Minimizarea utilizării uraniului îmbogățit în aplicații nucleare civile a devenit în ultimii ani o politică internațională a neproliferării. [302156]

Introducere

Medicina nucleară practicată în ultimii 40 [anonimizat], disponibilității 99[anonimizat]. Tecnețiu-99 [anonimizat] 80% din procedurile medicale de diagnosticare. Aceasta însemnă circa 7 milioane pe an în Europa și 8 milioane pe an în Statele Unite ale Americii. Se preconizează o creștere a [anonimizat] 6000 Ci, cu aproximativ 5% pe an (The Supply of Medical Radioisotopes).

Recent s-a ridicat o problemă privind disponibilitatea și aprovizionarea cu 99Mo în vederea fabricării de generatori de tecnețiu.[anonimizat] a siturilor de producție a radioizotopilor, precum și fabricarea țintelor de 235U slab îmbogățit ([anonimizat]).

Uraniul îmbogățit ([anonimizat]) este uraniul cu peste 20% 235U (izotopul fisionabil al uraniului). HEU poate fi folosit în fabricarea armelor nucleare (cu cât e [anonimizat]) astfel că acesta a devenit subiectul proliferării armelor nucleare și deci o îngrijorare particulară din punctul de vedere a contra-terorismului.

Minimizarea utilizării uraniului îmbogățit în aplicații nucleare civile a devenit în ultimii ani o politică internațională a neproliferării.

[anonimizat], [anonimizat], [anonimizat], în propulsoarele spațiale și reactoarele de platforme nucleare.

În prezent două dintre cele mai răspândite aplicații civile care utilizează HEU sunt: combustibil pentru reactoarele de cercetare și ținte pentru producția radioizotopilor utilizați în medicină (în principal molibden-99). Cantitatea de HEU utilizată pe post de combustibil în reactoarele de cercetare a [anonimizat] a [anonimizat]. [anonimizat] 99Mo a [anonimizat]. În scopul susținerii politicilor de neproliferare, s-[anonimizat], cât și prin dezvoltarea de tehnologii pentru extragerea molibdenului din combustibil slab îmbogățit.Conversia producerii de 99[anonimizat] o [anonimizat] ([anonimizat]).

Această lucrare documentează tehnologiile actuale de producere a 99Mo și 99mTc, care nu implică utilizarea uraniului îmbogățit și astfel facilitează cooperarea internațională privind aprovizionarea cu generatori în spitale.

Capitolul 1. [anonimizat]

1.1. Reactori nucleari

Reactorii nucleari sunt sisteme care realizează transformarea controlată a energiei nucleare în energie termică. [anonimizat]-[anonimizat]. La „arderea” completă a unui gram de 235U, transformat prin fisiune, se degajă aproximativ 8,4∙1010J, adică echivalentul a trei tone de combustibil convențional.

În reactorii nucleari actuali, energia provine din transformarea nucleelor atomice. Procesul de transformare nucleară prin care un nucleu se scindează în două (rareori mai multe) nuclee de masă constituie fisiunea nucleară (Ursu I., 1980).

1.1.1 Structura și caracteristicile unui reactor nuclear

Partea principală a unui reactor o constituie zona de reacție, sau „zona activă”, care conține un amestec omogen sau eterogen de combustibil și moderator (figura 1.1.1.1). În cazul unei zone active eterogene, combustibilul este introdus sub formă de elemente combustibile, sistem care îi asigură un plus de rezistență mecanică și permite containerizarea produselor de fisiune radioactive. Moderatorul are rolul de a reduce energia neutronilor rapizi rezultați din fisiune, transformându-i în neutroni termici (Ursu I., 1980).

Figura 1.1.1.1 Secțiune verticală prin vasul de presiune al unui reactor nuclear răcit și moderat cu apă (Ioan URSU – Fizica și tehnologia materialelor nucleare)

Ansamblul combustibil-moderator este înconjurat de un reflector care are rolul de a reduce scăpările de neutroni în afara zonei active a reactorului, micșorând masa critică necesară și costul încărcăturii de un combustibil. Evacuarea căldurii din zona activă a reactorului se face prinintermediul agențiilor de răcire. În majoritatea cazurilor se folosește un circuit închis, în care un agent caloportor „primar” preia căldura din zona activă a reactorului cedând-o unui agent „secundar” într-un schimbător de căldură și se reîntoarce în zona activă (Ursu I., 1980).

Controlul reacției în lanț din reactorul nuclear se realizează prin intermediul barelor de control, care conduc cinetica reacției în lanț în funcție de consumul de material fisionabil și acumularea în timp a produselor de fisiune, asigurând regimul cinetic necesar funcționării normale a reactorului și securitatea acestuia.Protecția reactorului are rolul de a separa sursele intense de radiații, existente în reactor, de mediul înconjurător, reducând doza de radiații până la valori considerate admisibile din punct de vedere biologic.

Aducerea reactorului în condițiile de criticitate se realizează prin modificarea fluxului de neutroni cu ajutorul barelor de control, acesta fiind conceput astfel încât să fie supracritic, barele de control fiind cele care pot opri sau pune în funcțiune reactorul, la nivelul de putere dorit. Prin fisiune, în reactor apar nuclee cu secțiuni mari de absorbție pentru neutroni, factorul de multiplicare kef scade, ceea ce face ca reactorul să piardă treptat rezerva de criticitate. La limită, acesta nu va mai putea atinge puterea nominală, astfel încât combustibilul va trebui înlocuit, proces ce poartă denumirea de otrăvirea reactorului.

Durata de „ardere” a unui combustibil în reactor este limitată, utilizarea combustibilului nuclear se măsoară prin două modalități, fie prinfluxul integral al neutronilor ce au iradiat elementul combustibil, fie prin gradul de ardere (Ursu I., 1980).

Fluxul integral, sau fluența se definește prin relația:

(1.1.1.1)

și se măsoară în neutroni/m2.

Gradul de ardere se poate exprima fie prin procentajul nucleelor fisionate, fie prin numărul de fisiuni pe unitatea de volum de material fisionabil sau ca energie specifică generată (MW zi/tU).

Puterea unui reactor depinde de tipul acestuia, de fluxul de neutroni, masa și volumul combustibilului din zona activă. Ținând seama că aproximativ 95% din energia eliberată de o fisiune ( Ef≈ 200 MeV) se transformă în energie termică, puterea reactorului este dată de:

P= 0,95 EfƩf Φ VR, (1.1.1.2)

unde Ef este energia eliberată la un proces de fisiune (fără energia neutronilor), iar Φ este fluxul mediu din volumul reactorului VR.

O mărime folosită frecvent în teoria reactorilor relevantă în proiectarea sistemelor acestora, în special a elementelor combustibile esteputerea specifică, aceasta reprezentând puterea termică dezvoltată în unitatea de volum a zonei active sau, alternativ, în unitatea de masă a combustibilului sau pe unitatea de lungime a elementului combustibil (putere specifică liniară). Valorile puterii specifice liniare sunt limitate de rezistența termică și mecanică a materialelor, situându-se între 15.000 și 60.000 W/m (Ursu I., 1973).

O centrală nuclearo-electrică produce energie cu un preț mai mic cu cât puterea este mai mare. În principiu, puterea unui reactor nuclear poate fi oricât de mare, însă ea este limitată de viteza cu care poate fi evacuată căldura în reactor, astfel încât să fie menținută temperatura prescrisă, fiind necesară utilizarea materialelor cu bune proprietăți mecanice la temperaturi ridicate.

Scăderea costului energiei electrice de origine nucleară este direct legată de temperatura maximă de lucru în reactor. Limitarea randamentului ciclului este dată de temperatura maximă admisă a fluidului de răcire la suprafața tecii elementelor combustibile ale reactorului. În prezent această temperatură se situează la valori tipice de 250-600oC, ceea ce limitează randamentul între 25 și 42%. În cazul reactorilor răciți cu apă naturală sau apă grea, menținerea apei în stare lichidă impune creșterea presiunii până la circa 15 Mpa, astfel mediul din reactor se caracterizează prin temperaturi și presiuni relativ ridicate pe lângă prezența unui flux ridicat de radiații.

1.1.2.Clasificarea reactorilor

Pornind de la primul reactor nuclear, construit în 1942 în concepția și sub conducerea lui Enrico Ferni, au fost realizați numeroși reactori nucleari de tipuri și destinații diferite. Se deosebesc astfel:

a) după tipul neutronilor care realizează reacția de fisiune:

– reactori cu neutroni termici;

– reactori cu neutroni intermediari;

– reactori cu neutroni rapizi (Șerban V., 2016).

b) după modul de dispunere a componenților în zona activă:

– reactori omogeni la care combustibilul nuclear și moderatorul se află în amestec intim;

– reactori eterogeni la care combustibilul nuclear și moderatorul sunt separați.

c) după combustibilulul nuclear utilizat:

– reactori care utilizează 239Pt;

– reactori care utilizează 233U;

– reactori care utilizează 235U și care, în funcție de gradul de îmbogățire pot fi: reactori care utilizează uraniu slab îmbogățit (LEU), respectiv puternic îmbogățit (HEU).

d) după putere:

– reactori de putere mică (1KW – 1MW);

– reactori de putere medie (1 – 50 MW);

– reactori de putere mare (P > 50 MW).

e) după destinație:

– reactori de cercetare;

– reactori de încercări de materiale;

– reactori energetici;

– reactori pentru propulsie.

f) după agentul de răcire:

– reactori răciți cu gaz (CO2) – GCR (Gas Cooled Reactor);

– reactori avansați răciți cu gaz (CO2) – AGR (Advanced Gas Cooler Reactor);

– reactori răciți cu gaz (He) – HTGR (High Temperature Cooled Reactor);

– reactori răciți cu apă sub presiune – PWR (Pressurized Water Reactor);

– reactori răciți cu apă fierbătoare – BWR (Boilong Water Reactor);

– reactori răciți cu apă grea – PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) (Șerban V., 2016).

În identificarea tipului de reactor este practicată specificarea (sub formă de inițiale) aagentului de răcire împreună cu moderatorul sau o altă caracteristică, toate acestea definind o filieră (Ursu I., 1980).

Experiența acumulată și perfecționările tehnice făcute treptat au condus la o creștere a randamentului și puterii reactorilor de diverse tipuri ai centralelor nuclearo-electrice, devenind capabili să producă cantități mai mari de energie electrică.

