Elita F.Urano Carvalho IPEN/CNEN-SP

P&D E O CICLO DO COMBUSTÍVEL NUCLEAR NO BRASIL - PRESENTE E FUTURO

• Combustíveis para reatores de PESQUISA • Alvos de urânio para produção de Mo-99 • Desenvolvimento de novos combustíveis

para e reatores de POTÊNCIA

1960-1963 1965 1964-1965

Ciclo do Combustível Nuclear no IPEN/CNEN-SP

UNIDADE PILOTO

PURIFICAÇÃO DE URÂNIO 4TON DUA

266 EC DE UO2

7MIL PASTILHAS UO2 > 2TON.

REPROCESSAMENTO DO COMBUSTÍVEL

COMBUSTÍVEL A DISPERSÃO

U3O8 A 20% EM PESO DE U-235

“ATOMOS PARA A PAZ”

IEA-INSTITUTO DE ENERGIA ATÔMICA

REATOR NUCLEAR SUBCRITICO RE-SUCO

(UFPE/PE)

REATOR NUCLEAR ARGONAUTA (IEN/RJ)

REATOR NUCLEAR ARGONAUTA (IEN/RJ)

1984-1985 1981-1988

FABRICAÇÃO DO COMBUSTÍVEL

ARGONAUTA U3O8

”ATOMOS PARA A PAZ”

PROJETO RECONVERSÃO

4TON TCAU→ UO2 43MIL PASTILHAS A

4% U-235

CONVENIO MARINHA E IPEN/CNEN

REATOR IPEN MB 01

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1979

DESENVOLVIMENTO DA TECNOLOGIA DE PRODUÇÃO DO UF6

PROJETO CONVERSÃO

EXPERIMENTO ENRIQUECIMENTO

ISOTÓPICO UTILIZANDO

CENTRIFUGAS NACIONAIS

UF6

AUMENTO DA CAPACIDADE PRODUTIVA DE 6 PARA 10EC; PRIMEIRO ELEMENTO DE U3Si2 2,3GU/CM3 COM PÓ IMPORTADO

RECONVERSÃO DE 20KG UF6 (U3O8) ADQUIRIDO NO MERCADO INTERNACIONAL

• DESENVOLVIMENTO DO PROCESSO DE UF6 A U3O8

• DESENVOLVIMENTO DO PROCESSO DE RECUPERAÇÃO DE REFUGOS DA FABRICAÇÃO EC

PRIMEIRO EC PARA O REATOR IEA-R1, PRODUÇÃO ROTINEIRA INICIADA

1988

1988

1994

1996

EXPERIÊNCIA PRÉVIA E STATUS TECNOLÓGICO

- AUMENTO DA CAPACIDADE PRODUTIVA DE 6 PARA 10EC; - PRIMEIRO ELEMENTO DE U3Si2 2,3gU/CM3 COM PÓ IMPORTADO

1997

1999 DESENVOLVIMENTO DA TECNOLOGIA DE PRODUÇÃO DO PÓ DE U3Si2 BUSCANDO NACIONALIZAÇÃO (AIEA BRA 4/047)

PRIMEIRO ELEMENTO COMBUSTÍVEL U3Si2 NACIONAL

PRIMEIRO LOTE DE PÓ DE U3Si2 NATURAL - DOMINADO O CICLO SILICETO DE URÂNIO

URÂNIO METÁLICO 2002

2004

2006

EXPERIENCIA PREVIA E STATUS TECNOLOGICO

PRODUÇÃO ROTINEIRA DE ELEMENTO COMBUSTÍVEL PARA O REATOR IEA R1.

