します。半減期が 2 倍で崩壊あたりのエネルギーが同じ同位体は、モル当たりの放出率が半分になります。したがって、RTG で使用される放射性同位体の一般的な半減期は数十年ですが、特殊な用途では半減期が短い同位体を使用することもできます。
2. 宇宙飛行で使用する場合、燃料は質量と体積(密度)あたりで大量の電力を生成しなければなりません。地上での使用では、サイズ制限がない限り、密度と重量はそれほど重要ではありません。放射性放射線のエネルギーまたは放射性崩壊前後の質量損失がわかっていれば、崩壊エネルギーを計算できます。崩壊あたりのエネルギー放出は、モルあたりの電力生成に比例します。
3. 放射線は吸収されやすく熱放射線に変換されるタイプでなければならず、アルファ放射線が望ましい。ベータ放射線は制動放射線による二次放射線生成によって相当量のガンマ線/ X線を放出する可能性があるため、強力な遮蔽が必要である。同位体は、他の崩壊モードや崩壊連鎖生成物によって、一般に大量のガンマ線、中性子線、または透過性放射線を生成してはならない。^[6]

最初の2つの基準は、核種表全体の中で、可能な燃料の数を30個未満の原子同位体^[35]に制限します。

プルトニウム238、キュリウム244、ストロンチウム90、そして最近ではアメリシウム241が最も頻繁に引用される候補同位体ですが、1950年代初頭には約1,300個のうちさらに43個の同位体が検討されていました。^[6]

下の表は、必ずしも純粋な材料の出力密度ではなく、化学的に不活性な形態の出力密度を示している。アクチニドの場合、酸化物は通常十分に不活性であるため（そしてセラミックに変換して安定性をさらに高めることができるため）、これはあまり問題にならないが、それぞれセシウムやストロンチウムなどのアルカリ金属やアルカリ土類金属の場合、比較的複雑な（そして重い）化合物を使用しなければならない。例えば、ストロンチウムは一般にRTGでチタン酸ストロンチウムとして使用され、モル質量が約2倍に増加する。さらに、供給源によっては同位体純度が得られないこともある。使用済み核燃料から抽出されたプルトニウムにはPu-238の割合が低いため、RTGで使用するためのプルトニウム238は通常、ネプツニウム237を中性子照射して意図的に作られ、さらにコストが上がる。核分裂生成物中のセシウムは、Cs-135とCs-137がほぼ同量含まれ、さらに安定なCs-133が相当量含まれ、使用済み燃料が「若い」場合は短寿命のCs-134も含まれる。同位体分離はコストがかかり時間のかかるプロセスだが、これを避けるには、この点も考慮する必要がある。歴史的にRTGは比較的小型であったが、理論上はRTGがメガワットの_{熱出力範囲に達することを妨げるものは何もない。しかし、そのような用途では、}臨界質量がそのような量の電力を生成するのに必要な質量よりも桁違いに小さいため、アクチニドはより軽い放射性同位体ほど適していない。Sr-90、Cs-137、その他のより軽い放射性核種はいかなる状況下でも核連鎖反応を維持できないため、十分な量の材料を製造できれば、それらから任意のサイズと出力のRTGを組み立てることができる。しかし、一般的に、このような大規模 RTG の潜在的な用途は、小型モジュール型原子炉、マイクロリアクター、または非原子力電源 の領域になります。

プルトニウム238の半減期は87.7年で、出力密度は1グラムあたり0.57ワットと妥当であり、^[36]ガンマ線と中性子線のレベルは極めて低い。238 Puは遮蔽要件が最も低い。最後の基準を満たす候補同位体は3つだけ（上記にすべてが記載されているわけではない）で、放射線を遮断するために25 mm未満の鉛遮蔽を必要とする^。238 Pu ^（これら3つの中で最も優れている）は2.5 mm未満しか必要とせず、多くの場合、ケース自体が適切であるため、 ^{238 Pu RTGでは遮蔽は不要である。238 Puは}、プルトニウム（IV）酸化物（PuO ₂ ）の形で、RTGで最も広く使用されている燃料となっている。^[37] しかし、天然に豊富な酸素を含むプルトニウム（IV）酸化物は、およそプルトニウム238の放出率は2.3 × 10 ³  n/sec/gである。この放出率はプルトニウム238金属の中性子放出率に比べて比較的高い。軽元素不純物を含まない金属はおよそ2.8 × 10 ³  n/sec/g のプルトニウム 238。これらの中性子はプルトニウム 238 の自発核分裂によって生成されます。

