Ingeniería de cerámicos refractarios porosos potencialmente útil para una producción limpia de Mo-99. - Dos Santos, Lucas Fabián (Instituto Sabato, 2016)
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.