PRODUÇÃO DE MOLIBIDÊNIO-99 EM MEIO AQUOSO Eduardo Cabral Benedito Dias Baptista Filho

Histórico Reator de solução homogênea aquosa de sal de urânio (AHR)  projeto realizado nos EUA de 1944 a 1958 com finalidade de desenvolver um reator de potência Diversos reatores de pesquisa foram construídos Atualmente existem reatores desse tipo em operação na França, Rússia e EUA Recentemente o interesse nesses reatores ressurgiu para produção de radioisótopos IAEA recomenda esse tipo de reator para produção de Mo-99 Reatores desse tipo estão atualmente em projeto nos EUA, China, e Rússia para produção de Mo-99 2

Estado da arte Reator Russo ARGUS em operação de demonstração para produção de Mo-99 para uso médico. B&W Medical isotope Production System (MIPS): Objetivo de produzir 4400 Ci de Mo-99 a cada 6 dias por meio da fissão do U-235 em um reator de solução aquosa de nitrato de uranila de baixo enriquecimento Cooperação com Argonne, Los Alamos, Armed Forces Radiobiology Research Institute, Purdue University, INVAP 3

Estado da arte Experimento da INVAP: Dispositivo de irradiação para reator de piscina acoplado a sistema de retirada do Mo-99 500 mL de solução de nitrato de uranila com urânio enriquecido a 19,75% Fluxo de nêutrons: 1x1012 #/cm2.s Densidade de potência: 1 kW/L 4

Reator AHR Características dos reatores AHR: Configuração muito simples Núcleo  solução aquosa de sal de urânio com refletor de grafite Sais usados  Sulfato ou Nitrato de Uranila - UO2SO4 ou UO2(NO3)2 Baixa potência Refletor grafite Solução aquosa de sal de urânio Barras de controle 5

Reator AHR Características dos reatores AHR: Operação em baixa pressão (atmosférica) e baixa temperatura (~70oC) Radiólise da água gera hidrogênio e oxigênio gasosos que devem ser recombinados para evitar risco de explosão Se for usado nitrato de uranila a radiólise do sal gera nitrogênio gasoso que deve ser extraído do sistema Produtos de fissão gasosos e radioativos (Xe, Kr, I etc) escapam da solução aquosa 6

Reator AHR Vantagens: Reator muito simples e de baixo custo 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 reatores usados atualmente Mínima geração de rejeitos radioativos Possibilidade de produzir outros radioisótopos  Xe-133, Sr-89, Y-90, I-131 etc Reator inerentemente seguro do ponto de vista nuclear 7

Reator AHR Reator Russo ARGUS Construído em 1981 Operação para produção de Mo-99 Solução aquosa de Sulfato de Uranila Concentração de sal na água: 73 g/L Volume da solução: 22 L Potência: 20 kW Densidade de potência: ~0,9 kW/L Fluxo de nêutrons térmico: 5x1011 #/cm2.s Urânio enriquecido a 90% Produção de Mo-99 após 5 dias de irradiação: 708 Ci 8

Objetivo Desenvolvimento de um dispositivo para produção de até 500 Ci por semana de Mo-99 usando um dispositivo de irradiação no Reator IEA-R1 9

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 neutros: térmico 9,1x1012, epitérmico 1,18x1012, rápido 5,8x1011 (posição 14 de irradiação do IEA-R1) 10

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) 11

Cálculos preliminares Resultados: Radiólise da água e do nitrato de uranila gera hidrogênio, oxigênio e nitrogênio em grandes quantidades: Cada reação de fissão produz cerca de 3x106 moléculas de H2 Taxa de produção de N2  cerca de 2,5 ml para cada kW.min de energia depositada na solução Não foram achados dados para produção de O2 Esses gases devem ser extraídos ou recombinados Volume estimado de hidrogênio produzido: 26,2 L/h ou 3,1 m3/semana Volume estimado de nitrogênio produzido: 0,31 L/h ou 37,7 L/semana 12

Cálculos preliminares Resultados: Outros gases (principalmente gases nobres) são produzidos e também devem ser extraídos Produção de outros elementos de interesse: Kr-85 (8,5 mCi), Kr-85m (26,8 mCi) Sr-90 (6,5 Ci), Sr-91 (72,1 mCi) Y-90 (48,7 mCi ), Y-91 (12,3 Ci), Y-91m (4,2 Ci), Y-92 (72,4 mCi), Y-93 (5,7 Ci) I-131 (30,8 Ci), I-132 (68,5 Ci), I-133 (49,0 Ci), I-135 (1,44 Ci) Xe-133 (98,0 Ci), Xe-133m (4,0 Ci), Xe-135 (14,4 Ci), Xe-135m (0,23 Ci) 13

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 14

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 15

Dispositivo de irradiação Sistemas de tratamento de gases: Sistemas são todos interconectados Pelo menos na fase experimental serão necessários diversos sensores: Concentração de H2 Concentração de O2 Pressão e temperatura Sensor de pH Esses processos devem ser estudados e detalhados. Além desses sensores deve ter sensor para fluxo de nêutrons 16

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 17

Etapas do projeto Estudos iniciais de neutrônica, térmica-hidráulica etc Estimativas de recursos e prazos Dispositivo de irradiação piloto: Determinação das características e propriedades dos materiais Componentes mecânicos Sistemas de tratamento dos gases Análise de segurança Testes de irradiação Caracterização dos produtos da irradiação Processos de separação e purificação do Mo-99 Tratamento/processamento/reposição de rejeitos