金属と酸化物の放出率の差は、主に酸化物中に存在する酸素 18 および酸素 17 とのアルファ中性子反応によるものです。天然形態の酸素 18 の通常量は 0.204% ですが、酸素 17 の場合は 0.037% です。二酸化プルトニウム中に存在する酸素 17 と酸素 18 を減らすと、酸化物の中性子放出率は大幅に低下します。これは、気相¹⁶ O _{2交換法で実現できます。水酸化物として沈殿した}²³⁸ PuO ₂粒子の通常生産バッチを使用して、大量生産バッチを日常的に効果的に¹⁶ O ₂交換できることを示しました。高温で焼成した²³⁸ PuO _{2マイクロスフィアは}¹⁶ O ₂交換に成功し、²³⁸ PuO ₂の以前の熱処理履歴に関係なく交換が行われることが示されました。^{[38]通常の酸素を含む}_PuO2の中性子放出率が5分の1に低下するという現象は、1966年にマウンド研究所で心臓ペースメーカーの研究中に発見されたが、これは1960年に始まったマウンド研究所の安定同位体生産の経験によるところが大きい。このプロセスがなければ、大型熱源の製造に必要な遮蔽は非常に困難だっただろう。^[39]

このセクションで説明した他の3つの同位体とは異なり、²³⁸ Puは特別に合成する必要があり、核廃棄物として豊富に存在しません。現在、ロシアのみが大量生産を維持していますが、米国では2013年から2018年の間に合計50 g（1.8オンス）しか生産されていません。 ^[40]米国の関連機関は、年間300〜400グラム（11〜14オンス）の割合で物質の生産を開始したいと考えています。この計画に資金が供給されれば、2025年までに年間平均1.5 kg（3.3ポンド）を生産できるように自動化とスケールアップのプロセスを確立することが目標になります。^{[41] [40]}

ストロンチウム90はソ連の地上RTGで使用されてきた。90 Srはβ^崩壊により90 Yに崩壊し^、これはすぐにβ放出により再び崩壊する。238 Puよりも崩壊エネルギーは低いが 、^{半減期が28. 8}年と短く、原子量も小さいため、純金属の電力密度は1グラムあたり0.95ワットである。^[42]90
Srは、非常に反応性の高いアルカリ土類金属で、カルシウムとの化学的類似性により骨組織に蓄積するいわゆる「骨シーカー」です(骨に入ると、急速に分裂する組織である骨髄に重大な損傷を与える可能性があります)。通常、RTG では純粋な形では使用されません。最も一般的な形は、化学的にほぼ不活性で融点が高いペロブスカイト型チタン酸ストロンチウム (SrTiO _{3 ) です。}モース硬度が 5.5 であるため、ダイヤモンド模造品としては不向きですが、シールドからの偶発的な放出にも耐えられる硬度があり、粉塵があまり細かく分散しません。天然金属の代わりに SrTiO _{3 を使用することの欠点は、材料の TiO 3}部分が崩壊熱を生成しないため、出力密度が低下することです。90 Sr は^、両方の核分裂で高い核分裂生成物収率を示します。²³⁵
あなたと²³⁹
Puは使用済み核燃料から抽出すれば比較的安価で大量に入手できる。^[42] 酸化物または天然金属から始めて、SrTiO _3を得るための1つの方法は、水溶液中で水酸化ストロンチウムに変換することである。これは空気中の二酸化炭素を吸収して、溶解度の低い炭酸ストロンチウムになる。炭酸ストロンチウムと二酸化チタンを高温で反応させると、目的のチタン酸ストロンチウムと二酸化炭素が生成される。必要に応じて、チタン酸ストロンチウム生成物を焼結によってセラミックのような集合体に形成することができる。

