Radionuklidbatterie

Eine Radionuklidbatterie, auch Radioisotopengenerator, Isotopenbatterie, Atombatterie wandelt die thermische Energie oder aber die Betastrahlung bzw. Alphastrahlung des spontanen Kernzerfalls eines Radionuklids in elektrische Energie um. Sie gewinnt ihre Energie aus radioaktivem Zerfall, nicht etwa aus einer Kernspaltung mit nachfolgender Kettenreaktion, und ist daher kein Kernreaktor.

Aktivitätsmessungen an dem für Cassini-Huygens bestimmten Radio­isotopen­generator im Kennedy Space Center

Bei ausschließlicher Nutzung der Wärmeenergie des Zerfalls spricht man von RTG (für radioisotope thermoelectric generator).

Radionuklidbatterien sind im Allgemeinen klein, kompakt und kommen ohne bewegliche Teile aus. Sie sind autonom, wartungsfrei und können über Jahre bis Jahrzehnte hinweg elektrische Energie liefern. Wirkungsgrade sind üblicherweise gering, da wartungsarme und leichte Energiewandler wichtiger sind als hohe Effizienz. Der Nachteil ist, dass die gelieferte Energie nicht gleichmäßig abgegeben wird, sondern mit der Zeit abnimmt. Der Generator muss demnach so dimensioniert werden, dass er gegen Ende der geplanten Nutzungsdauer noch genügend Energie abgeben kann.

Das Prinzip wurde bereits vor Entdeckung der Kernspaltung theoretisch diskutiert. Bereits 1913 wurde – anhand des natürlicherweise als Produkt der Zerfallsreihe des ²³⁸U vorkommenden ²²⁶Ra – durch Henry Moseley (1887–1915) im Labor ermittelt, welche Eigenschaften eine derartige nukleare Batterie hätte. Praktisch eingesetzt wurde das Prinzip allerdings erst nach dem Zweiten Weltkrieg unter Verwendung anthropogener Radionuklide.

Prinzip

Schnittbild durch ein RHU-Heizelement

Durch den Zerfall eines Radionuklids entsteht Wärmeenergie und Strahlung. Die Wärme kann entweder direkt als Wärmequelle verwendet (Radioisotope Heating Unit, RHU), oder mit Hilfe eines Wandlers in elektrische Energie umgesetzt werden. Die verschiedenen verwendbaren Radionuklide sind unten aufgelistet, ebenso die Möglichkeiten, aus der Zerfallswärme oder aus Betastrahlung elektrische Energie zu gewinnen.

Das Radionuklid im RTG ist so angeordnet oder in so geringer Menge vorhanden, dass auch bei Isotopen von Transuranen die kritische Masse zur Zündung einer Kettenreaktion nicht erreicht wird.

Radionuklidheizelement

→ Hauptartikel: Radionuklid-Heizelement

Der Einsatz als Heizelement geschieht heute an Bord von Raumsonden und Rovern, um die elektronischen Einrichtungen vor der Kälte im Sonnenschatten oder im äußeren Sonnensystem zu schützen. Sie kamen zum Beispiel an Bord des Lunochod (Polonium) und Cassini-Huygens (PuO₂) zum Einsatz. Eine RHU, wie sie vom U.S. Department of Energy für amerikanische Raumfahrtmissionen bereitgestellt wird, enthält 2,7 g chemisch und mechanisch stabiles gesintertes Plutoniumoxid. Dieses keramische Plutoniumdioxidpellet ist von einer Hülle aus einer Platin-Rhodiumlegierung umgeben, die sich in einer Isolierung aus Graphit und diese wiederum in einer Wärmedämmung aus demselben Material befindet. Die gesamte RHU ist eine 3,2 cm × 2,6 cm große Kapsel, die bei einer Gesamtmasse von ungefähr 40 g eine thermische Leistung von ca. 1 W liefert. Ein Radionuklid-Heizelement ist also keine Radionuklidbatterie zur Erzeugung von elektrischer Energie, sondern eine Wärmequelle.

Stromerzeugung

Beim Einsatz zum Erzeugen elektrischer Energie werden bis heute am häufigsten thermoelektrische Generatoren (siehe auch unten im Kapitel Wandler) eingesetzt. Sie arbeiten verschleißfrei ohne bewegte Teile und sind daher gut für ihr Einsatzgebiet (sonnenferne, langlebige Raumsonden) geeignet. Der Wirkungsgrad beträgt nur 3 bis 8 Prozent. Die darin zur Energiewandlung eingesetzten Peltierelemente benötigen zur Stromerzeugung einen möglichst großen Temperaturunterschied. Deshalb wird eine Seite durch das radioaktive Präparat erhitzt, die andere Seite strahlt über eine große Fläche mit hohem Emissionsgrad Wärmeleistung in die Umgebung ab und wird so gekühlt.

Alternativen sind im Entwicklungsstadium. Die vielversprechendste davon ist der AMTEC-Generator (Alkalimetall-thermisch-elektrischer Wandler, siehe unten). Er sollte ursprünglich auf der New-Horizons-Raumsonde eingesetzt werden, aus finanziellen Gründen wurde aber ein thermoelektrischer Generator (Typ GPHS-RTG) gewählt.

Teilschnitt-Darstellung eines ASRG (Advanced Stirling Radioisotope Generator)

Stirlinggenerator

Beim Konzept des „Advanced Stirling Radioisotope Generator“ (ASRG) wird mit der Wärme des Radioisotops ein Stirlingmotor betrieben, der wiederum einen Generator zur Stromerzeugung antreibt. Der Wirkungsgrad des Stirlingsmotors ist mit ca. 28 Prozent wesentlich höher als der von Thermoelementen, wodurch mit derselben Menge des Radionuklids wesentlich mehr elektrische Energie erzeugt werden kann. Aufgrund beweglicher Teile, die zum Ausfall des Systems führen können, ist ein ASRG jedoch nicht wartungsfrei. Bisher ist noch kein ASRG im Einsatz.

Vergleich mit Kernreaktoren

Gegenüber Kernreaktoren besitzen Radionuklidbatterien ein schlechteres Masse-Leistungs-Verhältnis. Der Brennstoffverbrauch ist unabhängig davon, ob elektrische Leistung entnommen wird oder nicht. Bei Radioisotopen mit kurzer Halbwertszeit fällt die Energieabgabe schnell ab. Deshalb muss immer ein Überschuss an Brennstoff mitgenommen werden, was höhere Kosten und eine schwerere Abschirmung erfordert. Vorteilhaft gegenüber Kernreaktoren sind hingegen die robustere und einfachere Bauweise mit weniger beweglichen Teilen und die Möglichkeit, auch im Bereich weniger Watt Leistung operieren zu können, was für Kernreaktoren üblicherweise nicht möglich ist, da eine Mindestmasse zum Erreichen und Erhalten von Kritikalität nötig ist. Auch thermisches Durchgehen bzw. Leistungsexkursion sind bei Radionuklidbatterien ausgeschlossen, da keine Kettenreaktion vorliegt und keine positiven Rückkopplungen möglich sind.