Folosirea resurselor naturale de combustibili nucleari și planificarea lor pe termen lung depind de tipurile de reactori utilizați.În acest sens, eficiența utilizării combustibilului poate fi mult mărită în reactorii reproducătoriÎntr-un astfel de reactor, materialul fertil se transformă prin reacții nucleare cu neutroni într-un material fisionabil cu neutroni termici. Dacă materialul fisionabil este similar cu materialul consumat în reactor, avem o reproducere propriu-zisă, sau poate fi un alt material fisionabil, caz în care este vorba de o conversie.

Factorul de regenerare (de reproducere sau de conversiese definește ca raportul dintre cantitățile de combustibil produs și, respectiv, consumat.

Reactorii cu neutroni rapizi se utilizează în mod deosebit pentru a lucra în regim de regenerare, folosind 239Pu sau 233U ca material fisionabil și 238U sau 232Th ca materiale fertile.

Datorită eficienței ridicate în utilizarea resurselor naturale de combustibili nucleari, reactorii reproducători reprezintă calea cea mai convenabilă către o energetică de fisiune nucleară într-o perspectivă pe termen lung (Ursu I., 1980).

În acest context alegerea unei filiere pentru implementarea energeticii nucleare într-un sistem energetic național necesită o analiză multidimensională, profundă și responsabilă a unei serii de factori, dintre care cei mai importanți sunt:

– obiectivele și strategiile de dezvoltare economico-socială;

– cererea și consumul de energie electrică și termică;

– structura și perspectivele sistemului energetic constituit: puterea totală instalată, puteri unitare, repartiția lor pe purtătorii de energie, gradul de interconectare etc.;

– disponibilitatea investițiilor, în raport cu prioritățiile în acest domeniu;

– existența unor rezerve proprii de uraniu natural;

– piața mondială a uraniului și evoluția ei în timp: resurse și rezerve, evoluția prețurilor,diversificarea furnizorilor și produselor comerciale etc.;

– gradul de dezvoltare și posibilitățile de perfecționare, proprii diferitelor filiere de reactori termici;

– evoluția și perfecționarea procedeelor de separare și îmbogățire, atât pentru uraniu, cât și pentru apa grea;

– aportul posibil al unor cooperări ștințifice, tehnice și economice internaționale în soluționarea problemelor tehnologice și de aprovizionare.

1.1.3.Transformările nucleare

Au loc fie spontan (dezintegrare radioactivă), fie datorită interacțiunii nucleelor cu particulele incidente (reacții nucleare).O dezintegrarea radioactivă a nuclidului, cu formarea nuclidului poate fi reprezentată în forma (Ursu I., 1973):

(1.1.3.1)

Unde:

A – numărul de masă

Z – numărul atomic

Prin „a” se înțelege, în mod obișnuit, o particulă α (dezintegrări alfa), un foton sau electron de conversie internă (dezexcitări radiative) sau o pereche particulă β + neutroni (dezintegrări beta).

Din punct de vedere cuantic o dezintegrare poate fi privită ca o trecere de la starea inițială la cea finală sub influența unei perturbații. Transformarea este caracterizată de mărimea numită probabilitate de tranziție pe unitatea de timp, λ, mărimea direct legată de timpul mediu de viață în stare instabilă, τ, de timpul de înjumătățire, T1/2 sau de lărgimea energetică naturală a stării instabile T:

(1.1.3.2)

unde h=h/2π este constanta lui Planck.

O reacție nucleară reprezintă transformarea indusă în urma bombardării unui nucleu-țintă cu particule proiectil. În acest caz sunt valabile legile de conservare ce conduc la consecințe deosebit de importante precum energia de reacție, reguliile de selecție etc.

Se consideră că fiecare proces de reacție este urmarea interacțiunii unei particule incidente cu un nucleu-țintă. Dacă interacțiunea acestor particule cu mediul-țintă are loc prin interacțiuni individuale particulă-nucleu-țintă, fasciculul transmis suferă o atenuare a cărei mărime este legată direct de secțiunea eficace macroscopică.

Atunci când ținta este formată din multiple specii de nuclee, secțiunea eficace macroscopică totală este dată prin suma contribuțiilor tuturor componențiilor, iar dacă sunt posibile mai multe procese, atunci secțiunea eficace totală σt este suma secțiunilor proceselor parțiale.

1.1.4. Fisiunea nucleară

A fost descoperită în anul 1939 de către cercetătorii Hahn și Strassmann, după ce în urma bombardării uraniului cu neutroni, au observat prezența unor atomi de masă medie (Ba, La etc) în materialul iradiat ce nu puteau proveni decât din fragmentarea nucleelor de uraniu, cu alte cuvinte din fisionarea nucleelor de uraniu (Ursu I., 1980).

Ulterior Bohr și Wheeler au elaborat primul model al fisiunii induse de particule, având ca bază modelul în picătură al nucleului. Conform acestui model, la început particula incidentă împreună cu nucleul țintă formează un nucleu compus, aflat în stare excitată, excesul de energie datorându-se atât energiei cinetice a particulei incidente cât și corecției intervenite în energia de formare a nucleului compus. Energia de excitare conduce la deformarea nucleului și trecea de la forma sferică, la cea elipsoidală.

Dezexcitarea poate avea loc prin expulzarea unui foton gamma, reacția nucleară reprezentând doar o captură radiativă, sau reacția poate fi cea de fisiune.În cazul fisiunii, nucleul de formă elipsoidală suferă o îngustare în zona centrală, cu formarea a două centre de masă. Atunci când deformarea depășește o valoare critică, forțele de respingere couluombiene conduc la separarea nucleului în fragmente distincte(figura1.1.4.1).

Această valoare critică ce determină evoluția nucleului este determinată de energia couloumbiană și cea superficială, întrucât la trecerea nucleului în forma elipsoidală energia couloumbiană scade, iar cea superficială crește.

Figura 1.1.4.1 Model schematic de fisiune a unui nucleu de 235U (Ioan URSU – Fizica și tehnologia materialelor nucleare)

Uraniul este singurul izotop fisionabil cu neutroni termici care se găsește în natură, cu o abundență masică în uraniu natural de 0,7113%, ceea ce corespunde unei abundențe atomice de 0,7204%, în timp ce plutoniul este relativ stabil, cu o durată de înjumătățire de 2,4·104 ani iar 233U are o durată de înjumătățire de 1,6·105 ani. Cei trei izotopi fisionabili cu neutroni termici, 235U, 239Pu și 233U se numesc materiale fisionabile, iar izotopii 238U și 232Th, „materia primă” pentru ultimii doi izotopi fisionabili, ce se numesc materiale fertile. Materialele fisile și cele fertile reprezintă combustibili nucleari.

Un pas important în descrierea și înțelegerea procesului de fisiune a fost făcut prin elaborarea unui model mai adecvat al nucleului, model în pături, la care se ia în considerare distribuția nucleonilor, configurați numite pături nucleare. Importanța încetinirii neutronilor pentru procesul fisiunii induse de neutroni rezultă dacă se analizează dependența secțiunii eficace, σf, de energia neutronilor incidenți (Ursu I., 1980).

Din reacția de fisiune, inițiată de neutroni termici sau rapizi, rezultă două nuclee de mase medii – fragmente de fisiune- precum și 2 sau 3 neutroni. Divizarea nucleului în două fragmente de fisiune se poate face într-un număr mare de moduri, cu condiția ca suma numerelor de masă ale celor două nuclee să respecte conservarea numărului de nucleoni în reacție.

Probabilitatea de divizare simetrică, adică în două fragmente egale, este foarte redusă, însă apariția fragmentelor cu raportul maselor este maximă, de aproximativ 2/3. Fragmentele de fisiune, având un exces de neutroni, nu sunt stabile, ele suferind dezintegrări β- și dezexcitări ϒ, ajungând în medie, după 3-5 dezintegrări,la un nucleu stabil. Aceste procese contribuie la bilanțul energiei degajate prin fisiune.

Cea mai mare parte din energia degajată prin fisiune se transformă în energie internă (în sens termodinamic) a mediului înconjurător, de unde poate fi extrasă sub formă de căldură.

Neutronii apar fie simultan cu procesul de fisiune (neutroni prompți), fie cu anumite decalaje în timp (neutroni întârziați), aceștia din urmă fiind o fracțiune mică din totalul neutronilor produși prin fisiune, de circa șapte neutroni la o mie de acte de fisiune,dar rolul lor în reglarea și controlul reacției de fisiune din reactorii nucleari este însemnat.

Aceștia sunt emiși de nuclee puternic excitate care se formează în lanțul de dezintegrări genetic legate ale unor fragmente de fisiune. Energia neutronilor produși prin fisiune este distribuită după un spectru continuu, asemănător cu cel al energiei cinetice a moleculelor de gaz (Ursu I., 1980).

Reacția de fisiune în lanț

O caracteristică deosebită a reacției de fisiune induse de neutroni constă în faptul că, pe lângă eliberarea unei însemnate cantități de energie, se emit mai mulți neutroni decât sunt absorbiți. Valoarea supraunitară a lui ν permite realizarea unui număr din ce în ce mai mare de reacții de fisiune, astfel că procesul odată amorsat, se propagă în materialul fisionabil, numărul de neutroni și de reacții multiplicându-se rapid (Ursu I., 1980).

Un astfel de proces, în care fiecare act de fisiune generează altele, numărul de reacții crescând rapid se numește reacție în lanț. În anumite condiții reacția de fisiune în lanț poate fi controlată, numărul de neutroni nedepășind un nivel dinainte stabilit (figura 1.1.4.2). Un asemenea regim staționar se realizează în reactorul nuclear.

Figura 1.1.4.2 Bilanțul neutronilor în reactorii cu neutroni termici(Ioan URSU – Fizica și tehnologia materialelor nucleare)

O importanță deosebită o prezintă și seria de procese la care participă neutronii generației următoare. În cazul fisiunii cu neutroni termici, un proces important din acestă serie îl constituie reducerea energiei neutronilor rapizi pentru ca aceștia să poată provoca noi reacții de fisiune, proces denumit moderare și care are loc prin ciocnirea neutronilor rapizi cu nucleele materialelor moderatoare.

1.2. Reactoarele utilizate în producția de radioizotopi

Reactoarele utilizate pentru producția de radioizotopi pot fi clasificate astfel:

reactoare tip piscină care utilizează combustibil uraniu îmbogățit și moderator apă ușoară, așa cum este Reactorul tip TRIGA (Figura1.2.1);

reactoare tip tanc care utilizează combustibil uraniu natural și sunt moderate cu apă grea, așa cum este Reactorul tip CANDU (Figura 1.2.2) (IAEA, 2013).

