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PRODUÇÃO DE MOLIBDÊNIO-99 EM MEIO AQUOSO

PRODUÇÃO DE MOLIBDÊNIO-99 EM MEIO AQUOSO. Eduardo Cabral Benedito Dias Baptista Filho. Objetivo. Desenvolvimento de um dispositivo de irradiação no Reator IEA-R1para produção de até 500 Ci por semana de Mo-99. Produção de Mo-99 em meio aquoso. Vantagens:

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PRODUÇÃO DE MOLIBDÊNIO-99 EM MEIO AQUOSO

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Presentation Transcript

  1. PRODUÇÃO DE MOLIBDÊNIO-99 EM MEIO AQUOSO Eduardo Cabral Benedito Dias Baptista Filho

  2. Objetivo • Desenvolvimento de um dispositivo de irradiação no Reator IEA-R1para produção de até 500 Ci por semana de Mo-99

  3. Produção de Mo-99 em meio aquoso • Vantagens: • Alta eficiência do uso de nêutrons para produção de radioisótopos • Não necessita de alvos de irradiação  menor perda de urânio por Ci de Mo-99 produzido • Mais de 100 vezes mais eficiente para produzir Mo-99 do que os métodos usados atualmente • Mínima geração de rejeitos radioativos • Possibilidade de produzir outros radioisótopos  Xe-133, Sr-89, Y-90, I-131 etc • Baixo fluxo de nêutrons e baixa potência

  4. EXTRAÇÃO Mo PURIFICAÇÃO REPOSIÇÃO Extração (Al2O3) Purificação Ajustes Químicos IRRADIAÇÃO Recombinação H2 Retenção Iodíneos Extração N2 Controle do pH Proces. Rejeitos Proces. Rejeitos Reposição Processo de produção de Mo-99 • Etapas do processo de produção de Mo-99: • Irradiação • Extração • Purificação • Reposição

  5. Etapas do projeto • Estudos iniciais de neutrônica, térmica-hidráulica etc • Estimativas de recursos e prazos • Dispositivo de irradiação piloto • Testes de irradiação • Caracterização dos produtos da irradiação • Caracterização dos gases gerados pela radiólize • Desenvolvimento do sistema de irradiação • Desenvolvimento do processo de separação e purificação do Mo-99 • Desenvolvimento dos processos de tratamento, processamento e reposição de rejeitos • Análise de segurança

  6. Cálculos preliminares • Parâmetros de irradiação adotados: • Solução aquosa de Nitrato de Uranila – UO2(NO3)2 • Volume da solução: ~1 L • Concentração do sal: ~100 g/L • Massa de sal: 105 g • Massa total de urânio 235: 12,5 g • Massa total de urânio enriquecido a 20%: 63 g • Esquema de operação: irradiação por 5 dias e decaimento por 2 dias • Fluxo de neutrons: térmico 9,1x1012, epitérmico 1,18x1012, rápido 5,8x1011 (posição 14 de irradiação do IEA-R1)

  7. Cálculos preliminares • Resultados: • Produção de Mo-99: 96 Ci por semana • Para produzir 500 Ci/semana  necessário cerca de 5 L • Potência: 2,1 kW (densidade de potência = 2,1 kW/L) • Massa de U-235 gasta por semana: 12 mg • Massa de sal gasto por semana: 18,5 mg • Após retirada do Mo-99 solução retorna para irradiação • U-235 gasto deve ser reposto periodicamente para manter mesma produção de Mo-99 • Quantidade inicial de sal pode ser utilizada por vários anos (cerca de 20 anos para queima total da massa inicial de U-235)

  8. Cálculos preliminares • Resultados: • Radiólise da água e do nitrato de uranila gera hidrogênio, oxigênio e nitrogênio em grandes quantidades: • Volume estimado de H2 produzido: 26,2 L/h ou 3,1 m3/semana • Volume estimado de N2 produzido: 0,31 L/h ou 37,7 L/semana • Não foram achados dados para produção de O2 • Esses gases devem ser extraídos ou recombinados • Outros gases (principalmente gases nobres e iodo) são produzidos e também devem ser extraídos