Genutzte und theoretisch nutzbare Nuklide

Damit ein RTG während des Einsatzes nicht zu stark an Leistung einbüßt, sollte das verwendete Radionuklid eine Halbwertszeit besitzen, die um den Faktor 2 bis 5 länger als die geplante Betriebsdauer ist. In der Raumfahrt muss das Radionuklid hinreichend viel Energie abgeben, um eine in Relation zu seiner Masse und seinem Volumen große Wärmeabgabe zu erreichen. Andererseits muss eine dünne Abschirmung genügen, damit der RTG nicht zu schwer wird. Sensible Messinstrumente – bzw. bei bemannten Missionen die Crew – müssen vor Strahlenschäden geschützt werden und bei geplanter Gammaspektroskopie würde das Signal in bestimmten Wellenlängen vom RTG „übertönt“. Allerdings ist bei Missionen jenseits der van-Allen-Gürtel ohnehin Sorge zu tragen, dass die Nutzlast kosmische Strahlung, Sonnenwind usw. übersteht. Besonders problematisch sind daher die folgenden Eigenschaften: Betastrahler setzen Bremsstrahlung frei, Gammastrahler und Nuklide mit hoher Spontanspaltungsrate sind wegen der Freisetzung von Gammastrahlen und Neutronen nicht gut geeignet. Für eine hinreichend große spezifische Wärmeabgabe sollte die Halbwertszeit nicht unnötig lang sein. Sonst wäre zu viel des Radionuklids nötig, wodurch die RTGs für eine vertretbare Startmasse zu schwer würden. Bei angedachten interstellaren Sonden sind Alphastrahler mit bis zu 10.000 Jahren Halbwertszeit in der Diskussion.

Bei Anwendungen auf der Erde ist die Masse der Abschirmung und die Leistungsdichte oft weniger wichtig, dafür jedoch der Preis des Radionuklids. Deshalb werden auf der Erde auch Betastrahler in RTGs verwendet. Die Zerfallsprodukte (in der ganzen Zerfallsreihe) des gewählten Nuklids dürfen jedoch ebenfalls keine allzu durchdringende Strahlung abgeben.

Einige Isotope aus dem abgebrannten Brennstoff von Kernkraftwerken können verwendet werden, wie zum Beispiel ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs, ¹⁴⁴Ce, ¹⁰⁶Ru oder ²⁴¹Am. Zu deren Gewinnung ist allerdings eine Wiederaufarbeitungsanlage nötig. Andere Nuklide müssen erst aufwändig durch Neutronenbestrahlung in einem Reaktor erbrütet werden, wozu teilweise sogar mehrere Durchgänge durch eine Wiederaufarbeitungsanlage nötig sind, zum Beispiel ²¹⁰Po, ²³⁸Pu oder ²⁴⁴Cm. ²⁴⁴Cm kostet ungefähr 160.000 US$/g.

Spaltprodukte sind ökonomisch attraktiv, da sie wenig oder keine andere Verwendung haben, und generell auch dort als „Abfall“ gelten, wo Wiederaufarbeitung betrieben wird – eine Nutzung dieses Koppelproduktes ist daher ökonomisch wie ökologisch (Kreislaufwirtschaft) prinzipiell wünschenswert. Allerdings sind die meisten Spaltprodukte Betastrahler und einige unter ihnen darüber hinaus starke Gammastrahler, was stärkere Abschirmung erfordert als bei Alphastrahlern. Diese Spaltprodukte haben keine kritische Masse, sodass der Größe entsprechender Anlagen keine physikalischen Grenzen gesetzt sind.

Natürlich vorkommende Radionuklide sind entweder zu langlebig (alle primordialen Nuklide) und haben eine zu geringe Leistungsdichte oder sie sind in zu geringer Konzentration vorhanden als dass ihre Extraktion aus natürlichen Quellen lohnenswert wäre (alle radiogenen und kosmogenen Nuklide). Auch bei Nukliden, welche in der Natur vorkommen wie ¹⁴C, ³H oder ²¹⁰Po, welche in RTGs genutzt werden oder genutzt werden könnten, wird die künstliche Erzeugung bevorzugt, da sie wirtschaftlicher ist. Historisch wurde allerdings über die Nutzung des natürlich vorkommenden ²²⁶Ra diskutiert, bevor die Möglichkeit der Erzeugung künstlicher Radionuklide bestand.

Im Folgenden Eigenschaften und Verwendungen einiger wichtiger Radionuklide:

Radio- nuklid	Halbwertszeit (Jahre)	Zerfall	Brennstoff	Spezifische Leistung⁠^a (W/g)	Abschir- mung	Schmelzpunkt des Brennstoffs (°C)
^060Co	0005,27	β, γ	Metall	018,9	schwer	1480
^090Sr	0028,78	β, β	SrTiO3	002,31	schwer	1910
^106Ru	0001,02	β, β	Metall	070,0	schwer	2310
^137Cs	0030,17	β, γ	CsCl oder Glas	000,60	schwer	0646 / –⁠^b
^144Ce	0000,78	β, β, γ	CeO2	062,6	schwer	2190
^147Pm	0002,62	β	Pm2O3	001,23	mittel	2130
^210Po	0000,38	α	GdPo	141	einfach	1630
^238Pu	0087,7	α	PuO2	000,568	einfach	2250
^242Cm	0000,45	α	Cm2O3	122	mittel	1950
^244Cm	0018,1	α	Cm2O3	002,84	mittel	1950
^241Am	0432,2	α	AmO2	000,112	mittel	2000
^243Am	7513⁠^c	α, β, α	AmO2	000,010⁠^c	≥ mittel	2000

^a 

Leistung bezogen auf die Masse des Nuklids, die auf die Masse des Brennstoffs bezogene ist entsprechend niedriger

^b 

Temperatur für Glas nicht angegeben

^c 

Effektive Halbwertzeit und Zerfallswärme der Zerfallsreihe ²⁴³Am → ²³⁹Np → ²³⁹Pu → ²³⁵U

(im stationären Zustand)

Cobalt ⁶⁰Co

Cobalt ⁶⁰Co wird durch Neutronenbeschuss von ⁵⁹Co erzeugt und zerfällt mit einer Halbwertszeit von 5,26 Jahren unter Betazerfall zunächst in einen angeregten Zustand von ⁶⁰Ni^* und anschließend unter Aussendung von energiereicher Gammastrahlung in den Grundzustand dieses Nuklids. ⁶⁰Co wird unter anderem zur Sterilisierung oder Konservierung von Lebensmitteln, zur Materialuntersuchung (Durchstrahlungsprüfung) und in der Krebstherapie in Form der Kobaltkanone verwendet. Bei der Verwendung in einer Radioisotopenbatterie wäre deshalb eine sehr dicke Abschirmung nötig.

Strontium ⁹⁰Sr

Strontium ⁹⁰Sr fällt als Spaltprodukt in Kernreaktoren an und ist ein Betastrahler mit 28,78 Jahren Halbwertszeit. Die Zerfallsenergie beträgt 0,546 MeV. Diese Betastrahlung setzt Bremsstrahlung frei. Das Zerfallsprodukt Yttrium ⁹⁰Y setzt mit 2,282 MeV noch härtere Betastrahlung mit stärkerer Bremsstrahlung frei. Deshalb benötigt ⁹⁰Sr eine viel dickere Abschirmung als ein Alpha-Strahler. ⁹⁰Sr hat eine kurze Zerfallskette und zerfällt über ⁹⁰Y mit 64,10 Stunden Halbwertszeit zu stabilem Zirkonium ⁹⁰Zr. Die Strahlung ist nach etwa 900 Jahren auf einen ungefährlichen Wert gesunken. ⁹⁰Sr kann in großen Mengen bei der Wiederaufarbeitung gewonnen werden und wird in RTGs auf der Erde verwendet, wo die Masse der Abschirmung nicht so entscheidend ist wie in der Raumfahrt. Als Erdalkalimetall verhält sich Strontium chemisch ähnlich wie Calcium, bildet also ein wasserlösliches Hydroxid, wenn das Metall oder Oxid in Kontakt mit Wasser gerät. Das Carbonat bzw. Sulfat sind schwer wasserlöslich allerdings nicht sonderlich physikalisch beständig. Daher bietet sich Strontiumtitanat als chemisch wie physikalisch beständige Form an und wurde z. B. in der UdSSR auch großtechnisch für diese Verwendung hergestellt.