Figura 1.2.1 Radiația Cerenkov în miezul unui reactor în piscină(http://www.nuclear.ro)

Figura 1.2.2 Reactor tip tanc (http://www.pub.iaea.org)

Radioizotopii sunt produși prin expunerea unei ținte corespunzătoare la un flux de neutroni într-un reactor, pentru un anumit timp. În reactoarele tip piscină, miezul este compact, vizibil și accesibil de deasupra piscinei. Țintele ce urmează a fi iradiate sunt sigilate în capsule primare, încărcate în dispozitive speciale, iar apoi coborâte în locașuri predeterminate în miezul reactorului pentru a fi iradiate. În aceste tipuri de reactoare, datorită miezului accesibil, încărcarea și descărcarea țintelor ce urmează să fie iradiate este accesibilă și facilă, putându-se realiza de deasupra piscinii folosind unelte simple. Țintele iradiate sunt apoi încărcate în containere speciale și transferate către laboratoarele de procesare post iradiere (IAEA, 2013).

În reactoarele tip tanc, ansamblul de iradiere conține un număr mare de ținte încapsulate ce sunt încărcate în reactor utilizând dispozitive special create pentru acest scop. Ansamblul de iradiere este coborât într-o celulă fierbinte prevăzută cu manipulatori care permit încărcarea și descărcarea țințelor ulterior iradierii.

Producția unor izotopi de calitate, având activitate specifică ridicată va depinde atât de calitatea țintei cât și de condițiile de iradiere.

1.3. Tehnici de iradiere

1.3.1. Alegerea materialului țintă

Atunci când se alege un material în vederea iradierii în reactor, trebuie luate în considerare următoarele aspecte:

nu se vor iradia substanțe explozive, piroforice sau volatile;

nu se va iradia mercur, datorită riscului de formare a unui amalgam cu aluminiul din care sunt constituite majoritatea elementelor componente ale unui reactor;

țintele trebuie să fie stabile pe toată durata iradierii. Acestea nu trebuie să formeze compuși gazoși;

se vor iradia ținte de înaltă puritate pentru a evita producția de radioizotopi nedoriți;

țintele formate din materiale îmbogățite vor produce radioizotopi cu activitate specifică mare;

forma fizică a țintei sau geometria acesteia trebuie să fie astfel încât autoabsorbția să fie minimă.

ținta trebuie să rămână într-o formă chimică care să permită o procesare post iradiere relativ ușoară. Sunt de preferat țintele metalice sau sub formă de oxizi (IAEA, 1999).

1.3.2. Încapsularea țintei

Înainte de a fi introduse în reactor, materialele țintelor trebuie să fie încapsulate corespunzător, în containere specifice. Alegerea materialului și a metodei de încapsulare, depinde de mai mulți factori, cum ar fi:

forma fizică a țintei (solidă, lichidă sau gazoasă);

caracteristicile țintei;

durata iradierii;

ansamblul de iradiere corespunzător reactorului;

tipul moderatorului utilizat în reactor;

manipularea postiradiere;

utilizarea finală a radioizotopului (IAEA, 1999).

Cele mai folosite materiale pentru încapsulare sunt aluminiu, zircaloy și oțel inoxidabil. Cele mai multe capsule de iradiere sunt alcătuite din aluminiu, acesta fiind ales datorită mai multor motive:

absorbția în secțiune transversală este scăzută (aluminiu este considerat aproape transparent pentru neutroni);

radioizotopii produși în capsulele de aluminiu sunt de viață foarte scurtă, astfel că sunt facilitate manipularea post iradiere și depozitarea;

conductivitate termică bună, deci căldură produsă în țintă este transferată rapid moderatorului;

capsula, având materialul țintă în interior, poate fi etanșată cu ușurință prin sudarea unui capac (IAEA, 1999).

1.3.3. Facilități de laborator pentru producția de radioizotopi

În timpul iradierii țintei se produce o sumă de radioizotopi cu timpi de înjumătățire diferiți. Ținta va necesita, de cele mai multe ori, o procesare chimică, în vederea separării radioizotopului de interes. Radioizotopul poate fi supus în continuare unei procesări și purificări pentru obținerea unui produs final care poate fi utilizat în siguranță și eficient în vederea îndeplinirii scopului pentru care a fost obținu (NEA, 2014).

Laboratorul de procesare postiradiere este de preferat să fie în vecinătatea reactorului, pentru un transfer direct a țintei iradiate. O facilitate de producțietipică de radioizotopi poate consta în următoarele:

facilități de procesare a radioizotopilor de joasă activitate, care implică proceduri simple cum ar fi: diluția, distribuira etc.;

facilități de procesare a radioizotopilor de activitate medie, care implică proceduri mai complexe, cum ar fi purificarea radioizotopului;

facilități de procesare a radioizotopilor de înaltă activitate, ex. Cobalt-60, produși de fisiune, molibden-99 etc., care necesită celule fierbinți cu protecție și manipulatori, precum și facilități adiacente;

laboratoare de control calitate;

radioprotecție și monitorizare;

laboratoare analitice;

laboratoare de cercetare și dezvoltare tehnologii;

aparate de măsură (spectrometru gamma, analizor multicanal etc.);

cameră de decontaminare pentru personal și echipamente;

depozit de deșeuri radioactive;

cameră de ambalare elemente radioactive;

alte depozite, ateliere și birouri (NEA, 2014).

1.3.4. Protecția radiologică

Construcția unei facilități de producție de radioizotopi trebuie să ia în considerare reguli de protecție radiologică, care au ca scop limitarea expuneri la radiații a lucrătorilor, în limite acceptabile, atât din punct de vedere a efectelor acute a radiațiilor, cât și efectelor pe lungă durată. Se va ține cont de principiul ALARA (As Low As Reasonably Achievable). Se vor implementa standarde și norme de siguranță radiologică asigurându-se un control extern a radiațiilor și a riscului de contaminare accidentală (IAEA, 1999).

Sunt stabilite planuri de intervenție în caz de urgență, în funcție de natura radioactivității precum și a operațiilor de intervenție, asigurând în același timp și un control radiologic strict. Se vor asigura protecții adecvate pentru a menține nivelul radiației în limite acceptabile.

Într-o facilitate permanentă, nivelurile acceptate de radiații se obțin prin asigurarea unei protecții constituită în principal din fier, plumb sau ciment, construite în jurul instalațiilor unde sunt manipulate sursele radioactive. Dispozitivele de manipulare (clești, manipulatori, brațe mecanice etc.) sunt utilizate pentru realizarea diferitelor operații în instalațiile care au scut. În mediul de lucru pot apărea cu ușurință contaminări, dacă nu se respectă procedurile de lucru sau dacă sunt ignorate regulile de securitate radiologică. Prezența materialelor radioactive în concentrații mai mari pot genera absorbții prin inhalare sau ingestii. Instruirea angajaților privind procedurile de operare și siguranță joacă un rol important în menținerea condițiilor de lucru în siguranță.

Inhalarea este o posibilitate a lucrătorilor de a ingera materiale radioactive pe calea aerului. Un sistem de ventilație bine proiectat poate prelua acest tip de contaminare și poate preveni împrăștirea acestei contaminări în alte zone de lucru, menținând mediul în condiții normale de lucru. În laborator trebuie menținută în permanență depresiune și ventilație.

Incidentele sau accidentele, care pot să apară într-un laborator, variază de la pierderi mici de substanțe radioactive, care pot fi controlate rapid fără prea multă semnificație radiologică, până la accidente severe care implică cantități mari de materiale radioactive care pot rezulta în urma expuneri externe și interne semnificative. Incendiile în care sunt implicate cantități mari de materiale radioactive sunt în acceași măsură serioase. Trebuie să existe planuri de urgență care să poată aborda astfel de accidente, atunci când ele apar (IAEA, 1999).

1.3.5. Instalații de manipulare a substanțelor radioactive

Laboratoarele care procesează radioizotopi sunt dotate cu instalații și dispozitive speciale cum ar fi: nișe chimice, boxe etanșe cu mănuși, boxe ecranate prevăzute cu clești și celule fierbinți prevăzute cu telemanipulatori.

Nișe chimice

Nișele chimice (figura1.3.5.1) sunt folosite în general atunci când contaminarea și riscul extern nu sunt semnificative.Nișa chimică poate fi închisă parțial, iar deschiderea permite manipularea materialului în condiții sigure pentru lucrător (IAEA, 1999).

Figura 1.3.5.1 Nișă chimică(http://www.analiticlaboratory.ro)

Nișele chimice sunt legate la sistemul de ventilație al laboratorului, iar dozele de radioactivitate manipulate sunt limitate de gradul de toxicitate.

Boxe etanșe cu mănuși

Atunci când cantitatea de material radioactiv, ce urmează a fi manipulat, depășește limita prevăzută nișei chimice, operațiunile trebuie să se desfășoare în boxe etanșe ventilate. O boxă etanșă este un sistem închis complet, care izolează materialele periculoase de mediul în care se află lucrătorul (figura 1.3.5.2).

Figura 1.3.5.2 Boxă etanșă cu mănuși(http://www.medicalexpo.com)

Boxa este construită din oțel moale, oțel inoxidabil sau aluminiu acoperit cu vopsele epoxidice. Boxele sunt prevăzute cu geam de siguranță laminat. Mănușile sunt alcătuite din neopren de diferite grosimi (0,2 ÷ 1,4 mm) (IAEA, 1999).

Boxe ecranate cu clești

În laboratoarele de prelucrări substanțe radioactive sunt uitlizate foarte des boxe ecranate prevăzute cu clești de manipulare. Scutul de plumb variază în acest caz de la 50mm până la 200 mm. Sunt prevăzute cu clești sau minimanipulatori. Au ferestre din sticlă de plumb, grosimea ferestrei fiind echivalentă cu grosimea protecției (IAEA, 1999).

Celule fierbinți O celulă fierbinte este un sistem închis cu spații de lucru mari, în care sunt efectuate operațiuni cu ajutorul telemanipulatorilor (figura1.3.5.3)

Figura 1.3.5.3 Operarea emițătorilor gamma cu ajutorul telemanipulatori într-o celulă fierbinte (https://neup.inl.gov)

De cele mai multe ori pereții unei celule sunt realizați din beton.Sunt utilizate pentru manipularea unor emițători gamma de ordinul kilocurie (IAEA, 1999).