- ELEMENTO COMBUSTÍVEL INSTRUMENTADO – EC IEA 208 (07/01/2010) - DESENVOLVIMENTO DE TECNOLOGIA DE FABRICAÇÃO DO COMBUSTÍVEL U3Si2 COM 4,8g/cm3

PRIMEIRO EC U3Si2 COM TECNOLOGIA e UF6 ENRIQUECIDO NACIONAL/ EC IEA 202 (26/07/07)

2007

2010

2011-2016

1,9 gU/cm3 U3O8 – Al

REATOR IEA R1

U3O8 – Al

U3Si2 - Al

U3Si2 - Al

2,3 gU/cm3

3,0gU/cm3

4,8gU/cm3 (domino da tecnologia)

25 EC

37 EC

55 EC

EC 208 (U3Si2 – Al 3.0g/cm3) Instrumentado

QU

AN

TITY

FU

EL E

LEM

ENT

Combustíveis para reatores de PESQUISA

Combustível – U3Si2-Al

● Números de elementos

combustíveis –8 ECs;

● Número de placas por

elemento – 17 placas;

PROJETO ELEMENTO COMBUSTÍVEL

REATOR ARGONAUTA

DESENVOLVIMENTO

NOME UTILIZAÇÃO POTÊNCIA LOCALIZAÇÃO INICIO OPERAÇÃO

TIPO

IPEN/MB-01 unidade critica núcleo PWR

100W IPEN/CNEN-SP São Paulo

1988 Núcleo aberto-Vareta

ARGONAUTA Pesquisa ensino

500W IEN/CNEN-RJ Rio Janeiro

1965 Argonaut

IPR-R1 Pesquisa ensino

100W CDTN/MG Belo Horizonte

1960 TRIGA MARK- I

IEA R1 Pesquisa e prod. radioisótopos

5MW (2MW)

IPEN/CNEN-SP São Paulo

1957 Reator MTR Piscina aberta

Reatores Nucleares de Pesquisa no BRASIL

Unidade critica núcleo MTR

Núcleo aberto placa

100%

U

100% Gd

Micrografia eletrônica de varredura da interface UO2.Gd2O3

Taxas de densificação derivadas Curva de sinterização de pastilhas de UO2-7%Gd2O3 macroestruturado e nanométrico

Combustíveis nucleares com elevada taxa de queima: fabricação e desempenho do combustível _CAPES /ELETRONUCLEAR

Er

Gd

DESENVOLVIMENTO DE NOVOS COMBUSTÍVEIS

PARA E REATORES DE POTÊNCIA

Tecnologia Nuclear a Serviço da Vida

O RMB dotará o Brasil de uma

infraestrutura fundamental para o

desenvolvimento nacional das atividades

do setor nuclear nas áreas de:

• aplicações sociais,

• estratégicas e industriais,

• desenvolvimento científico e

tecnológico.

Porque um Novo Reator de Pesquisa?

Autonomia nacional na produção de radioisótopos para aplicações na saúde,

indústria, agricultura e meio ambiente

Ênfase na produção do radioisótopo Mo-99 para assegurar o abastecimento

do radiofármaco com tecnécio-99m

Ampliação da medicina nuclear no país

em benefício da sociedade

RMB é fundamental para

garantir segurança no

suprimento radioisótopos

para aplicação na

medicina

OBJETIVOS DO EMPREENDIMENTO RMB

Aplicações sociais

Aplicação Radioisótopo Forma de Produção Frequência de

Produção(1) Produção Anual(2) (Ci)

Radiofármacos

Injetáveis

Mo-99 Irradiação U-235 S 54.000

I-131 Irradiação U-235 S 5.400

I-131 Irradiação de Te-130 S 2.700

Cr-51 Irradiação Cr-50 Q 5,4i

Sm-153 Irradiação de Sm-152 Q 108

Lu-177 Irradiação de Lu-176 S 270

Ho-166 Irradiação Ho-165 S 5,4

Y-90 Irradiação de Y-89 S 5,4

W-188 Irradiação de W-186 M 1,2

P-32 Irradiação de S-32 Q 5,4

Braquiterapia

I-125 Irradiação de Xe-124 S 120

Ir-192 Irradiação de Ir-191

(sementes) S 12.000

Ir-192 Irradiação de Ir-191 (fios) M 20 fios (atividade variável)