Ruthenium ¹⁰⁶Ru

Ruthenium ¹⁰⁶Ru fällt als Spaltprodukt in Kernreaktoren an und ist ein Betastrahler, der mit einer Halbwertszeit von 373,6 Tagen zu Rhodium ¹⁰⁶Rh zerfällt, was zu einem schnellen Leistungsverlust der Isotopenbatterie führt. Es besitzt eine hohe Leistungsdichte und einen hohen Schmelzpunkt von 2310 °C. Da die emittierte Betastrahlung wiederum Bremsstrahlung freisetzt, wird eine dicke Abschirmung benötigt. Das Zerfallsprodukt ¹⁰⁶Rh ist ebenfalls ein Betastrahler und zerfällt mit einer Halbwertszeit von 29,80 Sekunden unter Abgabe von harter Betastrahlung und intensiver Bremsstrahlung zu stabilem Palladium ¹⁰⁶Pd.

Caesium ¹³⁷Cs

Caesium ¹³⁷Cs fällt als Spaltprodukt in Kernreaktoren an und hat 30,17 Jahre Halbwertszeit. Es benötigt eine aufwändigere Abschirmung für die Strahlung als ein Alpha-Strahler, da es Betastrahlung emittiert und das Zerfallsprodukt Barium ^137mBa ein starker Gammastrahler ist. Als Vorteil kann gelten, dass es nur über die erwähnte Zwischenstufe (^137mBa mit 2,55 Minuten Halbwertszeit) zu stabilem ¹³⁷Ba zerfällt und nicht über eine lange Zerfallskette wie bei den Transuranen. ¹³⁷Cs kann in großen Mengen bei der Wiederaufarbeitung gewonnen werden. Da das sehr langlebige ¹³⁵Cs ähnlich häufig als Spaltprodukt anfällt wie ¹³⁷Cs sind ohne Isotopentrennung nur etwa halb so große Leistungsdichten erreichbar wie erwartet werden könnte.

→ Hauptartikel: Cäsium-Barium-Generator

Cer ¹⁴⁴Ce

Cer ¹⁴⁴Ce fällt ebenfalls als Abfallprodukt in Kernreaktoren an und besitzt eine gute Leistungsdichte. Jedoch ist die Halbwertszeit mit 284,9 Tagen für Anwendungen in der Regel zu kurz. Zudem ist es ein Betastrahler und setzt daher Bremsstrahlung frei. Das Zerfallsprodukt Praseodym ¹⁴⁴Pr zerfällt mit 17,28 Minuten Halbwertszeit durch Betazerfall weiter zu Neodym ¹⁴⁴Nd, wobei es noch härtere Bremsstrahlung freisetzt. Das ¹⁴⁴Nd zerfällt durch Alphazerfall mit einer extrem langen Halbwertszeit von 2,29 Billiarden Jahren zum stabilen Cer ¹⁴⁰Ce.

Promethium ¹⁴⁷Pm

Promethium ¹⁴⁷Pm ist ein Betastrahler und hat eine relativ kurze Halbwertszeit von 2,62 Jahren. Er wird in erster Linie im Rahmen der Betavoltaik zur Energieerzeugung genutzt, weiterhin unter anderem als anregender Betastrahler in Leuchtziffern von Uhren und in Kaltlichtquellen von Signalanlagen verwendet. Es fällt als Abfallprodukt in Kernreaktoren an und kann bei der Wiederaufarbeitung gewonnen werden. Promethium ¹⁴⁷Pm zerfällt zu Samarium ¹⁴⁷Sm, das wiederum durch Alphazerfall mit der sehr langen Halbwertszeit von 106 Milliarden Jahren zu stabilem Neodym ¹⁴³Nd zerfällt.

Polonium ²¹⁰Po

Polonium ²¹⁰Po wird durch Neutronenbeschuss von ²⁰⁹Bi erzeugt. Es besitzt mit 141 W/g die höchste Leistungsdichte und benötigt als Alphastrahler nur eine geringe Abschirmung. Da die Halbwertzeit mit 138,376 Tagen gering ist, wurde es bisher nur im RHU des Lunochod eingesetzt, da dort die Missionsdauer ausreichend kurz war. Es zerfällt zum stabilen Bleiisotop ²⁰⁶Pb. Polonium-210 kommt natürlicherweise als Produkt der Zerfallsreihe von ²³⁸U vor, jedoch ist seine Extraktion aus Uranerz nur von akademischen Interesse. Hauptquelle sind Kernreaktoren mit Blei-Bismut-Kühlung, wo Polonium durch Neutroneneinfang gefolgt von Betazerfall aus Bismut entsteht.

Radium ²²⁶Ra

Radium kommt in der Natur als Zerfallsprodukt des ²³⁸U vor und war vom Zeitpunkt seiner Entdeckung bis etwa zum Zeitpunkt der Entdeckung der Kernspaltung das wichtigste Produkt des Bergbaus von Uranerzen. Da es eines der seltensten Elemente ist (~300 mg Radium pro Tonne Uran im säkularen Gleichgewicht), war seine Gewinnung aus Erzen immer sehr teuer und wurde mit der Verfügbarkeit künstlicher Radionuklide fast vollständig aufgegeben. Vorteilhaft ist nichtsdestotrotz die Gewinnbarkeit aus entsprechenden Erzen oder Tailings (Phosphorgips enthält je nach Quelle genug Radium um unter rechtliche Vorschriften des Strahlenschutzes zu fallen) auf rein chemischem Wege ohne der Notwendigkeit, kerntechnische Anlagen oder Teilchenbeschleuniger vorzuhalten. ²²⁶Ra ist ein Alphastrahler mit einer relativ langen Halbwertszeit von 1.600 Jahren. Dadurch ergibt sich eine verhältnismäßig geringe spezifische Aktivität (das Curie ist als die Aktivität von einem Gramm ²²⁶Ra definiert und entspricht 37 GBq) und damit auch eine geringe Leistungsdichte aber eine lange Lebensdauer. Der limitierende Faktor bei der Lebensdauer von Radium-RTGs wäre somit nicht der Zerfall des Radiums, sondern die Haltbarkeit anderer Bauteile bzw. der Effekt der Entwicklung des radioaktiven Edelgases Radon durch den Zerfall von Radium. Ist das Design nicht darauf angelegt, entstehendes Radon entweichen zu lassen, so sind auch die Beta- und Alphazerfälle aller weiteren Glieder der Zerfallskette bis zu stabilem ²⁰⁶Pb, sowie das jeweils anfallende Helium, relevant und müssen entsprechend bei der Konstruktion berücksichtigt werden. Entweichendes Radon stellt eine radioaktive Belastung der Umgebung dar, was Einsätze an irdischen Standorten limitiert. Der Alphazerfall von ²²⁶Ra zu ²²²Rn liefert etwa 4,87062 MeV, woraus sich anhand der spezifischen Aktivität eine Leistungsdichte von etwa 28,87 Watt pro Kilogramm ergibt.

Plutonium ²³⁸Pu

Durch Zerfallsenergie glü­hen­des Pellet aus Plutonium­dioxid – das Pellet im Foto gibt 62 W in Form von Wärme ab.

Plutonium ²³⁸Pu wird für die Verwendung in Radionuklidbatterien gezielt hergestellt. Es wird in den meisten RTGs der Raumfahrt verwendet. Typische Generatoren für Raumsonden sind mit keramischem Plutoniumdioxid (PuO₂) in Form fester Blöcke befüllt. Es ist chemisch stabil, wasserunlöslich, zerstäubt nicht und hat einen höheren Schmelzpunkt als metallisches Plutonium. Die durch radioaktiven Zerfall entstehende Wärmeleistung des Brennstoffs beträgt etwa 500 W/kg.