1.3.6. Ventilația

Ventilația este cea mai importantă și costisitoare parte a unui laborator de prelucrări substanțe radiochimice. Pe tubulatura de ventilație sunt transportate cantități mari de materiale radioactive. Sistemul clasic de ventilație constă în echilibrarea alimentării și exhaustării aerului. Debitul de aer circulă întotdeauna din zona inactivă către zonele slab active și în final în zone înalt active pentru a preveni contaminarea în curent de aer. Exhaustarea aerului se face printr-un sistem de filtre HEPA iar apoi este eliberat printr-un coș (IAEA, 1999).

Capitolul 2. Tehnologii non-HEU de obținere a Mo-99/Tc-99m

Uraniul îmbogățit (Highly Enriched Uranium-HEU) este uraniul cu peste 20% 235U (izotopul fisionabil al uraniului). HEU poate fi folosit în fabricarea armelor nucleare (cu cât e mai mare îmbogățirea, cu atât mai eficientă e arma) astfel că acesta a devenit subiectul proliferării armelor nucleare și deci o îngrijorare particulară din punctul de vedere a contra-terorismului.

Minimizarea utilizării uraniului îmbogățit în aplicații nucleare civile a devenit în ultimii ani o politică internațională a neproliferării (IAEA, 2013)

HEU este utilizat în aplicații civile în principal în reactoarele de cercetare, fiind combustibil, în producția de izotopi medicali, în navele spărgătoare de gheață rusești, care utilizează HEU pentru reactoarele propulsoare, în propulsoarele spațiale și reactoarele de pe platformele nucleare.

În prezent două dintre cele mai răspândite aplicații civile care utilizează HEU sunt: combustibil pentru reactoarele de cercetare și ținte pentru producția radioizotopilor utilizați în medicină (în principal molibden-99). Cantitatea de HEU utilizată pe post de combustibil în reactoarele de cercetare a scăzut în ultimii ani, ca urmare a unui program de conversie, finanțat în mare parte de SUA. În același timp, cantitatea de HEU utilizată în producția de 99Mo a crescut ușor, datorită creșterii cereri. Conversia producerii de 99Mo prin tehnologii non-HEU devine astfel o temă internațională de cercetare și dezvoltare, în eforturile de neproliferare (IAEA 2013).

2.1. Tehnologii bazate pe reactor

2.1.1. Producția bazată pe fisiune (n, f) în reactoare eterogene

În prezent99Mo utilizat în medicina nucleară este obținut cu preponderență prin iradierea în reactoare heterogene a țintelor solide de 235U. După iradierea în reactor, ținta este dizolvată într-o soluție acidă sau alcalină, iar 99Mo este recuperat printr-o serie de procese de extracție (separare) și purificare (IAEA, 1999).

Deși 99Mo obținut prin fisiunea uraniului este obținut în majoritate din ținte HEU, s-au dezvoltat și sunt folosite tehnologii care folosesc ținte LEU:

Ținte care conțin uraniu-aluminiu dispersat într-o matrice de aluminiu (numite ținte UAl2 sau UAlx). Aliajul de uraniu-aluminiu este placat între 2 plăci de aluminiu subțiri (circa 0,3 mm). Aceste ținte sunt în prezent utilizate în producția de 99Mo de CNEA, ANSTO și NECSA.

Ținte formate din foiță de uraniu metalic. Foița de uraniu este sudată între două tuburi de aluminiu și este separată de acestea folosind un material cu rol de barieră, care previne ca foița de uraniu să se sudeze de tuburile de aluminiu. Astfel de ținte au fost iradiate și prelucrate cu succes în teste efectuate la BATAN, CNEA și MURR (IAEA, 2013).

Ținte și metode de procesare

Metoda alcalină de dizolvare. Ținte dispersate tip UAlx

Fabricarea țintelor prin dispersia LEU începe cu particulele de LEUAlx într-un aliaj cu pulbere de aluminiu pur. Transformarea UAl2 în UAl3/UAl4 în timpul procesului de fabricare a țintelor este inerentă. Raportul de UAl3/UAl4 în compoziția finală a țintei variază de la un producător la altu, funcție de procesul de fabricare și de tratamentele termice utilizate în procesarea pudrei, compactarea miezului și plăcile țintei (Figura2.1.1.1).

Figura 2.1.1.1 Țintă tip placă LEUAlx(CNEA National Atomic Energy Commission, Argentina)

Toți producătorii care utilizează ținte tip placă LEUAlx utilizează procesul chimic de dizolvare alcalină. Mai multe ținte sunt dizolvate într-un dizolvator care conține hidroxid de sodiu (NaOH) sau un amestec de hidroxid de sodiu și azotit de sodiu (NaNO3). Molibdenul din soluția dizolvată este apoi recuperat și purificat printr-o serie de etape de procesare.Numărul etapelor de procesare, tipic 4 sau 5, variază de la un producător la altul (IAEA, 2013).

În afară de aliaje de tipul UAlx au mai fost cercetate și testate ținte dispersate cu aliaje de tipul U3Si2-Al sau uraniu nitrurat (UN).

Metoda acidă de dizolvare. Ținte tip foiță metalică de U

Modelul de țintă LEU care s-a impus, are la bază o structură formată din două tuburi din aluminiu, concentrice, între care se introduce o foiță de uraniu metalic și utilizarea procedeului Cintichem modificat pentru prelucrarea chimică a foiței iradiate (dizolvare în mediu acid) (IAEA, 2013).

Foița de U de grosime 140 μm și îmbogățită 19.75% în izotopul 235U este introdusă ca într-un sandwich între cei doi cilindri metalici din aluminium. Între cele două tuburi este posibilă presarea foiței, pentru un contact termic bun, și după iradiere se taie tubul extern pentru scoaterea foiței în vederea prelucrării acesteia.

Asamblarea țintei presupune roluirea foiței de U în jurul tubului interior, introducerea tubului cu foița în tubul extern și presarea (mandrinarea) tubului interior pe cel exterior. Apoi, se sudează cei doi cilindri din Al la capete iar ansamblul este testat cu He. Pentru ca foița de U să nu se sudeze pe timpul iradierii prin intermediul fragmentelor de fisiune între cei doi cilindri, aceasta trebuie să fie acoperită prin învelire cu un strat de Ni de 15 μm.

În condițiile iradierii în reactorul TRIGA la o putere de 10 MW a unei foițe de uraniu de dimensiuni 5 cm x 7 cm și grosimea de 0,014 cm, masa foiței va fi de 9,2 grame.

Figura 2.1.1.2 Țintă tip foiță metalică LEU(RATEN ICN Pitești)

După iradiere, foița LEU este îndepărtată din ansamblul de cilindrii, în vederea procesării chimice, iar aluminiu este îndepărtat ca deșeu solid cu activitate scăzută. Îndepărtarea foiței înainte de procesarea post iradiere are avantajul reducerii timpului de procesare și a volumului de deșeu, în comparație cu țintele tip placă. Foița este în continuare supusă procesării chimice care implică dizolvarea în acid azotic (HNO3).

În prezent această metodă de obținere a molibdenului nu a ajuns la maturitate fiind încă la nivelul de cercetare și dezvoltare.

Alte tipuri de ținte care sunt în prezent cercetate sunt: ținte metalice de uraniu, ținte de oxid de uraniu, ținte tip tijă Ualx (IAEA, 2013).

Legislație

Înainte ca 99Mo să fie folosit în proceduri medicale sunt necesare aprobări diverse legate de țintă, procesarea acesteia și purificarea molibdenului.

Aspectele de securitate a țintei utilizate sunt evaluate într-un mod compatibil cu tipul de combustibil al reactorului.

Considerațiile termohidraulice vor dicta puterea termică maximă (kW) în țintă, masa de uraniu și cerințele de poziționare în reactor. Trebuie efectuate și analize de accident (IAEA, 2003).

Deșeuri

Producția de molibden prin fisiunea uraniului generează un volum de deșeuri mai mare, având și activitate mai mare, în comparație cu oricare altă schemă de producție. Producția prin fisiune necesită deasemenea o protecție mai mare pentru ținte, procesare și manipulare a deșeurilor . Deșeurile lichide rezultate din procesarea țintelor de uraniu iradiat trebuie mai întâi solidificate și stocate până la depozitarea lor finală (IAEA, 2003).

2.1.2. Producția bazată pe fisiunea (n, f) în reactoarele omogene

Un sistem prototip de producere și recuperare a 99Mo dintr-un reactor omogen, a fost demonstrat la scară pilot în federația Rusă. Un concept similar este acum în dezvoltare pentru un reactor omogen de 200kW care utilizează combustibil tip sare LEU dizolvată în soluție acidă apoasă, iar combustibilul este de asemenea materialul țintă pentru producția de 99Mo. Reactorul va fi operat astfel încât să permită acumularea de 99Mo în soluția de combustibil. La oprirea reactorului soluția combustibil este pompată printr-o coloană care adsoarbe molibdenul. Acesta va fi în continuare recuperat prin stripare și mai apoi condiționat prin una sau mai multe etape de purificare (IAEA, 1999).

O provocare a acestei metode este dezvoltarea unei metode eficiente de extragere și separare a izotopului dorit din combustibilul iradiat. Mai precis trebuie determinate efectele radiației și acumularea produșilor de fisiune în separarea 99Mo pe diferiți adsorbanți. Până în prezent au fost studiați diferiți adsorbanți: termoxid, dioxid de titan, alumina.

Soluții combustibil/țintă

Pentru producția de 99Mo au fost luate în considerare 2 soluții combustibil: azotat de uranil [UO2(NO3)2] și sulfat de uranil [UO2SO4]. Câteva carateristici ale acestor soluții sunt descrise în următoarele subcapitole (IAEA, 1999).

Soluția combustibil azotat de uranil

Soluțiile de azotat de uranil au proprietăți chimice superioare față de sulfatul de uranil în ceea ce privește separarea molibdenului și tratarea deșeurilor radioactive. Totuși, descompunerea radiolitică a azotatului de uranil într-o soluție apoasă este mult mai complexă decât descompunerea sării de sulfat. Pe lângă producerea radiolitică a H2 și O2din apă, azotatul este redus la forma de azotit, azotși oxizi de azot (NOx), de asemenea se generează ioni de amoniu prin descompunerea soluției combustibil, astfel că este necesar un subsistem pentru retenția noxelor și care permite și regenerarea filtrelor (IAEA, 1999).