1958年に米国原子力委員会によって最初に建設されたいくつかのプロトタイプRTGでは、ポロニウム210が使用されていました。この同位体は、高い崩壊率のために驚異的な電力密度（純粋な210 Poは140 W / gを放出）を提供しますが^、半減期が138日と非常に短いため、使用が制限されています。210 Poの0.5グラムのサンプルは、 500 °C（900 °F）を超える温度に達します。^{[43] 210 Poは}純粋なアルファ放射体であり、ガンマ線やX線をほとんど放出しないため、遮蔽要件は²³⁸ Puの場合と同じくらい低くなっています。半減期が短いため、環境への偶発的な放出が懸念される時間も短縮されますが、ポロニウム210は摂取すると極めて放射毒性が強く、化学的に不活性な形であっても「異物」として消化管を通過し、重大な危害を引き起こす可能性があります。一般的な生成経路（偶発的か意図的かを問わず）は、中性子照射である。²⁰⁹
Bi は、ビスマスの唯一の天然同位体です。この偶発的な生成が、液体金属原子炉の冷却材として鉛ビスマス共晶を使用することに反対する議論として挙げられています。しかし、ポロニウム 210 の需要が十分にある場合、CANDUの重水減速材からトリチウムを経済的に回収する方法と同様に、ポロニウム 210 の抽出は価値がある可能性があります。

アメリシウム241は、²³⁸ Puよりもはるかに利用可能性の高い候補同位体です。241 Amの半減期は432年で、238 Puの約5倍であり^、理論的には数世紀にわたってデバイスに電力を供給できますが、10年以上のミッションは2019年まで研究対象ではありませんでした。^{[44] 241} Amの出力密度は²³⁸ Puの4分の1に過ぎず、^{241 Amは238} Puよりも崩壊連鎖生成物を通じてより多くの透過性放射線を生成するため、より多くの遮蔽が必要です。RTGでの遮蔽要件は3番目に低く、²³⁸ Puと^{210 Poのみがより少ない遮蔽を必要とします。現在、 238} Puが世界的に不足しているため^[45]、^{241 Amは}ESAによってRTG燃料として研究されており^{[44] [46]}、2019年に英国の国立原子力研究所が使用可能な電力の生成を発表しました。^{[47] 238} Puに対する利点は、核廃棄物として生成され、ほぼ同位体純粋であることです。241 ^Am RTGのプロトタイプ設計では、5～50 W _{e RTG 設計で 2～2.2 W e} /kgが期待されていますが、実際のテストでは 1.3～1.9 W _eしか達成できないことが示されています。^[44] アメリシウム 241 は現在、家庭用の煙探知機に少量使用されており、その取り扱いと特性は十分に確立されています。しかし、アクチノイドの中で最も化学的に移動性の高い ネプツニウム 237に崩壊します。

キュリウム 250は、最も原子番号の小さい同位体で、主に自発核分裂によって崩壊します。このプロセスでは、アルファ崩壊よりも何倍も多くのエネルギーが放出されます。プルトニウム 238 と比較すると、キュリウム 250 は出力密度が約 4 分の 1 ですが、半減期は 95 倍です (約 8300 年対約 87 年)。これは中性子放出体であるため (カリホルニウム 252よりも弱いですが、完全に無視できるほどではありません)、用途によっては中性子放射線に対する追加の遮蔽が必要です。ガンマ線とベータ線による制動放射線に対する優れた遮蔽材である鉛は、中性子シールドとしては優れていない (代わりにほとんどの中性子を反射する) ため、中性子が懸念される用途では別の遮蔽材を追加する必要があります。

ほとんどの RTG は、半減期が 87.7 年である^{238 Pu を使用します。したがって、この物質を使用する RTG の出力は、1 年あたり 1 - (1/2) 1/87.7}倍、つまり 0.787% 減少します。

一例として、ボイジャー探査機が使用したMHW-RTGが挙げられます。製造から23年後の2000年には、RTG内の放射性物質の電力は16.6%減少し、初期出力の83.4%にまで低下しました。当初470Wの容量だったものが、この期間を過ぎると392Wにまで低下します。ボイジャーRTGの関連する電力損失は、熱エネルギーを電気エネルギーに変換するために使用されるバイメタル熱電対の劣化特性です。RTGは、予想された83.4%ではなく、元の総容量の約67%で動作していました。2001年の初めまでに、ボイジャーRTGによって生成された電力は、ボイジャー1号で315W、ボイジャー2号で319Wに低下しました。^[48] 2022年までに、これらの数値は約220Wに低下しました。^[49]