²³⁸Pu ist ein Alphastrahler mit niedriger Spontanspaltungsrate und dadurch geringer Neutronen- und Gammaemission mit einer Halbwertszeit von 87,7 Jahren. Die relativ lange Halbwertszeit (= mehrere Jahrzehnte Einsatzzeit des RTG) und geringe Emission schwer abschirmbarer Strahlung führen dazu, dass es nur die dünnste Strahlenabschirmung der hier genannten Nuklide benötigt. Eine Menge von 300 g ²³⁸Pu liefert nach thermoelektrischer Wandlung mit etwa 8 % Wirkungsgrad zum Beispiel etwa 11 W elektrische Leistung, innerhalb von 10 Jahren somit etwa 933 kWh elektrische Energie. Geringe Mengen ²³⁸Pu finden sich in abgebranntem Brennstoff, aber aufgrund der Mischung mit anderen Plutoniumisotopen wäre eine Extraktion umständlich und teuer. Üblicherweise wird ²³⁷Np in Kernreaktoren mit Neutronen bestrahlt, welches über Neutroneneinfang und Betazerfall ²³⁸Pu liefert. ²³⁷Np ist verhältnismäßig einfach verfügbar, da es bis zu einem Masseprozent von kommerziellen abgebrannten Brennstoff ausmacht und kaum andere Anwendungen hat.

Curium ²⁴²Cm

Curium ²⁴²Cm besitzt die zweithöchste Energiedichte und mit 162,8 Tagen eine sehr kurze Halbwertszeit. Seine Herstellung ist aufwändig und sehr teuer. Es zerfällt direkt zu ²³⁸Pu und wird hier nur der Vollständigkeit wegen erwähnt.

Curium ²⁴⁴Cm

Curium ²⁴⁴Cm muss in Kernreaktoren erbrütet werden und hat 18,1 Jahre Halbwertszeit. Es ist ein Alphastrahler, jedoch ist seine Spontanspaltungsrate und damit die Neutronen- und Gammastrahlung höher als die von ²³⁸Pu, so dass die Abschirmung dicker sein muss. Seine Halbwertszeit ist viel geringer, so dass ein RTG mit ihm eine viel kürzere Einsatzdauer hätte.

Americium ²⁴¹Am

Americium ²⁴¹Am entsteht beim Betazerfall von ²⁴¹Pu, das in Kernreaktoren in kleinen Mengen erbrütet wird. Es ist mit 432,2 Jahren Halbwertszeit für RTGs geeignet, die nicht nur Jahrzehnte, sondern jahrhundertelang elektrische Energie liefern müssen. Jedoch ist Americium kein reiner Alphastrahler, sondern gibt beim Zerfall große Mengen relativ weicher Gammastrahlung ab, weil nur zirka 0,35 % aller ²⁴¹Am-Atome die gesamte Zerfallsenergie dem Alphateilchen mitgeben. Die Neutronenabgabe ist höher als bei ²³⁸Pu. Deshalb würden RTGs mit diesem Isotop eine etwas dickere Abschirmung als die mit ²³⁸Pu-Füllung benötigen. Americium-241 wird auch in Rauchmeldern verwendet, welche über die Ionisation der Luft arbeiten. Hiermit besteht bereits einiges an Erfahrung in der großtechnischen Extraktion und Handhabung dieses Nuklids und ein möglicher sekundärer Absatzmarkt. ESA forscht mit dem ENDURE-Programm an einem technisch ausgereiften RTG auf Basis von ²⁴¹Am, der bis zum Ende der 2020er Jahre zum Einsatz kommen soll.

Americium ²⁴³Am

Americium ²⁴³Am entsteht beim Betazerfall des von Kernreaktoren in sehr kleinen Mengen erbrüteten Plutonium ²⁴³Pu. Es wäre mit 7370 Jahren Halbwertszeit für RTGs mit etwa 5000 Jahren Einsatzdauer geeignet.

Für Americium wie Curium gilt, dass sie in abgebrannten MOX-Brennelementen in höheren Mengen enthalten sind, als in „gewöhnlichem“ Uranbrennstoff. Grund dafür ist, dass MOX-Brennstoff einen höheren Gehalt schwererer Actinoide (Massezahl 238 und aufwärts) hat, und daher weniger Neutroneneinfänge nötig sind um die Isobaren der Massezahlen 241–243 zu erzeugen. Da die Hauptbestandteile von abgebrannten MOX-Brennelementen (²³⁸U und eine Pu-Mischung mit hohen Anteilen nicht spaltbaren ²⁴⁰Pu und ²⁴²Pu) jedoch wenig attraktiv sind, werden die ohnehin knappen Kapazitäten in Wiederaufarbeitungsanlagen kaum zur Wiederaufarbeitung von MOX genutzt, weswegen diese potentielle Ressource fast vollständig brach liegt.

Wandler

Zur Energiewandlung kommen mehrere Prinzipien in Frage bzw. wurden erprobt:

Schema eines Thermoelektrischen Wandlers

• Thermoelektrischer Generator: (engl. radioisotope thermoelectric generator, kurz RTG) ein Radionuklid erzeugt Wärme und betreibt einen thermoelektrischen Generator, ähnlich einem Peltierelement (Seebeckeffekt bzw. inverser Peltiereffekt). Diese Art Isotopengeneratoren ist die gebräuchlichste. Er enthält ein oder mehrere radioaktive Heizelemente, die direkt in den Radioisotopengenerator eingeschoben werden. Der Radioisotopengenerator besteht aus einem Metallzylinder, in dessen Wand die Thermoelemente eingelassen sind. Er besitzt an seiner Außenwand Kühlrippen, um die von den Heizelementen erzeugte Wärme abzugeben und so die für den Betrieb der Thermoelemente notwendige Temperaturdifferenz herzustellen. Der Wirkungsgrad liegt bei 3 bis 8 Prozent.
• Thermionischer Generator: er nutzt die Glühemission von Elektronen aus einer durch das Radionuklid erhitzten Glühkathode. Wirkungsgrad etwa 10 bis 20 Prozent, allerdings sind hohe Temperaturen von zumindest etwa 750 °C notwendig.
• Thermophotovoltaischer Generator: er nutzt die Infrarotstrahlung des sich bis zur Glut erhitzenden Radionuklides und wandelt sie mit Photodioden ähnlich wie Solarzellen in Strom um. Der Wirkungsgrad liegt anfänglich bei 20 bis 30 Prozent, sie degradieren allerdings bei Betrieb mit Radionukliden durch Strahlenschäden ziemlich schnell.
• Betavoltaik-Batterien: sie wandeln Betastrahlung in einem Halbleiter ähnlich einer Photodiode direkt in elektrischen Strom um. Das Problem ist hier der schlechte Wirkungsgrad, der bei rund 7 Prozent liegt. Das Thema ist Gegenstand von Forschungen der USAF. Hierbei spielt die Zerfallswärme keine Rolle.
• Alphavoltaik-Batterien: sie wandeln Alphastrahlen in elektrische Energie um. Die Zerfallswärme wird ebenfalls nicht genutzt.
• Alkalimetall-thermisch-elektrischer Wandler: (engl. alkali-metal thermal to electric converter, kurz AMTEC). Er nutzt Komponenten der Natrium-Schwefel-Batterie. Der Aufbau ähnelt einer Brennstoffzelle: Durch die Wärme des Radionuklides verdampftes Natrium wird durch einen Festelektrolyt aus Aluminiumoxid-Keramik gedrückt. Da die Keramik nur Na⁺-Ionen leitet, muss das Elektron über einen Verbraucher zum anderen Ende der Keramik fließen. Dort vereinigen sich Natriumion und Elektron und werden an einem Kondensator verflüssigt. Das flüssige Natrium wird mit Hilfe einer magnetohydrodynamischen Pumpe zum Verdampfer transportiert, der Kreislauf beginnt von vorne. Der Wirkungsgrad liegt bei 15 bis 25 Prozent, in Zukunft werden bis zu 40 Prozent für möglich gehalten.
• Stirlingmotor: (engl. stirling radioisotope generator, kurz SRG). Die von den Radioisotopen erzeugte Wärme treibt einen Stirlingmotor an. Sein Wirkungsgrad (20 bis 30 Prozent) ist höher als bei thermoelektrischen Elementen, im Gegensatz zu thermoelektrischen oder AMTEC-Wandlern benutzt er allerdings bewegte Teile. Die inzwischen entwickelten Advanced Stirling Radioisotope Generators sind bisher noch nicht eingesetzt worden. Wegen des Risikos durch die beweglichen Teile der Generatoren plant die NASA, sie zuerst bei einer preiswerten Mission zu testen, bevor sie bei einer teuren Mission verwendet werden.
• Dampfzyklus: Prinzipiell denkbar wäre auch – analog zu anderen Dampfkraftwerken – ein Zyklus mit Dampferzeuger, Dampfturbine, Kondenser usw. unter Umständen mit Entnahme von Kühlwasser aus der Umgebung. Der Nachteil eines solchen Systems ist, dass Wartungsarmut, geringes Gewicht und geringe Größe vollständig verloren gehen. Dafür können Wirkungsgrade erzielt werden, welche deutlich oberhalb der anderen Optionen liegen. Lohnend wäre ein solcher Einsatz nur als stationäres Kraftwerk mit entsprechender Bedienmannschaft – entweder zur Versorgung eines konstante Leistung benötigenden Inselnetzes oder als Grundlast-Lieferant im Verbundnetz. Da eine derartige Anlage große Mengen Radionuklide benötigt, um sinnvoll arbeiten zu können, scheiden Transurane mit niedriger kritischer Masse aus. Aufgrund der erwähnten Hindernisse und der hohen Kosten geeigneter Radionuklide wurde keine derartige Anlage je gebaut oder in Erwägung gezogen. Denkbar wäre jedoch ein Einsatz in Kombination mit einer Wiederaufarbeitungsanlage für abgebrannte Kernbrennstoffe um die Zerfallswärme der radioaktiven Spaltprodukte als Koppelprodukt einer sinnvollen Nutzung zuzuführen.