Soluția combustibil sulfat de uranil

Sulfatul de uranil are ca principal avantaj faptul că, prin descompunerea radiolitică a soluției combustibil, se formează doar H2 și O2, iar aceste gaze pot fi recombinate în apă folosind un pat catalitic, iar apa condensată poate fi returnată soluției combustibil. Principalul dezavantaj este chimia sulfatului și a sărurilor acestuia (IAEA, 1999).

Deșeuri

Operațiile din reactoarele omogene vor produce deșeuri gazoase și lichide, în principal combustibilul/ținta reactorului care va trebui înlocuită sau completată periodic. Deșeul trebuie solidificat și stocat până la depozitarea finală (IAEA, 1999).

Principii de norme de securitate

Preocuparea principală din punctul de vedere al autorizațiilor trebuie să se concentreze pe starea subcritică a sistemului și asupra faptului că întreg ansamblul va rămâne subcritic și în timpul procesării. În timp se vor acumula produși de fisiune în soluția combustibil (IAEA, 1999).

2.1.3. Producția bazată pe activarea neutronică (n, γ) în reactoarele eterogene

Producția de 99Mo bazată pe activare neutronică (98Mo(n,γ)99Mo) este o tehnologie demonstrată și perfect valabilă, încă din 1960. Reactorul MURR din SUA a început producția de molibden de joasă activitate prin iradierea de ținte de 98Mo sub formă de pastile metalice naturale sinterizate. Producția a continuat din 1967 până în 1980, iar apoi a fost întreruptă pentru că 99Mo de activare nu putea concura economic cu produsul de înaltă activitate obținut prin fisiune.

Totuși producția de Molibden obținut prin activare continuă în câteva țări și încă este o tehnologie dorită (IAEA, 1999).

Ținte

În producția de 99Mo prin activare gamma sunt folosite diferite tipuri de ținte.

Molibden metalic/pudră de trioxid de Mo

Există 35 de izotopi cunoscuți ai molibdenului, dintre care 7 apar natural, având mase atomice de 92, 94, 95, 96, 97, 98 și 100. Dintre izotopii care apar natural, 6 sunt stabili, cu mase atomice de la 92 la 98. Molibden-100 este singurul izotop natural care nu e stabil. Acesta are timp de înjumătățire 8×1018 ani și se dezintegrează beta în 100Ru. Toți izotopii instabili ai molibdenului se dezintegrează în izotopi ai Nb, Tc și Ru. Molibdenul-98 este cel mai comun izotop, însumând aproximativ 24.1% din totalul molibdenului natural. Prin comparație abundența naturală a 100Mo este de doar 9.6% (IAEA, 1999).

Nu se pot obține activități specifice mari pentru 99Mo folosind ținte de molibden natural din cauza secțiunii de absorbție la netroni termici 0.13 barn; acesta este un factor de aproximativ 4400 de ori mai mic decât secțiunea de fisiune a 235U care este de 584 barn. Dacă țintele de Molibden natural ar fi iradiate la un flux neutronic de 1×1013 n/cm2s va produce o activitate specifică mai mare a 99Mo datorită secțiunii de absorbție la neutroni epitermici de aproximativ 6,7 barn. Acest factor este de 50 ori mai mare decât cel la neutronii termici dar încă mult sub cel în cazul fisiunii uraniului.

Pentru o mai bună comparare mai jos este prezentată activitatea specifică a 99Mo produs prin cele două metode (activare gamma versus fisiune):

Producția prin activare gamma:

Țintă de Mo natural: ~ 1Ci (37 GBq) 99Mo/g de Mo iradiat

Țintă de Mo îmbogățit: ≥ 4Ci (148 GBq) 99Mo/g de Mo iradiat

Producția prin fisiune: >10 Ci (370 GBq) 99Mo/g de Mo iradiat (IAEA, 2013).

În prezent se folosesc 2 tipuri de ținte de molibden natural pentru activare gamma: trioxidul de molibden și molibdenul metalic (figura 2.1.3.1).

Figura 2.1.3.1 Pudră de trioxid de molibden și molibden metalic sinterizat(MURR University of Missouri Research Reactor, USA

Densitatea trioxidului de molibden cristalizat este de aproximativ 4,7 g/cm3. Densitatea țintelor metalice sinterizate este de 30%-95% din densitatea teoretică de 10,3 g/cm3 (adică 3,1 g/cm3 până la 9,8 g/cm3). Se pot folosi și granule de molibden metalic (IAEA, 2003).

Molibdenul metalic poate fi dizolvat în apă oxigenată sau electrochimic.

Forma metalică necesită un timp de dizolvare mai mare decât pudra de trioxid, dar avantajul utilizării țintelor metalice este că poate fi iradiat mai mult molibden natural per țintă, rezultând un randament de obținere a radioizotopului 99Mo mai mare per unitatea de volum iradiată și utilizarea mai eficientă a spațiului de iradiere.

Puritatea molibdenului natural în ținte trebuie să fie mai mare de 95% și nu trebuie să conțină urme de wolfram. Iradierea wolframului (W) produce reniu (188Re) prin dezintegrarea 188W, iar 188Re este dificil de separat de 99mTc datorită similarității proprietăților chimice.

Ținte de molibden-98 îmbogățit

Utilizarea țintelor de molibden îmbogățit (aproximativ 95%) oferă avantajul creșterii randamentului producției de 99Mo. Puritatea țintelor de molibden îmbogățit trebuie să fie peste 95% fără wolfram detectabil. Din cauza costurilor ridicate în obținerea acestor ținte este necesară recuperarea 98Mo iradiat neutilizat într-o formă chimică purificată potrivită unei refolosiri. Acest material este radioactiv și trebuie să stea pentru cel puțin 30 de zile până ce poate fi clasificat ca non-radioactiv (IAEA, 2003).

Deșeuri

Din moment ce activarea neutronică nu implică prezența produșilor de fisiune, producerea și manipularea deșeurilor radioactive este semnificativ mai scăzută. Cerințele de ecranare de-a lungul procesului sunt mult mai mici decât în cazul produsului de fisiune. Alți produși activați se dezintegrează într-un timp rezonabil, permițând deșeurilor solide sau lichide să fie îndepărtate, din celula de procesare, după maxim 6 luni (IAEA, 2003).

Legislație

Producția bazată pe activare neutronică nu implică material fisionabil, astfel că cerințele de reglementare/securitate sunt similare în complexitate cu cele pentru iradierea oricărui material nefisionabil (IAEA, 2003).

2.2. Obținerea generatorilor de 99mTc din molibdenul de fisiune

Datorită activității specifice mari în cazul molibdenului obținut prin fisiune, această tehnologie e în continuă dezvoltare (IAEA, 1999).

În figura2.2.1 este prezentat lanțul prin care se obțin generatorii de tecnețiu,din soluții de molibden obținut prin fisiunea uraniului, și care ajung în cele din urmă la spitale.

Figura 2.2.1 Lanțul de obținere a generatorilor de tecnețiu(https://www.oecd-nea.org)

Așa cum am discutat, la capitolul 2,în prezent există două tipuri de ținte LEU, plăcuțe și cilindrice, iar procesarea post iradiere este bazică, respectiv acidă.

Tehnologia de producere a 99Mo, prin separarea lui din produșii de fisiune rezultați din reacția de fisiune a uraniului, implică patru etape (IAEA, 2013).

Prima etapă constă în fabricarea țintei pe bază de uraniu ușor îmbogățit ce urmează a fi iradiată.

A doua etapă e reprezentată de iradierea țintei în reactorul TRIGA –14 MW pentru aproximativ o săptămână, după care este transferată în celula fierbinte pentru prelucrare.

A treia etapă implică prelucrarea chimică a țintei, conform proceduriiCintichem modificată în vederea separării 99Mo, ceea ce presupune dizolvarea țintei, precipitarea și separarea 99Mo, purificarea acestuia de materiale radioactive. În fine, a patra etapă se ocupă de managementul deșeurilor.

Soluția finală obținută este molibdatul de sodiu care pentru a putea fi valorificată trebuie caracterizată din punct de vedere chimic și radiochimic (IAEA, 2013).

Figura 2.2.2 Fluxul tehnologic de producere a generatorilor de99mTc din molibdenul de fisiune prin metoda acidă de dizolvare(RATEN ICN Pitești)

2.2.1 Fabricarea și iradierea țintei LEU

Ținta este o foiță LEU acoperită cu un strat de nichel și apoi presată între 2 cilindrii de aluminiu. Cilindrii de aluminiu sunt sudați la capete. După fabricare ținta este introdusă pe tija dispozitivului de iradiere, iar acesta este introdus în reactorul TRIGA. Puterea reactorului va fi de 10MW, iar timpul de iradiere de 5 zile

După iradiere ținta este transferată în cadrul laboratorului de examinări post iradiere pentru prelucrare. Transferul se realizează printr-un canal de transfer care leagă piscina reactorului de o piscină a laboratorului de examinări post iradiere. Din canalul de transfer ținta iradiată este transferată într-o celulă fierbinte, unde se realizează prima etapă postiradiere – îndepărtarea foiței din ansamblul de cilindri de aluminiu. După îndepărtarea foiței, aceasta este transferată într-o altă celulă unde se realizează procesarea ei chimică (IAEA, 2013).

2.2.2 Procesarea chimică a foiței LEU

Procesarea chimică a foiței LEU constă în 4 etape distincte și toate aceste etape se desfășoară în celule fierbinți cu protecție la radiații (IAEA, 2013).

Dizolvarea foiței LEU

Dizolvarea foiței de uraniu, învelită în nichel, are loc în mediu de acid azotic, într-un dizolvator etanș și la aproximativ 100șC.

Reacțiile de dizolvare sunt următoarele:

U + 4 HNO3 UO2 (NO3)2 + 2 H2O + 2 NO(gaz) (2.2.2.1)

3 Ni + 8 HNO3 Ni (NO3)2 + 4 H2O + 2 NO(gaz) (2.2.2.2)

Conform acestor reacții se calculează concentrația inițială a acidului azotic de dizolvare.

În prezența oxigenului, monoxidul de azot (NO(g)), produs în reacțiile de dizolvare (2.2.2.1) și (2.2.2.2) este rapid transformat în dioxid de azot (NO2(g)), conform reacție (2.2.2.3):

2NO + O2 ↔ 2NO2 (2.2.2.3)

Concomitent cu oxidarea NO(g) mai pot avea loc următoarele reacții:

NO + NO2 ↔ N2O3 (2.2.2.4)

2NO2 ↔ N2O4 (2.2.2.5)

Oxizii de azot, obținuți prin oxidarea monoxidului de azot, sunt transformați în acid azotic (HNO3) prin adsorbție repetată în soluție apoasă de acid azotic.

