Tesis para optar al título de Magister en Ciencia y Tecnología de Materiales. 2016.

Directores: Dr. Vittorio LUCA. CNEA - Argentina.
Ing. Jorge VACCARO. CNEA, UBA - Argentina.

Lugar de realización: Laboratorio de Química y Radioquímica - PNGRR Programa Nacional de Gestión de Residuos Radiactivos - Gerencia de Área Seguridad Nuclear y Ambiente - Centro Atómico Constituyentes - CNEA - Argentina.

Fecha Defensa: 05/12/2016.

Jurado: Dra. María Verónica LOMBARDO. CNEA, UNSAM - Argentina.
Dra. Natalia QUICI. CNEA, UTN-FRBA, CONICET - Argentina.
Dr. Lucio María Emilio PONZONI. CNEA, ITBA - Argentina.

El Mo-99 es el isótopo más utilizado en medicina nuclear, utilizado en más de 30 millones de diagnósticos médicos por año en todo el mundo. El proceso para la producción de Mo-99 a partir de la fisión del U-235 normalmente implica la irradiación de combustibles de placas dispersas de UAlx en un reactor de investigación, la disolución posterior de la placa combustible, la separación selectiva del Mo-99 de todos los demás productos de fisión, y posiblemente, también la recuperación del U-235 para su futura reutilización. En comparación con la cantidad de producto recuperado, se genera abundante residuos radiactivos durante el proceso de Mo-99. Sería extremadamente ventajoso idear un nuevo proceso que genere poco o nada de residuos. Este trabajo consiste en una nueva estrategia para la producción de Mo-99 por fisión que consiste en la sustitución de las placas dispersas que se utilizan en el proceso tradicional por partículas de combustible de matrices inertes o activas que no necesitan ser disueltas. Se han obtenido microesferas jerárquicamente porosas con fases de carbono puro-oxicarbonitruro de zirconio con contenidos de oxicarbonitruro de Zr entre 0 y 98 % aproximadamente, con porosidades que van desde 0 a 160 m2/g y tamaños cristalinos en el rango de 10 a 60 nm. Las esferas de oxicarbonitruro de Zr se generaron mediante la reducción carbotérmica de los composites de zirconio y poliacrilonitrilo preparados a través de dos rutas diferentes, incluyendo la infiltración del precursor de zirconio en esferas generadas de poliacrilonitrilo (PAN) y adsorción de Zr por intercambio iónico del PAN con modificación superficial. Se estudiaron las propiedades superficiales de estos materiales porosos, tales que pueden ser cargados fácilmente con uranio, o para el caso, con cualquier otro de los actínidos. En este trabajo se explora la posibilidad de extraer selectivamente el Mo-99 de las esferas irradiadas por métodos en solución o en fase gaseosa y luego recuperar fácilmente el uranio. Las esferas que contienen los demás productos de fisión pueden oxidarse con aire para generar ZrO2 el cual puede actuar como material huésped estable ya sea solo o como parte de una matriz cerámica de múltiples fases o posiblemente como un “host” para transmutar actínidos. Conceptualmente esta estrategia de producción de Mo-99 podría ser aplicable al reciclado de los actínidos en el contexto de los ciclos avanzados de combustibles.

English version:

Mo-99 is the most utilized isotope in nuclear medicine accounting for over 30 million medical diagnostic procedures annually worldwide. The process for the production of Mo-99 through fission of U-235 normally involves the irradiation of UAlx dispersion plate fuel in a research reactor, the subsequent dissolution of the fuel plate, the selective separation of the Mo-99 from all of the other fission products and possibly also the recovery of U-235 for future reuse. Compared to the amount of product recovered, copious radioactive waste is generated during the Mo- 99 production process. It would be extremely advantageous to devise a new process that generates little or no waste. This work consists of a new strategy for the production of fission Mo- 99 that involves replacing the dispersion plate target materials that are used in the traditional process with inert or active matrix fuel particles that do not need to be disolved.

The preparation of hierarchically porous phase-pure carbon-zirconium oxycarbonitride microspheres with Zr oxycarbonitride contents from 0 to about 98 %, porosities ranging from 0 to 160 m2/g and particle sizes from 10 to 60 nm range has been achieved. The zirconium carbide beads were generated through carbothermal reduction of polyacrylonitrile zirconium composites prepared via two different routes including infiltration of a zirconium precursor into preformed polyacrylonitrile (PAN) beads and Zr sorption by ion exchange into PAN with surface modification. The surface properties of these porous materials have been studied and are such that they can be easily loaded with uranium, or for that matter, with any other actinide. In this work we are exploring the possibility of selectively extracting the Mo-99 from the irradiated target kernels by either solution or gas-phase methods and then easily recover the uranium. The fission product-containing kernels can be oxidized in air to generate ZrO2 that can act as a stable host material either alone or as part of a multiphase ceramic matrix or possibly even as an actinide transmutation host. At the conceptual level, this Mo-99 production strategy could be applicable to the recycling of actinides within the context of advanced fuel cycles.