Anwendungen

Aufgrund der hohen Energiedichte bei gleichzeitiger Wartungsarmut und voll- oder teilautomatischem Betrieb über die gesamte Einsatzdauer bieten sich Radionuklidbatterien für Inselnetze in unzugänglichen Bereichen und an Orten, wo regelmäßige Versorgung mit Treibstoff oder Ersatzteilen schwer bis gar nicht möglich ist, an. Neben dem Einsatz im Weltraum, welcher nach wie vor ungebrochene Bedeutung genießt, ist auf Erden vor allem der Einsatz in der Periökumene zu nennen, also in Wetter- und Forschungsstationen, Bergbaucamps und dergleichen inmitten unbesiedelter Gebiete. Aufgrund der zunehmenden Effizienz von Solarzellen (und in einigen Fällen Windkraftanlagen) sowie politischen Bedenken gegen den Einsatz radioaktiver Stoffe – selbst wenn diese objektiv weniger gefährlich sind als äquivalente Mengen erdölbasierter Treibstoffe – wird dieser Einsatz jedoch seltener. Aufgrund der hohen Kosten des Transports von Polardiesel zu entlegenen Forschungsstationen und der immensen Umweltgefahr einer Ölpest in kalten Gewässern, in welchen der biologische Abbau der schädlichen Substanzen deutlich länger dauert, gibt es jedoch nach wie vor Argumente für den Einsatz von Radionuklidbatterien und/oder Small Modular Reactors in „klassischen“ irdischen Anwendungsfällen.

Weltraum

Einer der Radioisotopengeneratoren für Cassini-Huygens

In der Raumfahrt dienen RTGs zur Stromversorgung und RHUs zur Heizung. Jenseits der Mars-Umlaufbahn reichte bis vor kurzem (jetzt jenseits von Jupiter) die Strahlung der weit entfernten Sonne nicht mehr aus, mit Solarzellen in praktikabler Größe den Energiebedarf der Sonden zu decken. Hinzu kommt, dass die Gasplaneten (besonders Jupiter) von so starken Strahlungsgürteln umgeben sind, dass die Solarzellen zu schnell degradiert oder zerstört werden. RTGs sind die derzeit einzigen Generatoren, die leicht und zuverlässig genug sind, um in eine Sonde integriert zu werden und die ausreichend lange Strom liefern können. Alle Raumsonden, die bis zum Jahr 2010 zum Planeten Jupiter oder weiter geschickt wurden, wie Pioneer 10, Pioneer 11, Voyager 1, Voyager 2, Galileo, Ulysses, Cassini und New Horizons wurden deshalb mit Isotopenbatterien ausgerüstet. Die 2011 gestartete Raumsonde Juno verwendet in der Jupiter-Umlaufbahn Solarzellen. Das ist jedoch nur möglich, weil der geplante polare Orbit der Sonde zum größten Teil außerhalb des Strahlungsgürtels liegt. Der geplante „Jupiter Icy Moons Explorer“, der aus der Europa Jupiter System Mission hervorging, soll ebenfalls Solarzellen verwenden, da sich der Mond Ganymed außerhalb von Jupiters starken Strahlungsgürteln befindet. Der „Jupiter Europa Orbiter“ der aufgegebenen Europa Jupiter System Mission sollte dagegen RTGs verwenden, da sich der Mond Europa dichter beim Jupiter innerhalb der Strahlungsgürtel befindet. Die Raumsonde Rosetta, die den Kometen Tschurjumow-Gerassimenko bis 2016 untersuchte, verwendete auch Solarzellen, obwohl sie sich zwischenzeitlich weiter als der Jupiter von der Sonne entfernte. Der Hauptteil der Mission fand jedoch statt, als der Komet sich auf seiner exzentrischen Umlaufbahn in Perihelnähe (und damit in Sonnennähe) befand. Somit stand während der eigentlichen Mission am Kometen genügend Energie zur Verfügung.

Die Anfang der 1970er-Jahre von den Apollo-Astronauten auf dem Mond aufgestellten automatischen Messstationen (ALSEP) bezogen ihre Energie ebenfalls von Isotopenbatterien, um kontinuierlich arbeiten zu können.

Der Lander der Chinesischen Mondsonde Chang’e-3 hat einen RTG an Bord, um auch während der etwa 14-tägigen Mondnacht weiterarbeiten zu können.

Bei Militärsatelliten spielt die geringere Größe gegenüber Solarzellen eine Rolle sowie die größere Unempfindlichkeit gegen Strahlung. Satelliten, die in einem niedrigen Orbit (LEO) kreisen, werden durch die Hochatmosphäre abgebremst, geringe Ausmaße sind hier besonders wichtig.

Russland (bzw. die Sowjetunion) setzte ebenfalls RTGs sowohl bei zivilen als auch bei militärischen Missionen ein, konzentrierte sich in der Raumfahrt aber eher auf Kernreaktoren (RORSAT). Über sowjetische/russische Aktivitäten wurde nur sehr wenig veröffentlicht, die folgende Liste ist daher USA-dominiert. Es kann aber davon ausgegangen werden, dass die UdSSR mindestens genauso häufig RTGs eingesetzt hat.