Radioterapia Co-60 Irradiação de Co-59 A 15

Indústria

Ir-192 Irradiação Ir-191 (discos) Q 30.000

Co-60 Irradiação Co-59 T 2,5

Se-75 (3) Irradiação Se-74 M 6.000

Traçadores

Br-82 Irradiação Br-81 T 0,2

Hg-203 Irradiação Hg-202 T 15

I-131 Irradiação de Te-130 S Sob demanda

(1) Produção: S : Semanal Q: Quinzenal M: Mensal T: Trimestral A: Anual

(2) 1 Ci equivale a 3,7 x 1010 desintegrações por segundo (Becquerel – Bq)

(3) A produção de 75Se dependerá de uma análise mais detalhada a ser realizada durante o projeto detalhado.

PRODUÇÃO DE RADIOISÓTOPOS PELO RMB

Gerar uma capacidade nacional para testar e qualificar:

Combustíveis nucleares para reatores de potência e de propulsão naval;

Novos combustíveis para reatores de pesquisa e

Materiais para serem utilizados em reatores nucleares

RMB é fundamental para o

desenvolvimento nacional de

combustíveis nucleares e

materiais para o uso em

reatores

OBJETIVOS DO EMPREENDIMENTO RMB

Estratégicos e Industriais

Ampliação na capacidade nacional existente em pesquisa e em aplicações de

técnicas nucleares

Laboratório de análise por ativação disponível à comunidade científiva nacional;

Criação de um Laboratório Nacional de pesquisas com feixes de nêutrons para

complementar as pesquisas feitas no lab. Nacional de Luz

Sincrotom –LNLS/|CNPEM

RMB amplia a capacidade nacional em ciência,

tecnologia e inovação.

OBJETIVOS DO EMPREENDIMENTO RMB

Desenvolvimento Científico e Tecnológico

ETAPAS DE IMPLANTAÇÃO

2008 2017 2024

PROJETO DETALHADO DO REATOR

Empreendimento

08 Dezembro, 2016 31 Augusto, 2017 Inauguração da

cascata de enriquecimento

CTMSP – Aramar

* Comissionamento CNEN

Primeiro combustível nuclear tipo placa

para o Reator Nuclear IPEN / MB-01

* Comissionamento

pelo CNEN

Desenvolvimento do Combustível

30 Setembro , 2018

Finalizado a Produção dos 19 EC tipo placa

para o Reator Nuclear IPEN / MB-01

* Comissionamento pelo CNEN

Em execução o projeto de R$ 25M (FINEP) para adequação da fabricação de combustíveis e alvos; e modificação do Reator IPEN/MB-01 para núcleo tipo placa como o RMB.

CTMSP – adequação de

uma linha exclusiva de

enriquecimento a 20% para

atender o RMB

IPEN – adequação do

Centro do Combustível

Nuclear (CCN) para

atender o RMB

IPEN – projeto, fabricação,

licenciamento e operação

de um núcleo tipo placa

combustível (tipo RMB) no

reator IPEN/MB-01

NOVO NÚCLEO PARA O REATOR IPEN MB 01 • 19 ELEMENTOS COMBUSTÍVEIS 15 Elementos padrão com veneno queimável 04 Elementos Combustíveis com placa desmontagem e veneno queimável

Levantamento topografico Torre meteorológica Sondagem

Licenciamento ambiental

6 dias EOB

5979Ci 5006Ci 3112Ci 1000Ci 2131Ci 2743Ci

7 dias 12 h

DECAIMENTO ALVO

16 h

RENDIMENTO 75%

PROCESSAMENTO QUÍMICO

40/48h

PREPARO GERADORES

USO CLÍNICA

12h 72h

28 h

MATERIA PURIFICADO E

EMBALADO

MDS-Nordion (Canadá)- 5%, NTP (Africa Sul)-27%, CNEA(Argentina)- 27%, JSC(Rússia)-41%