2NO2 +H2O → HNO3 + HNO2 (2.2.2.6)

N2O4 + H2O → HNO3 + HNO2 (2.2.2.7)

N2O3 +H2O → 2HNO2 (2.2.2.8)

Acidul azotos (HNO2) rezultat la adsorbția oxizilor de azot se descompune după reacția:

3HNO2 → HNO3 + 2NO + H2O (2.2.2.9)

Vaporii de apă sunt consumați de oxizii de azot și transformați în acid azotic și acid azotos conform reacțiilor (2.2.2.6), (2.2.2.7) și (2.2.2.8), astfel gazele dominante obținute în urma dizolvării vor fi compuse din NOx și vapori de acizi (IAEA, 2013).

Pe lângă gazele produse în reacția de dizolvare se produc și gaze de fisiune, compuse în principal din iod, xenon și kripton.

Figura 2.2.2.1 Distribuția procentuală a principalelor gaze de fisiune(RATEN ICN Pitești)

Gazele acumulate în dizolvator sunt drenate și captate într-o capcană de gaze, unde sunt adsorbite pe diferite materiale și rășini, urmând a fi tratate ca deșeuri solide după un timp de dezintegrare (IAEA, 2013).

Precipitarea selectivă a 99Mo

Soluția LEU dizolvată este drenată din dizolvator. Soluția conține o sumă de produși de fisiune, iar separarea molibdenului dintre acești produși se face prin precipitare selectivă. Acest proces constă în adăugarea unui agent de precipitare (alfa benzoin oxima)care formează cu molibdenul un precipitat alb cristalin conform reacției (2.2.2.10) (IAEA, 2013):

MoO42-+2C6H5CH(OH)C:NOHC6H5 +2H+→ MoO2[C6H5CH(O)C:NOHC6H5]2+H2O (2.2.2.10)

Separarea 99Mo

Precipitatul de molibden este apoi separat de restul produșilor de fisiune prin filtrare. Soluția filtrată devine deșeu lichid înalt activ și este stocată, urmând ca soluția să fie solidificată și tratată ca deșeu solid după un timp de dezintegrare.

Precipitatul rămas pe sită este spălat de mai multe ori cu soluție bazică de NaOH, pentru îndepărtarea urmelor de produși de fisiune. Spălările sunt colectate separat și tratate ca deșeuri mediu active.

După spălare urmează dizolvarea precipitatului. Acest proces se realizează cu soluție de NaOH în apă oxigenată. Molibdenul trece astfel în soluție de molibdat de sodiu, impură (IAEA, 2013).

Purificarea 99Mo.

Soluția finală de molibdat de sodiu trebuie supusă unui proces de purificare ca să poată fi utilizată ca produs precursor al generatorilor de tecnețiu.

În procesul Cintichem modificat, în etapa de purificare, se utilizează două coloane, care au menirea de a adsorbi compușii organici și impuritățile rămase înglobate în precipitatul de molibdat de sodiu dizolvat, lăsând să treacă molibdenul.

Aceste coloane sunt umplute cu rășini preparate în laborator și condiționate cu hidroxid de sodiu până la pH bazic.

Caracteristicile soluției finale de molibdat de sodiu din care se prepară generatorii de tecnețiu sunt prezentate în tabelul 2.2.2.1 (IAEA, 2013).

Tabelul2.2.2.1.Caracteristicile soluției de molibdat de sodium (FARMACOPEEA Europeană)

2.2.3. Generatorii de 99Mo/99mTc

Generatori cu activitate specifică mare (produs din molibdenul obținut prin fisiune):

a) principiu

Un generator de 99Mo/99mTc, sau „generator de tecnețiu”, este un dispozitiv utilizat în recuperarea și concentrarea tecnețiului rezultat în urma dezintegrării 99Mo. Un generator convențional constă într-o coloană de alumină, tuburi, supape și filtre pentru extragerea tecnețiului; generatorul are și un scut de plumb pentru protecția la radiații (figura2.2.3.1) (NEA 2010).

Figura2.2.3.1 Generator de tecnețiu / vedere în secțiune (Lantheus Medical Imaging, Inc. TechneLite is a registered trademark of Lantheus Medical Imaging, Inc. ©2014 Lantheus Medical Imaging)

Procesul de încărcare a generatorilor de tecnețiu se realizează într-un departament specific producerii de generatori. În astfel de facilități coloana de alumină este încărcată cu soluție de 99Mo înainte de afi transferată în spitale.Molibdenul din coloană se dezintegrează în tecnețiu, având timpul de înjumătățire de 66 ore. Aproximativ 88,6% din 99Mo se transformă în 99mTc; restul trecând direct în99Tc, așa cum se observă în schema dezintegrării molibdenului fig. 2.2.3.2 (NEA, 2011).

Figura2.2.3.2 Schema dezintegrării molibdenului(Feasibility of Producing Molybdenum-99 on a Small Scale Using Fission of Low Enriched Uranium or Neutron Activation of Natural Molybdenum IAEA)

După cum se observă în schema de dezintegrare, tecnețiu în stare metastabilă are timpul de înjumătățire de 6 ore (de zece ori mai mic decât al molibdenului). Aproximativ 50% din activitatea staționară este atinsă într-un timp de înjumătățire al 99mTc, iar 75% va fi atins în doi timpi de înjumătățire. Astfel că 99mTc poate fi eluat din generatori la fiecare 6 ore. Viața unui generator este între 8 și 14 zile (3 până la 5 timpi de înjumătățire ai 99Mo) (NEA, 2010)

Eficiența eluării este un factor important în evaluarea performanței diferitelor materiale absorbante ce constituiesc generatorii de 99Mo/99mTc. Indiferent de tipul de generatori utilizați, fabricarea lor trebuie să se desfășoare după norme farmaceutice stricte, denumite Good Manufacturing Practice sau Norme de Bună Practică (NEA, 2011).

b) Chimia în coloana de alumină

Cei mai comercializați generatori de 99Mo/99mTc utilizează coloană cromatografică, în care 99Mo sub formă de molibdat (MoO4-2) este adsorbit pe alumina acidă (Al2O3). O coloană tipică conține 2-3 g de alumină (figura 2.2.3.1). Prin dezintegrare 99Mo formează pertechnat (TcO4-), care este mai puțin legat de alumină, datorită valenței unice. Eluarea pertechnatului de sodiu se face spălând coloana cu o soluție salină de 0,9% (clorură de sodiu). Soluția astfel obținută poate fi utilizată ca atare în diferite proceduri sau în alte concentrații specifice farmaceutice pentru fiecare organ (NEA, 2011)

Doi dintre cei mai importanți factori în proiectarea unui generator sunt eficiența eluării (minim 85%) și o adsorbție minimă a molibdenului. Activitatea specifică a generatorilor obținuți din fisiunea uraniului este între 1-18Ci (37-666 GBq) în momentul calibrării la producător.

Generatori cu activitate specifică scăzută

Producția de 99Mo din activarea țintelor de molibden, natural sau îmbogățit, conduce la generatori cu activitate specifică mai mică. Extracția 99mTc din astfel de materiale necesită volume mai mari ale coloanelor de alumină, ceea ce conduce la volume de eluare mai mari și în final la concentrații de Tc mai scăzute, prea scăzute pentru a putea fi folosite ca produs radiofarmaceutic. Astfel că s-au căutat metode alternative de extracție a 99mTc din țintele de molibden îmbogățite. Aceste metode pot fi împărțite în 3 categorii: cromatografie de adsorbție; extracția lichid-lichid, sublimare (NEA, 2011).

2.3 Radioprotecție și produs medical

2.3.1 Regula de protecție CNCAN

Securitatea radiologică în practicile de radiologie de diagnostic și radiologie intervențională este supusă reglementărilor în vigoare, dintre care cele mai importante norme sunt cele referitoare la angajamentul conducerii și declararea politicii de securitate radiologică, normele referitoare la cultura de securitate ce trebuie să fie implementată pentru a încuraja o atitudine activă și o dorință de îmbunătățire a cunoștințelor de radioprotecție și securitate, angajarea titularului de autorizație într-o politică efectivă de protecție și securitate mai ales la nivel managerial și asigurarea unui sprijin și suport clar demonstrabil pentru persoanele cu responsabilități în radioprotecție (http://www.cncan.ro)

Angajamentul trebuie exprimat printr-o declarație de politică de securitate scrisă, care stabilește importanța primordială a securității și protecției în radiologie și recunoaște că obiectivul principal este diagnosticul medical, starea de sănătate și securitatea pacientului. Această declarație impune necesitatea de a fi adusă la cunoștința personalului medical și trebuie să fie urmată de stabilirea unui program de radioprotecție (PRP) care include un program de asigurarea calității (PAC) și întreținerea unei culturi de securitate în instituție.

Securitatea în cadrul cabinetului de radioprotecție se bazează pe două componente esențiale:

1. Responsabilitățile practicianului radiolog ce privește securitatea proprie, a paciențiilorși a mediului de lucru și cuprinde următoarele responsabilități: asigurarea protecției generale și securității pacientului; justificarea procedurilor de diagnostic și intervenționale folosind criteriile de referință stabilite prin reglementări specifice de Ministerul Sănătății (MS); acordarea consultației și evaluarea clinică a pacientului; stabilirea protocoalelor optimizate pentru procedurile de diagnostic și intervenționale, prin consultare cu fizicianul medical; evaluează calitatea în practica de radiologie, luând în considerare rezultatele monitorizării dozei pacientului; elaborează criterii specifice pentru examinarea: unei paciente însărcinate, a pacienților pediatrici, a persoanelor în cadrul procedurilor medico-legale sau a persoanelor în cadrul cercetării medicale sau biomedicale; raportează incidentele și accidentele radiologice responsabilului cu securitatea radiologică.

În continuare, responsabilitatea aparține și titularului de autorizație sau certificate de înregistrare care are obligația de a asigura protecția și securitatea generală a pacientului, în timpul efectuării expunerii; de a nu administra o expunere medicală de diagnostic dacă nu este prescrisă de un practician medical și obligația de a asigura un număr suficient de personal medical care să aibă pregătirea adecvată pentru a-și îndeplinii sarcinile atribuite în efectuarea procedurii radiologice pe care practicianul medical o prescrie (http://www.cncan.ro)

2. Optimizarea laboratorului de radiologie și a condițiilor de lucru, astfel încât să fie îndeplinite cerințele CNCAN privind protecția radiologică a pacientului și personalului expus profesional în timpul practicilor de radioprotecție de diagnosticși radiologie intervențională. Proiectarea laboratorului de radiologie trebuie să îndeplinească în primul rând următoarele cerințe: clasificarea zonelor, tipul activității și instalațiile radiologice care se intenționează să fie folosite; combinarea celor trei factori importanți în reducerea dozei: timp, distanță și ecranare; utilizarea unor camere mai mari pentru a permite accesul ușor al paciențiilor pe cărucior sau targă și înacelași timp pentru a permite poziționarea și o deplasare ușoară a pacientului în timpulprocedurii.