Weltraumanwendungen von RTGs

Jahr	Name	Mission	Anzahl	Radio- nuklid	elektrische Leistung je RTG in W (Start)
1958	SNAP-1	1958 gestrichen	?	^144Ce	500
1958	SNAP-1A	1958 Bodentest	?		125
1961	SNAP-3	Transit 4A	1	^238Pu	002,7
1961	SNAP-3	Transit 4B	1		002,7
1963	SNAP-9	Transit 5BN-1	1		025
1963	SNAP-9	Transit 5BN-2	1		025
1965	Orion-1	Kosmos 84	1	?	?
1965	Orion-1	Kosmos 90	1		?
1965	SNAP-17	Kommunikationssatellit, gestrichen	?	^090Sr	025
1966	SNAP-11	Surveyor (gestrichen), Bodentest	?	^242Cm	025
1969	SNAP-29	USAF	?	^210Po	400
1969	SNAP-19B3	Nimbus B	2	^238Pu	028,2
1969	SNAP-19B3	Nimbus III	2		028,2
1969	SNAP-27	EALSEP	1		075
1969	SNAP-27	ALSEP A1	1		075
1970	SNAP-27	ALSEP B	1		075
1971	SNAP-27	ALSEP C	1		075
1971	SNAP-27	ALSEP A2	1		075
1972	SNAP-19	Pioneer 10	4		040
1972	SNAP-27	ALSEP D	1		075
1972	Transit-RTG	Triad 1	1	?	?
1972	SNAP-27	ALSEP E	1	^238Pu	075
1973	SNAP-19	Pioneer 11	4		040
1975	SNAP-19	Viking 1	2		043
1975	SNAP-19	Viking 2	2		043
1976	MHW-RTG	LES-8	2		154
1976	MHW-RTG	LES-9	2		154
1977	MHW-RTG	Voyager 2	3		158
1977	MHW-RTG	Voyager 1	3		158
1989	GPHS-RTG	Galileo	2		290
1990	GPHS-RTG	Ulysses	1		280
1996	RTG-Angel	Mars 96	4		N/A
1997	GPHS-RTG	Cassini-Huygens	3		285
2006	GPHS-RTG	New Horizons	1		240
2011	MMRTG	Curiosity	1		110
2013	?	Chang’e-3	1	^238Pu	?
2020	MMRTG	Perseverance	1	^238Pu	110

Die ESA hat bisher keine eigenen RTGs entwickelt und ist für die Versorgung mit RTGs und RHUs zu 100 % von anderen Raumfahrtnationen abhängig, erwägt jedoch die Entwicklung und den Bau von eigenen RHU und RTGs, die gegen Ende der 2020er Jahre für Raummissionen bereitstehen sollen. Bei der ESA-Ministerkonferenz 2022 wurde ENDURE (EuropeaN Devices Using Radioisotope Energy) im Rahmen des General Support Technology Programms vorgestellt und beschlossen. Dieses Programm zielt darauf ab, allgemein für Missionen verwendbare Technologien zu entwickeln, auf die zukünftige Missionen zugreifen können. Als Radionuklid soll dabei Americium ²⁴¹Am zum Einsatz kommen, das in Aufbereitungsanlagen aus abgebrannten Kernrennbrennstäben gewonnen wird. Die Technologie soll bis zum Ende der 2020er TRL 4 erreichen, dabei alle Schritte von der Gewinnung des radioaktiven Materials bis zum integrationsfähigen RTG umfassen. RTGs mit ²⁴¹Am würden nicht nur Jahrzehnte, sondern Jahrhunderte lang Energie liefern und komplett neue Langzeitmissionen ermöglichen, nicht nur für Missionen in das äußere Sonnensystem, sondern auch für stationäre Langzeit-Mondmissionen oder Marsmissionen.

Erde

Bevor es kleine und langlebige Batterien gab, wurden RTGs auf der Basis von ²³⁸Pu für die Versorgung von Herzschrittmachern eingesetzt. Zwischen 1971 und 1976 wurden solche Herzschrittmacher auch in Deutschland implantiert. Sie enthielten 200 mg Plutonium.

Schon vorher produzierte die Firma Biotronik einen Herzschrittmacher, der zur Energieerzeugung das Betavoltaik-Prinzip auf der Basis des Betazerfalls von ¹⁴⁷Pm nutzte.

RTGs wurden zur Versorgung von Leuchttürmen und Befeuerungen in entlegenen Regionen der UdSSR eingesetzt. Mit etwa 1000 Stück wurden am häufigsten ⁹⁰Sr-Generatoren vom Typ Beta-M eingesetzt. Sie sind teilweise noch heute in Betrieb.

Sicherheit

Weltall

In den Anfangstagen der Raumfahrt wurden RTGs nur mit geringer Abschirmung gebaut. Die Abschirmung war dazu gedacht, die Instrumente des Satelliten ausreichend vor der Strahlung des Radioisotops zu schützen. Da sowieso Schutzmaßnahmen gegen die kosmische Strahlung vorhanden waren, war das eher einfach zu realisieren. Für einen atmosphärischen Wiedereintritt waren die RTGs der damaligen Zeit nicht ausgelegt, sie waren vielmehr so gebaut, dass sie im Falle eines Unfalles in der Atmosphäre verglühen sollten. Die Brennstoffe hätten sich somit als Staub und dann Fall-Out über ein großes Gebiet verteilt. Die daraus resultierende radioaktive Belastung durch eine RTG-Einheit (maximal 8 kg Brennstoff) wurde angesichts der weltweit stattfindenden Kernwaffentests und der dadurch freigesetzten und produzierten Menge radioaktiven Materials (mehrere 1000 Tonnen) für vernachlässigbar gehalten. Unfälle von Satelliten mit Kernreaktoren statt Radionuklidbatterien als Energiequelle, wie die sowjetische Kosmos 954, führten allerdings zu einer weit größeren radioaktiven Belastung.

Im Oktober 1963 trat der Vertrag über das Verbot von Kernwaffenversuchen in der Atmosphäre, im Weltraum und unter Wasser in Kraft. Die ionisierende Strahlung aus menschengemachten Quellen ging weltweit schnell zurück.

Am 21. April 1964 versagte die Able-Star-Oberstufe einer Thor-DSV2A Able-Star-Trägerrakete, die die Satelliten Transit 5BN-3 und Transit 5E-3 in den Weltraum bringen sollte. Die Satelliten traten wieder in die Erdatmosphäre ein, wobei in etwa 50 km Höhe die SNAP-9A-Radionuklidbatterie von Transit 5BN-3 verglühte und das ²³⁸Pu mit einer Aktivität von 629 TBq (17.000 Curie) freigesetzt wurde. Es ist bis heute weltweit messbar.

General Purpose Heat Source

Durch die Wandelung des Bildes der Kerntechnik in den 1960er und 70er Jahren und durch den oben genannten Absturz rückten auch RTGs in den Fokus von Politik und Öffentlichkeit. Von nun an stand maximale Sicherheit an vorderster Stelle. Alle RTGs werden seitdem für einen Wiedereintritt und ein Explodieren der Rakete auf der Startrampe ausgelegt, was das Masse-Leistungs-Verhältnis jedoch drastisch verschlechterte und die Kosten in die Höhe trieb. Im Folgenden nun der Aufbau eines modernen GPHS-RTG (General Purpose Heat Source – Radioisotope Thermoelectric Generator) zur Illustration der Sicherheitsmaßnahmen, sie wurden bei Cassini-Huygens, New Horizons, Galileo und Ulysses eingesetzt:

Schnittbild des fertigen GPHS-RTGs

1. Der Brennstoff (Plutoniumdioxid) wird zum Schutz vor Korrosion in Iridiumklötzchen gefüllt.
2. Zwei Brennstoffklötzchen werden in einen kleinen Zylinder aus Graphit gefüllt, mit einer Membran voneinander getrennt und zugeschraubt (Graphite Impact Shell).
3. Zwei dieser Graphitzylinder werden parallel in einen größeren Graphitblock gesteckt, dieser wird zugeschraubt und gegen Herausdrehen gesichert (Aeroshell).
4. Neun dieser Blöcke werden übereinandergestapelt und gegeneinander fixiert.
5. Die daraus resultierende Anordnung wird in einen Zylinder gesteckt, der die Thermowandler enthält; es folgt eine Trennwand (Midspan Heat Source Support), dann ein weiterer Stapel.
6. Die Wand, die die thermoelektrischen Wandler enthält, ist isoliert.
7. Außen sind die Radiatoren aus Aluminium angebracht und ein Überdruckventil zum Ablassen des aus den Alphateilchen entstehenden Heliums.