Fabricação Alvos U

Enriquecimento urânio

CTMSP e INB

CNEN

CNEN CNEN CNEN CNEN CNEN

SMN Publico e privados

ETAPAS DA CADEIA DE SUPRIMENTO DO Mo-99

mineração

conversão

“Ciclo social do Ciclo do Combustível”

99Mo (131 I)

CQ

Geradores 99Mo/99mTc (131 I)

CQ

Clientes Brasil

Dissolução Básica

Dissolução ácida rejeito rejeitos

Tratamento Tratamento

Fissão 235U (Enr <20%)

Alvos UAlx

Alvos U metálico

ALVOS DE URÂNIO PARA PRODUÇÃO DE MO-99

ALVOS DE UALX –AL PARA PRODUÇÃO DE MO-99 POR FISSÃO

TECNOLOGIA FABRICAÇÃO

TESTE DE IRRADIAÇÃO

0 2 4 6 8 10

0

20

40

60

80

100 UAl

2

UAl3

UAl4

[Alu

min

ides]

Transformation Time (h)

Desenvolvimento da tecnologia de fabricação de alvos de dispersão de UAlx-Al para produção de Mo-99 em reatores produtores de radioisotópos

Os alvos de folhas finas consistem de uma folha fina de urânio metálico, com 125 a 150 um de espessura, embrulhada com folhas de níquel e encapsulada num tubo de alumínio. O projeto cilíndrico é utilizado para garantir, a integridade estrutural do alvo, aumentar a transferência de calor e facilitar a desmontagem do alvo após a irradiação.*

TECNOLOGIA FABRICAÇÃO

TESTE DE IRRADIAÇÃO

ESPECIFICAÇÃO

ALVOS TUBULARES DE FOLHAS FINAS DE URÂNIO A 19.75% 0.20 EM PESO DE U235

CICLO DO COMBUSTÍVEL NUCLEAR NO BRASIL – CICLO ABERTO

mineração conversão enriquecimento fabricação combustível

reator estocagem temporária

repositório

UF6

#

Obrigada

Principais Radioisótopos Utilizados na Medicina

Radioisótopo Meia Vida Forma de Produção Aplicação Situação no Brasil

99mTc 66 h (99Mo)

6 h (99mTc) Produção de 99Mo em reator nuclear de pesquisa Diagnóstico

100% importado

Gerador produzido no IPEN

131I 8,02 d Produção em reator nuclear de pesquisa Diagnóstico

Terapia

100% importado

Processado no IPEN

51Cr 27,70 d Produção em reator nuclear de pesquisa Diagnóstico 100% importado

153Sm 46,27 h Produção em reator nuclear de pesquisa Terapia 100% nacional

Produzido no IPEN

90Y 64,1 h Produção em reator nuclear de pesquisa Terapia 100% importado

177Lu 6,71 d Produção em reator nuclear de pesquisa Terapia 100% importado

125I 59,41 d Produção em reator nuclear de pesquisa Braquiterapia 100% importado

Processado no IPEN

192Ir 73,83 d Produção em reator nuclear de pesquisa Braquiterapia 100% importado

60Co 5,272 a Produção em reator nuclear de pesquisa Teleterapia 100% importado

18F 109,7 m Produzido em Cíclotron Diagnóstico 100% nacional

123I 13,2 h Produzido em Cíclotron Diagnóstico 100% nacional

111In 2,81 d Produzido em Cíclotron Diagnóstico 100% importado

67Ga 78,3 h Produzido em Cíclotron Diagnóstico Parcialmente nacional

201Tl 73,1 h Produzido em Cíclotron Diagnóstico Parcialmente nacional

Principais Radioisótopos Utilizados na Medicina