NASAは、熱電対をスクッテルダイト、すなわちコバルトヒ素（CoAs ₃）で作る多目的放射性同位元素熱電発電機（MMRTG）を開発しました。これは、現在のテルルベースの設計よりも小さな温度差で機能することができます。これは、同様のRTGが、ミッション開始時に25％多く、17年後には少なくとも50％多く電力を生成することを意味します。NASAは、次のニューフロンティアミッションでこの設計を使用することを望んでいます。^[50]

RTGに含まれる放射性物質は危険であり、悪意ある目的で使用されることさえある。それらは本物の核兵器には役立たないが、「ダーティーボム」には使用できる。ソ連はストロンチウム90（^90Sr ）を使用したRTGで動く無人灯台や航行標識を数多く建設した。それらは非常に信頼性が高く、安定した電源を提供する。ほとんどの施設には防護柵や警告標識さえなく、記録管理が不十分なため、これらの施設のいくつかはもはや場所がわかっていない。ある例では、放射能区画が泥棒によって開けられた。^[11] 別のケースでは、ジョージアのツァレンジハ地域で3人の木こりが遮蔽物が剥がされた2つのセラミックRTG孤児線源を発見した。2人の木こりは線源を背負って運んだ後、重度の放射線火傷で入院した。ユニットは最終的に回収され、隔離された。^[51]ロシアにはこのようなRTGが約1,000基あるが、そのすべてが設計上の耐用年数である10年をとうに超えている。これらのRTGのほとんどはおそらくもう機能しておらず、解体する必要があるかもしれない。それらの金属製ケースのいくつかは、放射能汚染の危険にもかかわらず、金属ハンターによって剥がされている。^[52]放射性物質を不活性な形に変換することで、放射線の危険性を知らない人々による盗難の危険性が軽減される（ゴイアニアの事故では、セシウムが容易に水に溶ける塩化セシウムの形で存在していた、放棄されたCs-137源で起こった）。しかし、十分に化学的に熟練した悪意のある行為者は、不活性物質から揮発性物質を抽出したり、不活性マトリックスを物理的に粉砕して微細な粉塵にすることで同様の分散効果を達成したりすることができる。

RTG は放射能汚染のリスクを伴います。燃料が入っている容器が漏れると、放射性物質が環境を汚染する可能性があります。

宇宙船の場合、主な懸念は、打ち上げ中またはその後の地球接近中に事故が発生した場合、有害物質が大気中に放出される可能性があることであり、そのため宇宙船やその他の場所でのそれらの使用は論争を呼んでいる。^{[53] [54]}

しかし、現在のRTGキャスクの設計では、この事象は起こりそうにないと考えられています。例えば、1997年に打ち上げられたカッシーニ・ホイヘンス探査機の環境影響調査では、ミッションのさまざまな段階で汚染事故が発生する可能性が推定されました。打ち上げ後の最初の3.5分間に、3つのRTGの1つ以上（または129の放射性同位元素ヒーターユニット）から放射性物質が放出される事故が発生する確率は、1,400分の1と推定されました。その後、軌道への上昇中に放出される可能性は476分の1でした。その後、偶発的な放出の可能性は100万分の1未満に急激に減少しました。^[55]打ち上げ段階で汚染を引き起こす可能性のある事故（宇宙船が軌道に到達できないなど）が発生した場合、実際にRTGが汚染を引き起こす確率は10分の1と推定されました。^[56]打ち上げは成功し、カッシーニ・ホイヘンス号は土星に到達しました。

放射性物質が放出されるリスクを最小限に抑えるため、燃料は個別の熱シールドを備えたモジュール ユニットに保管されます。燃料はイリジウム金属の層で囲まれ、高強度のグラファイトブロックで覆われています。これら 2 つの材料は耐腐食性と耐熱性があります。グラファイト ブロックの周囲にはエアロシェルがあり、大気圏再突入時の熱からアセンブリ全体を保護します。プルトニウム燃料も耐熱性のセラミック フォームで保管されるため、蒸発やエアロゾル化のリスクが最小限に抑えられます。このセラミックは極めて不溶性です。