Die fertige Einheit wiegt ca. 57 kg, davon sind 7,8 kg Brennstoff. Das Sicherheitskonzept funktioniert folgendermaßen: Beim atmosphärischen Wiedereintritt verglühen die Aluminiumradiatoren, die Wärmedämmung schützt das Innere, bis auch sie verglüht. Die Graphitblöcke (Aeroshell) überstehen den Wiedereintritt. Beim Einschlag auf der Oberfläche zerbrechen sie und geben die Graphitzylinder (Graphite Impact Shell) frei. An Land können die Überreste nun lokal geborgen werden, da die Graphitblöcke als Einheit abstürzen. Die Segmentierung soll im Falle einer Beschädigung vor dem Wiedereintritt die Sicherheit erhöhen. Bei einem Einschlag im Meer ist eine Bergung nicht vorgesehen. Die Graphitzylinder gehen unverzüglich unter. Graphit korrodiert nicht. Falls nach mehreren Jahrzehnten die Zylinder beschädigt werden, ist der Brennstoff noch von einer Schicht aus Iridium umgeben, dem korrosionsbeständigsten Element. Meerwasser ist ein sehr gutes Abschirmmaterial und durch einen Gehalt von ~3 Mikrogramm Uran pro Liter ohnehin leicht radioaktiv, sodass auch eine Freisetzung der gesamten radioaktiven Masse im Vergleich zur natürlichen Radioaktivität kaum ins Gewicht fiele. Problematisch könnte unter Umständen Bioakkumulation werden, jedoch ist die chemisch inerte Form des Brennstoffs selbst und die vermutlich für Tiere wenig attraktive Anmutung der Kapsel ein weiteres Hindernis.

Das Funktionieren dieser Sicherheitsmaßnahmen wurde bei Nimbus B und Apollo 13 unter Beweis gestellt. Die Thorad-SLV2G Agena-D Rakete von Nimbus B und der Sekundärnutzlast SECOR 10 musste kurz nach dem Start gesprengt werden. Die Brennstoffkapseln der beiden SNAP 19 RTG von Nimbus B hielten trotz der Raketen-Explosion dicht und konnten vor der Vandenberg Air Force Base aus dem Meer geborgen werden. Das ²³⁸Pu wurde bei Nimbus 3 wiederverwendet. Als die Mondfähre von Apollo 13 in der Erdatmosphäre nahe der Fidschi-Inseln verglühte, war ein SNAP-27 RTG an Bord und fiel in den Tongagraben. Bei nachträglich durchgeführten Luft- und Wassermessungen konnte kein ²³⁸Pu festgestellt werden: Der Behälter hielt dem Aufprall offensichtlich stand.

Auch beim Marslander Perseverance wurde ein Multi-Mission Radioisotope Thermoelectric Generator MMRTG zur sicheren Energieversorgung eingesetzt.

Erde

Ein RTG aus sowjetischer Produktion auf der Halbinsel Kola

Wegen der insgesamt großen Menge von radioaktivem Material wird die Anwendung in den Nachfolgestaaten der UdSSR als problematisch gesehen. Dort wurden zwischen 1976 und den 1990er-Jahren 1007 Radioisotopengeneratoren hergestellt. Sie wurden für Verwendungszwecke wie die Stromversorgung abseits gelegener Leuchttürme oder militärischer Funk-Relaisstationen konstruiert, wobei wegen des hohen Leistungsbedarfs dieser Anwendungen und des geringen Wirkungsgrades der Stromerzeugung große Mengen (bis zu über 100 kg) radioaktiven Materials eingesetzt wurden, meist ⁹⁰Strontium. Das ⁹⁰Sr wurde von den RTGs in der Verbindung Strontiumtitanat oder als Bestandteil von Borsilikatglas verwendet.

Alle diese Geräte stammen aus der Sowjetzeit und haben mittlerweile ihre projektierte Lebensdauer überschritten. Aufgrund der schleppenden Demontage und Entsorgung durch die zuständigen Behörden, der unvollständigen Dokumentation der Typen und Standorte und der meist unzureichenden Sicherung dieser Anlagen kam es mindestens bis 2006 zu Freisetzungen strahlenden Materials durch Korrosion und insbesondere durch Metall-Diebstähle.

Aus Georgien wurde berichtet, dass drei Holzsammler im Jahr 2001 im Wald die liegengelassenen Bestandteile zweier Isotopenbatterien ehemaliger mobiler militärischer Funkanlagen fanden, sich daran in der Nacht wärmten und daraufhin in einem Krankenhaus wegen massiven Symptomen von Strahlenkrankheit behandelt werden mussten (siehe Radiologischer Unfall von Lia). Entsprechende Meldungen gingen bis an die IAEO. Für die darauf folgende Räumungsaktion waren starke Schutzauflagen erforderlich. In Georgien wird von der IAEA und der georgischen Regierung aktiv nach sogenannten Orphan-Strahlern („herrenlose Strahler“) gesucht, da es bereits zu schwerwiegenden Strahlenschäden kam. Neben den ⁹⁰Sr enthaltenden RTGs sind das vor allem ¹³⁷Caesium-Quellen aus militärischer und landwirtschaftlicher Nutzung.

Bis zum Jahr 2012 wurden die 1007 russischen Radioisotopengeneratoren mit Hilfe von Frankreich, Norwegen, Kanada und den USA eingesammelt. Die Radioisotopengeneratoren wurden daraufhin bei DalRAO in der Nähe von Wladiwostok und bei RosRAO bei Moskau eingelagert. Die restlichen noch vorhandenen Radioisotopengeneratoren sollen in den kommenden Jahren ebenfalls eingesammelt werden, so dass ab dem Jahr 2025 keine RTGs mehr auf russischem Territorium vorhanden sind. Drei russische Radioisotopengeneratoren gelten in der Arktis als vermisst.

Patienten, welche über einen im Ausland implantierten RTG-betriebenen Herzschrittmacher verfügen, sind in Deutschland nicht zentral registriert. Bei der Einäscherung verstorbener Träger von Plutoniumbatterien oder bei der Verwertung der in der Asche zurückgebliebenen Metallimplantate kann es Probleme geben.

Siehe auch

• Die Diamantenbatterie ist eine bisher nicht realisierte Radionuklidbatterie auf Basis von ¹⁴C.

Literatur

• Tilmann Althaus: Cassini und die Nuklearenergie. In: Sterne und Weltraum. 1998, 37 (3), S. 220–223.
• Steve Aftergood: Background on Space Nuclear Power. In: Science & Global Security. 1989, Volume I, S. 93–107, pdf @princeton.edu, abgerufen am 15. April 2011.
• Gary L. Bennett: Space Nuclear Power: Opening the Final Frontier. In: 4th International Energy Conversion Engineering Conference and Exhibit (IECEC). American Institute of Aeronautics and Astronautics, 2006, doi:10.2514/6.2006-4191 (PDF). 

