PRODUÇÃO DE MOLIBDÊNIO-99 EM MEIO AQUOSO

Apresentação em tema: "PRODUÇÃO DE MOLIBDÊNIO-99 EM MEIO AQUOSO"— Transcrição da apresentação:

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 2

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 3

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

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 5

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) 6

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) 7

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 8

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 9

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 10

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 11

12 Dispositivo de irradiação
Sistema de Gases e Extração de Iodo, Sr, etc. Recombinador Resfriamento Condensador/ Resfriador Sistema de Extração de Mo-99 Placa do Reator Irradiador 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 12

13 Dispositivo de irradiação
Sistema de Gases e Extração de Iodo, Sr, etc. Recombinador Resfriamento Condensador/ Resfriador Sistema de Extração de Mo-99 Placa do Reator Irradiador 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 13

14 Dispositivo de irradiação
Sistema de Gases e Extração de Iodo, Sr, etc. Recombinador Resfriamento Condensador/ Resfriador Sistema de Extração de Mo-99 Placa do Reator Irradiador 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 14

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 15