これらのRTGで使用されるプルトニウム238の半減期は87 . 74年であるのに対し、核兵器や原子炉で使用されるプルトニウム239の半減期は24,110年である。半減期が短いため、プルトニウム238はプルトニウム239よりも約275倍放射能が高い（つまり、17.3キュリー（640  GBq）/ g対0.063キュリー（2.3 GBq）/ g ^[57]）。例えば、3.6  kgのプルトニウム238は、1トンのプルトニウム239と同じ数の放射性崩壊を毎秒起こす。吸収された放射能の観点から見た2つの同位体の罹患率はほぼ同じであるため、^[58]プルトニウム238は重量当たりプルトニウム239よりも約275倍毒性が強い。

どちらの同位体からも放出されるアルファ線は皮膚を透過しませんが、プルトニウムを吸入または摂取すると、内臓を照射する可能性があります。特に危険なのは、同位体を吸収する可能性が高い表面を持つ骨格と、同位体が集まって濃縮される 肝臓です。

RTG関連の被曝の事例としては、2001年12月にジョージアで起きたリア放射能事故がある。ストロンチウム90のRTGコアは、ソ連が建設したエングリダムの近くに、ラベルも貼られず不適切に解体されたまま投棄された。近くのリア村の3人の村民が知らないうちに被曝して負傷し、そのうち1人が2004年5月に負傷により死亡した。国際原子力機関が復旧作業を主導し、医療処置を組織した。2022年現在、残りのRTGコア2つはまだ見つかっていない。

RTG 駆動の宇宙船に関連する事故はいくつか知られています。

1. 1964年4月21日の打ち上げ失敗では、米国のトランジット5BN-3航法衛星が軌道に到達できず、マダガスカル北部で再突入時に燃え尽きた。^[59] SNAP -9a RTG内の17,000 Ci (630 TBq)のプルトニウム金属燃料は南半球の大気圏に放出され、そこで燃え尽き、数か月後にその地域でプルトニウム238の痕跡が検出された。この事故の結果、NASAの安全委員会は将来のRTG打ち上げでは無傷の再突入を要求することになり、それが今度はパイプラインのRTGの設計に影響を与えた。
2. ニンバスB-1気象衛星は、1968年5月21日の打ち上げ直後に軌道が不安定だったため、打ち上げロケットが故意に破壊された。ヴァンデンバーグ空軍基地から打ち上げられたSNAP-19 RTGには比較的不活性な二酸化プルトニウムが含まれ、5か月後にサンタバーバラ海峡の海底から無傷で回収され、環境汚染は検出されなかった。^[60]
3. 1969年、最初のルノホート月面探査車の打ち上げが失敗し、ポロニウム210がロシアの広い地域に拡散した。^[61]
4. 1970年4月のアポロ13号のミッション失敗により、月着陸船はRTGを搭載して大気圏に再突入し、フィジー上空で燃え尽きた。着陸船にはグラファイトキャスクに44,500 Ci (1,650 TBq)の二酸化プルトニウムを含んだSNAP-27 RTGが搭載されており、設計通り大気圏への再突入後も無傷で生き残り、太平洋のトンガ海溝の深さ6～9 kmに突入する軌道が設定されていた。大気および海水のサンプルでプルトニウム238による汚染がなかったことから、キャスクは海底で無傷であるとの仮説が裏付けられた。キャスクには少なくとも半減期の10倍 (870年) の燃料が収容されると予想される。米国エネルギー省は海水テストを実施し、再突入に耐えるように設計されたグラファイト製のケースは安定しており、プルトニウムの放出は起こらないと判断しました。その後の調査では、その地域の自然放射線の増加は確認されていません。アポロ 13 号の事故は、地球大気圏と月の間の領域から帰還する宇宙船の再突入速度が高かったため、極端なシナリオを表しています。この事故は、後世代の RTG の設計が非常に安全であることを実証する役割を果たしました。
5. マルス96号は1996年にロシアによって打ち上げられたが、地球周回軌道を離脱できず、数時間後に大気圏に再突入した。搭載されていた2つのRTGは合計200グラムのプルトニウムを搭載しており、設計通り再突入を生き延びたと推定されている。現在、それらはチリのイキケの東32kmを中心とする長さ320km、幅80kmの北東から南西に伸びる楕円形のどこかにあると考えられている。^[62]