Weblinks

Commons: Radioisotopengenerator – Sammlung von Bildern, Videos und Audiodateien

Commons: Stirling Radioisotopengenerator – Sammlung von Bildern, Videos und Audiodateien

Wiktionary: Radionuklidbatterie – Bedeutungserklärungen, Wortherkunft, Synonyme, Übersetzungen

• RTG-FAQ der NASA zur Cassini-Mission
• Die Radioisotopenelemente an Bord von Cassini und Kernreaktoren in Satelliten.
• Caltech-JPL Thermoelectrics Website (englisch)
• (Memento vom 27. September 2007 im Internet Archive) (PDF-Datei; 33 kB)
• Nuclear Reactors for Space
• Extending Exploration with Advanced Radioisotope Power Systems (englisch)
• Plutonium Herzschrittmacher (englisch)
• RTG-History and New Horizons (englisch)
• Ricard R. Furlong and Earl J. Wahlquist: U.S. space missions using radioisotope power systems (PDF-Datei; 930 kB) Nuclear News, April 1999 (englisch)
• Radioisotope Power: A Key Technology for Deep Space Exploration (PDF-Datei; 2,7 MB), 28. September 2008 (englisch)
• Solar System Exploration: Radioisotope Power Systems: Radioisotope Thermoelectric Generator (englisch)
• Advanced Stirling Radioisotope Generator Facts (englisch; PDF-Datei; 704 kB)

Einzelnachweise

1. Ein „(Radio)isotopengenerator“ dient der Energieerzeugung. Der Begriff wird manchmal synonym gebraucht (und daher auch verwechselt) mit Radionuklidgenerator (dient der Radionukliderzeugung).
2. http://large.stanford.edu/courses/2011/ph241/yemane1/
3. https://www.famousscientists.org/henry-moseley/
4. http://rspa.royalsocietypublishing.org/content/88/605.toc
5. Who Invented The Atomic Battery? First Creator Revealed. 23. März 2022, abgerufen am 31. März 2023 (amerikanisches Englisch). 
6. Department of Energy, archiviert vom Original am 11. November 2010; abgerufen am 9. März 2011 (englisch).  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.ne.doe.gov 
7. (PDF; 1,4 MB) (Nicht mehr online verfügbar.) Jet Propulsion Laboratory, Juli 1994, S. 45–72, archiviert vom Original am 24. Dezember 2016; abgerufen am 9. Juni 2013 (englisch). 
8. Bernd Leitenberger: Die Radioisotopenelemente an Bord von Raumsonden. Abgerufen am 12. Mai 2013. 
9. Dr. Ralph L. McNutt, Jr.: Phase II Final Report, NASA Institute for Advanced Concepts, A Realistic Interstellar Explorer. (PDF; 4,2 MB) The Johns Hopkins University, Applied Physics Laboratory, 14. Oktober 2003, S. 39, abgerufen am 9. Juni 2013 (englisch). 
10. (PDF; 297 kB) (Nicht mehr online verfügbar.) Rockwell International, archiviert vom Original am 15. Februar 2013; abgerufen am 10. Juni 2013 (englisch).  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/fti.neep.wisc.edu 
11. Martin Nuclear Division: Feasibility of Isotopic Power for Manned Lunar Missions, Volume 2--Mission, Fuel, and Nuclear Safety and Radiation, Mai 1964, S. 49.
12. Ralph L. McNutt, Jr.: Phase II Final Report, NASA Institute for Advanced Concepts, A Realistic Interstellar Explorer (PDF; 4,0 MB), The Johns Hopkins University, Applied Physics Laboratory, 14. Oktober 2003 (englisch), Seite 21
13. T. Florkowski: Shielding for radioisotope bremsstrahlung sources Sr⁹⁰ + Y⁹⁰. In: The International Journal of Applied Radiation and Isotopes. Band 15, Nr. 10, Oktober 1964, S. 579–586, doi:10.1016/0020-708X(64)90002-X. 
14. Rashid Alimov: (Memento vom 13. Oktober 2013 im Internet Archive) Belonia, April 2005, abgerufen am 9. März 2011
15. RTG Heat Sources: Two Proven Materials - Atomic Insights. 1. September 1996, abgerufen am 31. März 2023 (amerikanisches Englisch). 
16. Abolhasan Khajepour, Faezeh Rahmani: An approach to design a ⁹⁰Sr radioisotope thermoelectric generator using analytical and Monte Carlo methods with ANSYS, COMSOL, and MCNP. In: Applied Radiation and Isotopes. Band 119, Januar 2017, S. 51–59, doi:10.1016/j.apradiso.2016.11.001. 
17. Radioisotope Thermoelectric Generators. 1. April 2005, abgerufen am 31. März 2023 (amerikanisches Englisch). 
18. Stephen Clark: Space agencies tackle waning plutonium stockpiles. Spaceflight Now, 9. Juli 2010, abgerufen am 9. März 2011 (englisch). 
19. Anm. Schätzung nach der niedrigsten Temperatur der Oxid-Glühkathode in Elektronenröhren. Gleich 823 K, Glühfarbe etwa Orangerot.
20. Frank Grotelüschen: Kernkraft für die Westentasche. Deutschlandradio, 8. September 2005, abgerufen am 9. März 2011. 
21. Benjian Liu, Bing Dai, Kang Liu, Lei Yang, Jiwen Zhao, Guoyang Shu, Zhijun Lv, Ge Gao, Kaili Yao, Minghao Bi, Jingjing Xue, Weihua Wang, Victor Ralchenko, Jiecai Han, Jiaqi Zhu: Alpha-voltaic battery on diamond Schottky barrier diode. In: Diamond and Related Materials. Band 87, August 2018, S. 35–42, doi:10.1016/j.diamond.2018.05.008. 
22. Stephen Clark: NASA plans test of advanced nuclear power generator. Spaceflight Now, 9. Mai 2011, abgerufen am 14. Mai 2011 (englisch). 
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26. Gunter Krebs: Nuclear Powered Payloads. In: Gunter’s Space Page. 22. Oktober 2010, abgerufen am 12. Mai 2012 (englisch). 
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33. Atombatterie in der Brust. Spiegel Online, 22. November 2009, abgerufen am 9. März 2011. 
34. W. E. Matheson: The Betavoltaic Pacemaker Power Source. In: Engineering in Medicine: Volume 1: Advances in Pacemaker Technology. Springer, Berlin, Heidelberg 1975, ISBN 978-3-642-66187-7, S. 401–424, doi:10.1007/978-3-642-66187-7_25. 
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36. Anm. Viele der freigesetzten Radioisotope haben eine kurze Halbwertszeit.
37. Gunter Krebs: Thor-DSV2A Able-Star. In: Gunter’s Space Page. 4. Juli 2012, abgerufen am 9. Juni 2013 (englisch). 
38. Steven Aftergood: Background of Space Nuclear Power (PDF-Datei; 1,6 MB), 1989, abgerufen am 2. Juni 2011.
39. James Conca: Uranium Seawater Extraction Makes Nuclear Power Completely Renewable. Abgerufen am 31. März 2023 (englisch). 
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41. Gunter Krebs: Nimbus B, 3. In: Gunter’s Space Page. 29. Januar 2013, abgerufen am 9. Juni 2013 (englisch). 
42. Ricard R. Furlong and Earl J. Wahlquist: U.S. space missions using radioisotope power systems (PDF; 930 kB) Nuclear News, April 1999.
43. NASA-Mitteilung
44. Jet Propulsion Laboratory Pasadena
45. Peter Lobner: Marine Nuclear Power 1939–2018. Lyncean Group, 2018. S. 142–146.
46. Oberfeldarzt Dr. Bernd Schmitt: Einführung und Optimierung der Personendosimetrie mittels elektronischer Gammadosimeter bei deutschen UNOMIG-Soldaten in Georgien zur Überwachung und Risikobewertung hinsichtlich vagabundierender Strahler. In: Wehrmedizinische Monatsschrift. Band 53, Nr. 3, September 2009, S. 268–269. 
47. Rashid Alimov, Vera Ponomareva: In: bellona.org. 4. November 2006, archiviert vom Original am 4. Juni 2011; abgerufen am 23. Januar 2022 (englisch). 
48. ZDF, 9. Juli 2012, archiviert vom Original am 20. Juli 2012; abgerufen am 10. Juni 2013. 
49. Malgorzata K. Sneve: (PDF; 279 kB) In: IAEA Bulletin Volume 48, No. 1. IAEA, September 2006, S. 42–47, archiviert vom Original am 6. September 2008; abgerufen am 9. März 2011 (englisch). 
50. Daniel Münter: Atombatterie in der Brust. Dunkelziffer unregistrierter Atombatterien. In: [W] wie Wissen. Das Erste, 21. August 2012, abgerufen am 11. August 2020. 

Normdaten (Sachbegriff): GND: 4162576-6 (lobid, OGND)