Pentru expunerile medicale în scop de diagnostic, optimizarea protecției se realizează prin menținerea expunerii pacientului la minimum necesar pentru realizarea obiectivului dediagnostic cerut. Fiecare sursă de radiație X presupune în stadiul de planificare o constrângere de doză, stabilită luându-se în considerare faptul că personalul medical lucrează la mai mult de o instalație.

În ceea ce privește echipamentul de protecție împotriva radiațiilor X prezente înlaboratorul de radiologie, este necesar să se asigure tuturor lucrătorilor echipamente individuale de protecție împotriva radiațiilor X; echipamentul individual de protecție autorizat de către CNCAN poate consta în șort, mănuși, guler de protecție pentru tiroidă, ochelari de protecție, acestea trebuind să respecte specificațiile tehnice ale producătorului și standardele specifice. Acest echipament se stabilește de expertul acreditat în protecție radiologică (http://www.cncan.ro).

2.3.2 Norme privind autorizarea și punerea pe piață a medicamentelor de uz uman În ceea ce privește autorizarea și punerea pe piață a medicamentelor de uz uman principalele norme, aflate în vigoare, sunt:

1. Medicamentele de uz uman pot fi puse pe piațadin România doar după eliberarea autorizației de punere pe piață de către Agenția Națională a Medicamentului și a Dispozitivelor Medicale, în conformitate cu prevederile prezentelor reglementări, sau după emiterea deciziei Comisiei Europene pentru medicamentele autorizate prin procedura centralizată.

2. Solicitantului nu i se va cere să prezinte rezultatele testelor toxicologice și farmacologice sau rezultatele studiilor clinice proprii, dacă acesta poate demonstra că:

– medicamentul este un generic al unui medicament de referință;

– medicamentul conține una sau mai multe substanțe active cu utilizare medicală bine stabilită;

– deținătorul autorizației de punere pe piață a medicamentului de referință permite producătorului utilizarea documentației farmaceutice, preclinice și clinice din dosarul medicamentului, în vederea examinării cererilor ulterioare (http://www.anm.ro).

Capitolul 3. Caracterizarea soluției de molibdat de sodiu prin măsurători gamma.

3.1 Măsurători de spectrometrie gamma. Determinarea activității alfa global

Pentru măsurătorile de spectrometrie gamma, probele (lichide, în cazul măsurătorilor de interes pentru această lucrare) sunt așezate fie pe detector (în așa-numită geometrie de măsură ,,plan-contact”) fie la o anumită distanță, bine-precizată, de acesta, în interiorul castelului de plumb. Acesta are rolul de a ecrana zona de măsură în ambele sensuri (atât pentru a diminua efectele fondului exterior asupra măsurătorilor, cât și pentru a proteja personalul laboratorului în cazul în care s-ar măsura probe de activitate medie/crescută) (IAEA, 1999).

Achiziționarea spectrelor gamma s-a făcut folosind softul dedicat Gamma Vision 6.1. Acest program oferă posibilitatea:

-de a stabili parametrii de achiziție a spectrului (timpul de achiziție, ca parametru de sine stătător sau ca funcție de îndeplinirea unor anumite criterii – de tipul numărul de impulsuri cumulate în peak-ul avut în vedere și preselectat ca atare);

-efectuării analizei calitative a unui spectru achiziționat (pe baza unei calibrări în energie efectuate în prealabil sunt identificați radionuclizii emițători gamma prezenți în proba de măsurat);

-efectuării analizei cantitative a unui spectru, ulterior identificării radionuclizilor prezenți în probă; această analiză poate fi efectuată în regim automat sau semi-automat (în acest ultim caz, utilizatorul folosește anumite date furnizate de program – de tipul ariei nete a unui peak, după ce acesta a fost selectat manual din spectru – și se obține manual valoarea activității radionuclidului respectiv) (IAEA, 2013).

În toate etapele de analiză descrise sumar în rândurile de mai sus, de o importanță deosebită este posibilitatea folosirii anumitor biblioteci cu radionuclizi adaptate calibrărilor de efectuat sau analizelor calitative/cantitative.

Identificarea radionuclizilor emițători gamma prezenți într-o probă se face folosind așa-numita calibrare în energie a lanțului de măsură. Aceasta are la bază faptul că un anumit radionuclid emițător gamma prezintă linii gamma de anumite energii foarte bine determinate, cunoscute. Altfel spus, energia cuantelor gamma emise este specifică fiecărui radionuclid în parte, servind la identificarea acestuia (NEA, 2010).

În mod practic, pentru realizarea calibrării în energie a lanțului spectrometric gamma se folosește fie:

1) un set de surse gamma etalon, cu ajutorul căruia se ridică unul sau mai multe spectre;

2) o sursă gamma mixtă (conținând mai mulți radionuclizi gamma) pentru care se achiziționează un spectru. Cu ajutorul spectrelor respective și folosind așa-numitele biblioteci de nuclizi consacrate (care specifică energiile liniilor gamma specifice diverșilor radionuclizi) se realizează o corespondență între fiecare energie implicată și numărul canalului corespondent în care se achiziționează impulsurile date de lanțul spectrometric în prezența radionucliziilor. Această corespondență, extrapolată la întreg domeniul de măsură pentru energii, constituie în fapt calibrarea în energie.

Un mod uzual de realizare a calibrării în energie este acela în care se folosește un set de trei surse gamma etalon punctiforme, de Cs-137, Ba-133, Co-60. Liniile folosite pentru calibrare sunt date în tabelul 3.1.1, iar curba de calibrare în energie este dată în figura 3.1.2 (NEA, 2010).

Tabelul 3.1.1 Radionuclizii folosiți pentru efectuarea calibrării în energie (RATEN ICN Pitești)

Figura 3.1.1 Curba de calibrare în energie (RATEN ICN Pitești)

În ceea ce privește eficacitatea detectorului HPGe (cu germaniu hiperpur) folosit, aceasta este dependentă de energie (pentru fiecare valoare a energiei eficacitatea detectorului are altă valoare). Dependența eficacității de energie pe întreg domeniul de măsură alcătuiește așa-numita curbă de eficacitate (NEA, 2010).

Pentru determinarea acestei curbe de eficacitate (pentru ,,calibrarea în eficacitate” a detectorului) se folosește o sursă etalon mixtă (sau un set de surse etalon, după caz) având aceeași geometrie cu probele ce urmează a fi măsurate și pentru aceeași distanță sursă-detector ca și distanța probă-detector.

Prezentăm, cu titlu de exemplu, calibrarea în eficacitate folosind o sursă etalon frotiu având distribuită pe ea în mod uniform activitatea unui amestec de radionuclizi Ba-133, Cs-137, Co-60.

Pentru fiecare linie emisă de acești radioizotopi (v. tabelul 3.1.1) se determină eficacitatea detectorului pentru aceea energie folosind relația :

(3.1.1)

unde Λ este activitatea radioizotopului considerat din sursa etalon, este aria netă a fotopeak-ului respectiv, P este factorul de schemă al liniei respective, iar t este timpul ,,live” de achiziție (adică timpul total pe durata căruia a avut loc achiziția spectrului, din care s-a scăzut timpul ,,mort”, în care detectorul nu înregistrează semnalul primit) a spectrului respectiv.

Folosind valorile eficacității calculate astfel pentru un set de energii, precum și cunoștințele generale despre alura tipică a unei curbe de eficacitate pentru un detector HPGe, se obține, prin interpolare cu o funcție adecvată, curba de eficacitate a detectorului HPGe folosit de noi pentru măsurători (figura 3.1.2) (NEA, 2010).

Figura 3.1.2 Calibrarea în eficiență (eficacitate) a detectorului HPGe(RATEN ICN Pitești)

Folosind curbele de calibrare în energie și eficacitate adecvate, softul Gamma Vision este capabil, pornind de la un spectru al probei de interes, să ofere informații complete despre radioizotopii prezenți în probă și despre activitatea acestora.

Activitatea unui radioizotop prezent este calculată de către softul Gamma Vision pe baza formulei:

(3.1.2)

Mărimile de mai sus au semnificații similare cu cele din formula 3.1.1, cu deosebirea că acum Λ reprezintă activitatea radionuclidului de măsurat, iar ε este eficiența pentru energia fotopicului respectiv, extrasă de program din curba de calibrare stabilită anterior (prezentată în figura3.1.2 pentru detectorul HPGe cu care lucrăm).

În ceea ce priveștemăsurarea activității specifice a 99Mo sistemul spectrometric gamma este format din:

Detector de radiații gamma cu germaniu hiperpur, tip IGC 21 (Princeton Gamma Tech), răcit cu azot lichid;

Preamplificator cu FET răcit;

Sursă de înaltă tensiune tip 659 (ORTEC);

Amplificator spectroscopic tip 1413 (CANBERRA INDUSTRIES);

Analizor multicanal (IAEA, 1999).

Energiile de 181, 740 și 780 keV ale radioizotopului 99Mo au factorii de schemă mari, peak-urile acestora fiind vizibile. Un peak cu energia de 141 keV, datorat radioizotopului 99mTc este de asemenea vizibil. Timpul de înjumătățire a 99Mo este de 66 ore.

S-au măsurat prin spectrometrie gamma 2 soluții: o soluție LEU dizolvată și soluția de molibdat de sodiu după prelucrarea conform metodei Cintichem modificată (IAEA, 2013).

În soluția inițială se pot observa pe spectru diferiți produși de fisiune, tabelul 3.1.2

Tabelul3.1.2Activitățiile produșilor de fisiune din soluția LEU dizolvată(RATEN ICN Pitești)

Tabelul3.1.3Activitatea soluției LEU dizolvată și soluției finale de molibdat de sodium(RATEN ICN Pitești)

Din cauza activității ridicate în soluția LEU dizolvată, volumul de probă măsurată a fost mai mic în comparație cu volumul prelevat din soluția finală.