1965年、インドのナンダ・デヴィ山の頂上付近で、中国のロケット試験施設から遠隔測定データを収集するCIAの遠隔自動ステーションに電力を供給するために設置される前に、吹雪の中、山頂近くの岩層に保管されていたRTGの1つであるSNAP-19Cが紛失した。7つのカプセル^[63]は雪崩によって山から氷河に流され、回収されることはなかった。カプセルは氷河を通り抜けて粉砕され、²³⁸ Pu-Zr合金燃料が氷河の下の煙の中で移動する土壌粒子を酸化した可能性が高い。^{[64] [ページが必要]}

ソ連が灯台やビーコンの電源として製造したベータM RTGの多くは、放射線源として使われなくなった。その設計では、本質的に安全なボルトや安全インターロック付きボルトの代わりに通常の工業用ボルトを使用できるようになっているため（おそらくコスト削減のため）、本質的に安全な開放機構を使用する必要はなく、不正開封防止シールドシステムも使用されていない。これらのユニットのいくつかは、金属くずのために違法に解体されたり、嵐、凍結、浸水にさらされたりしたが、これらはロシアの厳しい北極圏に放置されたものでよく見られる問題である。 ^[65]中には海に落ちたものや、設計不良や物理的損傷によりシールドに欠陥のあるものもある。米国防総省の協力的脅威削減プログラムは、ベータM RTGの材料がテロリストに悪用されて汚い爆弾を製造する可能性があることを懸念している。^[11]しかし、使用されているストロンチウムチタン酸ペロブスカイトは、あらゆる環境劣化に対して耐性があり、水に溶けたり溶解したりしない。SrTiO _{3 は}人間や他の動物の消化管をそのまま通過するため、生体内蓄積の可能性は低いですが、それを摂取した動物や人間は、通過中に敏感な腸壁にかなりの放射線量を浴びることになります。「小石」またはより大きな物体が微細な塵に機械的に分解される可能性が高く、物質が広範囲に拡散する可能性がありますが、これにより、高線量につながる単一の曝露イベントのリスクも軽減されます。

• アルカリ金属熱電変換器 – 熱を電気に変換する電気化学装置
• 原子力電池 – 放射性同位元素の崩壊から電気を生成する装置
• ベータボルタイク – 電流を生成する原子力電池の一種リダイレクト先の簡単な説明を表示するページ
• スターリング技術を使用したキロパワー原子炉 - 宇宙用の原子炉の製造を目的としたNASAのプロジェクトリダイレクト先の簡単な説明を表示するページ
• 光電式原子力電池 – 原子力エネルギーを利用した電池
• 放射性同位元素ヒーターユニット – 放射性崩壊によって熱を供給する装置
• 放射性同位体 – 過剰な核エネルギーを持ち、不安定になる原子リダイレクト先の簡単な説明を表示するページ
• スターリング放射性同位元素発生器 – 大型放射性同位元素ヒーターユニットで駆動するスターリングエンジンをベースにした放射性同位元素発生器リダイレクト先の簡単な説明を表示するページ
• 熱電子変換器 – 発電装置

ウィキメディア・コモンズには、放射性同位元素熱電発電機に関連するメディアがあります。

• NASA ラジオアイソトープ電力システム ウェブサイト – RTG ページ
• NASA JPL ブリーフィング、放射性同位元素発電システムによるフロンティアの拡大 – RTG 情報とより長いプレゼンテーションへのリンクを提供します
• SpaceViews: カッシーニ RTG 論争
• スターリング放射性同位元素発生器
• DOE の貢献 – 良いリンク
• アイダホ国立研究所 – RTG の製造元
• アイダホ国立研究所の MMRTG ページの写真ベースの「バーチャル ツアー」