  9. Cálculos preliminares • Para produção de 530 Ci de Mo-99 por semana: • Total de atividade na solução aquosa de urânio: • Após 5 dias de irradiação: 18,2x104 Ci • Após 2 dias de decaimento: 9,8x102 Ci • Total de atividade dos gases gerados: • Após 5 dias de irradiação: 7,9x103 Ci • Após 2 dias de decaimento: 1,47x103 Ci • Quantidade de gases radioativos gerados: • Volume total: 1,51 ml • Massa total: 7,59 mg • Conteúdo de gases radioativos após 5 dias de irradiação

  10. Dispositivo piloto de irradiação • Experimento com pequena quantidade de sal de urânio: • Objetivos: • Obtenção de dados preliminares • Determinar com melhor exatidão quantidade de gases produzidos (H2, O2 e N2) • Confirmar resultados de cálculo • Definir parâmetros de projeto para dispositivo final • Irradiação em um beam-hole ou em um dispositivo já existente • Quantidade de radiação gerada é controlada em níveis que podem ser manipulados com os equipamentos atuais do IPEN  necessário definir níveis de radiação tolerados • Especificação de sensores para determinar concentração dos gases (laser?) • Medida de Mo-99 por meio de espectro-gama

  11. Dispositivo de irradiação • Dispositivo contendo solução de nitrato de uranila é posicionado ao lado do núcleo do reator • Durante a irradiação os gases gerados devem ser tratados: • Sistema de recombinação do H2 com O2 e retorno da água para a solução • Sistema de remoção de Iodíneos • Sistema de remoção do N2 • Sistema de reposição de ácido nítrico para manter o pH e evitar a precipitação do UO2 • Sistema de transferência da solução para análise e retirada do Mo-99

  12. Sistema de Gases e Extração de Iodo, Sr, etc. Condensador/Resfriador Recombinador Resfriamento Sistema de Extração de Mo-99 Irradiador Placa do Reator Dispositivo de irradiação • Irradiador contendo a solução aquosa • Sistema de resfriamento para retirar potência gerada (~12 kW)  utilizar a circulação de refrigerante do reator para o resfriamento do dispositivo • Recombinador  processo similar às células PEM para recombinar H2 e ao mesmo tempo extrair sinal elétrico proporcional à geração de H2

  13. Sistema de Gases e Extração de Iodo, Sr, etc. Condensador/Resfriador Recombinador Resfriamento Sistema de Extração de Mo-99 Irradiador Placa do Reator Dispositivo de irradiação • Condensador  vapor de água gerado na irradiação e na recombinação do H2 deve retornar ao dispositivo • Sistema de extração da solução aquosa para produção de Mo-99: • Freqüência diária, semanal, ou contínua? • Blindagem • Localização da “fábrica” de produção de Mo-99

  14. Sistema de Gases e Extração de Iodo, Sr, etc. Condensador/Resfriador Recombinador Resfriamento Sistema de Extração de Mo-99 Irradiador Placa do Reator Dispositivo de irradiação • Tratamento de gases radioativos (Iodo, Xenônio, Kriptônio)  separar e estocar em leitos de carvão ativado para liberação controlada pelo sistema de exaustão do IEA-R1 após decaimento e equilíbrio (Xe e Kr) • Extração de outros isótopos de interesse • Separação e retirada do N2 e seus subprodutos (NOx) gerados

  15. Extração de MO-99 • Processo de Extração do Mo-99: • Trocador de íons de Al2O3 • Processo de remoção de alguns rejeitos e poderá ser estudado um sistema para extração de Estrôncio e Xenônio • Purificação do Mo-99  etapa subseqüente, envolvendo outra troca iônica e processamento de rejeitos • O restante da solução deve ser tratado e complementado para reposição do U-235 gasto para uma nova irradiação

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