Figura3.1.3 Spectrul soluției LEU dizolvate(RATEN ICN Pitești)

Figura 3.1.4 Spectrul soluției finale de molibdat de sodium(RATENICN Pitești)

Capitolul 4. Managementul deșeurilor radioactive în producția molibdenului de fisiune

Producția de 99Mo prin fisiunea 235U asigură aproape tot necesarul mondial de molibden, dar generează cele mai radioactive deșeuri dintre toate metodele de producție. Acest lucru se datorează faptului că în timpul fisiunii se generează o gamă largă de radionuclizi, având proprietăți chimice și fizice diferite și care trebuie manipulate în condiții de siguranță. De asemenea trebuie apreciat și faptul că această combinație de nuclizi crează rate mari de expunere, cu risc crescut de contaminare a personalului și mediului.

La ieșirea din reactor în ținta LEU iradiată se obțin 879 nuclizi, totalizând 4∙1010 MBq. 640 de radionuclizi prezintă o activitate între 1 MBq și 6∙108 MBq. După un an, în urma dezintegrării, activitatea totală scade la 7.1∙106 MBq (IAEA, 1999).

4.1. Clasificarea deșeurilor

4.1.1. Clasificarea în funcție de starea fizică a deșeurilor

a) deșeuri gazoase

Deșeurile gazoase reprezintă una dintre problemele de management al deșeurilor radioactive în producerea de molibden pe calea fisiunii uraniului.Principalele emisii gazoase sunt formate din xenon, kripton și iod, acestea eliberându-se în principal în timpul dizolvării foiței de uraniu iradiat (IAEA, 1999).

În figura 4.1.1.1de mai jos este reprezentată ponderea de gaze de fisiune rezultate în urma iradierii unei ținte LEU. Calculele au fost realizate utilizând programul de calcul ORIGEN.

Figura 4.1.1.1 Distribuția procentuală a principalelor gaze de fisiune(RATEN ICN Pitești)

Deșeurile gazoase nu pot fi eliberate în atmosferă astfel că sunt captate pe capcane de gaze încărcate cu diferiți absorbanți (site moleculare, ș.a.). Gazele astfel captate pot fi tratate ca deșeuri solide sau după un anumit timp de dezintegrare eliberate în atmosferă prin sistemul de filtrare aferent celuleor fierbinți (filtre HEPA) (IAEA, 1999).

b) deșeuri lichide

Deșeurile lichide constau în principal în soluția de uraniu dizolvată rezultată după extracția molibdenului, acest deșeu este înalt activ și necesită manipulare și tratare în condiții de mare siguranță atât în ceea ce privește mediul cât și personalul.

Alte deșeuri lichide sunt soluțiile de spălare a precipitatului de molibden, care sunt considerate deșeuri mediu active și slab active. Acestea vor fi stocate pentru o perioadă prestabilită de dezintegrare, iar apoi pot fi înglobate pe diferite materiale absorbante și tratate în final ca deșeuri solide (IAEA, 1999).

c) deșeuri solide

Deșeurile solide constau în echipamentele utilizate în procesul de iradiere și transport țintă LEU, tuburile de aluminiu iradiate rămase în urma dezasamblării țintei, sticlăria și seringile utilizate în prelucrarea chimică, coloanele de purificare și materialele absorbante constituente. Materialele deșeurilor solide pot fi metalice, sticlă, plastice. Gradul de contaminare a acestor deșeuri diferă de la o etapă la alta, iar tratarea lor se realizează după un timp prestabilit de dezintegrare a principaliilor nuclizi (IAEA, 1999).

4.1.2 Clasificarea deșeurilor în funcție de radioactivitate

a) deșeuri slab sau mediu active de viață scurtă – sunt acele deșeuri radioactive care conțin preponderent radionuclizi emițători beta-gamma cu durata de viață scurtă (timpi de înjumătățire mai mici de 30 ani) și conțin cantități mici de radionuclizi emițători alfa. Aceste deșeurisunt depozitatedefinitiv la suprafață.

b) deșeuri slab sau mediu active de viață lungă – sunt acele deșeuri radioactive care conțin radionuclizi emițători alfa cu durata de viață lungă (timpi de înjumătățire mai mari de 30 ani) și conțin cantități mici de emițători beta-gama cu durata de viață scurtă (timp de înjumătățire de 30 ani). Aceste deșeuri sunt destinate depozitării definitive geologice, la mare adâncime.

c) deșeuri înalt active– sunt acele deșeuri radioactive care conțin preponderent radionuclizi emițători beta-gamma cu durata de viață scurtă sau radionuclizi emițători alfa cu durata de viață lungă (IAEA, 1999).

4.2 Tratarea deșeurilor

Deși volumul și compoziția deșeurilor rezultate în procesul de producție a 99Mo, poate fi considerat mai puțin serios în comparație cu deșeurile rezultate din alte operațiuni nucleare, acest fapt nu înseamnă că aceste deșeuri trebuie privite ca fiind ușor de manipulat, procesat sau depozitat (IAEA, 1999).

În România există un sistem complet reglementat de managementul și controlul tratării și depozitării deșeurilor rezultate din diferite operațiuni nucleare, astfel că tratarea deșeurilor provenite din producția de molibden se realizează după norme și proceduri deja existente.

Tratarea și eliminarea deșeurilor gazoase se realizează prin implementarea unui sistem eficient de colectare a gazelor de fisiune.Xenonul-133, precum și izotopii iodului radioactiv, sunt captați pe diferite materiale în vederea dezintegrării sau comercializării.

Deșeurile solide nu prezintă dificultăți în tratare.În mod obișnuit, pentru deșeurile slab și mediu active, se vor folosi metode de reducere a volumului prin compactarea și condiționarea acestora în containere speciale.

Deșeurile lichide sau solide care conțin uraniu sunt tratate urmărind reciclarea uraniului în vederea fabricării țintelor. Orice alte deșeuri lichide, care conțin produși de fisiune și actinide, trebuie amestecate și ajustate la pH neutru (7-8) iar apoi înglobate în ciment.

Din cauza reglementărilor, standardelor internaționale și cerințelor privind managementul deșeurilor, sistemul de producție a 99Mo este foarte scump. Țările în curs de dezvoltare cu ambiții de operare a reactoarelor de cercetare și producție de radioizotopi de uz medical (inclusiv 99Mo) nu țin cont mereu de dificultățile și provocările legate de acest proces.

Stabilirea unei infrastructuri eficiente și operaționale de management al deșeurilor radioactive este foarte scumpă pe termen lung, astfel că se impun studii economice și ecologice înainte de a se lua decizia de operare a reactorului de cercetare și a infrastructurii adiacente în ceea ce privește producția de radioizotopi sau mai degrabă achiziționarea radioizotopilor necesari de la comercianții existenți deja pe piață (IAEA, 1999).

Concluzii

Cererea din ce în ce mai mare de Tc-99m, dictată de utilizarea acestuia în peste 80% din procedurile medicale a condus la apariția unui motiv de îngrijorare privind posibilitatea producerii de arme nucleare, astfel că, la nivel internațional sa început o amplă cercetare și dezvoltare de producere a Tc-99m din uraniu slab îmbogățit (LEU).

Astfel, demararea susțineri politicii de neproliferare atât prin studii pentru evitarea folosirii combustibililor HEU cât și prin conversia reactoarelor de cercetare de la HEU la LEU și dezvoltarea tehnologiilor pentru extragerea molibdenului din combustibilul slab îmbogățit, au devenit teme internaționalede cercetare și dezvoltare în eforturile de neproliferare.

Dezvoltarea tehnologiilor de producere a Tc-99m pornind de la uraniul slab îmbogățit, prezintă și avantajul unui volum mai redus de deșeuri, clasificate ca și materiale de radioactivitate joasă, intermediară și înaltă.

Perfecționarea continuăîn scopul obținerii de beneficii din ce în ce mai mari, cu un risc cât mai redus este un avantaj al viitorului energiei nucleare în care se urmărește găsirea unei căi de mijloc, datorată creșterii și dezvoltării populației, necesității de energie și producerii de radioizotopi medicali, între maximum rentabil economic și securitatea populației și a persoanelor expuse profesional.

Bibliografie

Ursu I., Fizica și tehnologia materialelor nucleare, Ed. Academiei Republicii Socialiste România, București, 1980, p. 17-48;

Ursu I., Energia Atomică, Ed. Științifică, București, 1973, p. 10-17;

Note de curs ,,Securitate Nucleară” – Șerban Valeca, 2016.

Manual for reactor produced radioisotopes – IAEA, Vienna, 2003, p. 10-20 . pdf

The Supply of Medical Radioisotopes – NEA, 2010, p. 8-10, 13-14, 20-21. pdf

The Supply of Medical Radioisotopes – The Path to Reliability – NEA, 2011, p. 37-39, 61-79, 88-91. pdf

The Supply of Medical Radioisotopes OECD Nuclear Development, NEA, 2011, p. 16-23. Pdf

The Supply of Medical Radioisotopes – Medical Isotope Supply in the Future: Production Capacity and Demand Forecast for the 99Mo/99mTc Market, 2015-2020 – NEA, 2014, p. 9-11. pdf

Production Technologies for Molybdenum-99 and Technetium-99m – IAEA, Vienna, 1999, p. 1, 5-25. Pdf

Non-HEU Production Technologies for Molybdenum-99 and Technetium-99m – IAEA, Vienna, 2013, p. 3-14. Pdf

http://www.cncan.ro/assets/NSR/nsr-11-ordin-cncan-173-2003.pdf

http://www.nuclear.ro/en/departments/triga.php

http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1340_web.pdf

Nisa chimica cu exhaustare seria MA90

http://www.medicalexpo.com/prod/labconco/product-80298-612529.html

https://www.oecd-nea.org/ndd/reports/2012/7129-leu.pdf

https://neup.inl.gov/SiteAssets/FY_2016_Documents/FY16_Webinar_Presentations/FY16_NSUF_Overview.pdf

CNEA National Atomic Energy Commission, Argentina

MURR University of Missouri Research Reactor, USA

http://library.usmf.md/download/amale/vol_01/8_Chimie.doc

Lantheus Medical Imaging, Inc. TechneLite is a registered trademark of Lantheus Medical Imaging, Inc. ©2014 Lantheus Medical Imaging

Feasibility of Producing Molybdenum-99 on a Small Scale Using Fission of Low Enriched Uranium or Neutron Activation of Natural Molybdenum – IAEA, Vienna, 2015

http://www.anm.ro/anmdm/_/BULETINE%20INFORMATIVE/BI%201%20%202011%20%20rom.pdf