Procedimiento para producir isótopos en reactores nucleares de potencia.

Un procedimiento de producción de isótopos en un reactor de potencia de agua ligera que genera niveles depotencia de al menos 100 mega-vatios térmicos (MWt),

que comprende:

cargar al menos una diana no fisible (320) en el reactorirradiar la al menos una diana no fisible (320) dentro del reactor para producir al menos un isótopo; y

sacar el isótopo producido del reactor después de irradiar la al menos una diana (320) durante un ciclo deenergía del reactor; y caracterizado porque

la al menos una diana (320) está seleccionada de un grupo de isótopos que comprende uno o más de isótopode cadmio, cobalto, níquel, talio;

el reactor incluye al menos un haz de combustible (10) configurado para incluir una de una pluralidad de barrasde combustible de longitud completa (18a), barras de combustible de longitud parcial (18b), una o más barras(18c) compuestas por una pluralidad de segmentos, o combinaciones de barras segmentadas de longitudcompleta, de longitud parcial y barras de agua, y la carga de al menos una diana no fisible (320) en el reactorincluye adicionalmente:

disponer la al menos una diana (320) dentro de una estructura de contención (310), einsertar al menos una dicha estructura de contención (310) con su diana (320) en al menos una o más deuna barra de longitud completa (18a), barra de longitud parcial (18b), uno o más segmentos de una barrasegmentada (18c) y barra de agua del haz de combustible (10), o en combinaciones de los mismos, paraformar una pluralidad de barras diana en el al menos un haz (10).

Procedimiento para producir isótopos en reactores nucleares de potencia La presente invención se refiere en general a la producción de isótopos en reactores de potencia de agua ligera.

Se usan una amplia variedad de isótopos radiactivos para aplicaciones médicas, industriales, de investigación y comerciales. En general, los radioisótopos pueden producirse irradiando materiales de isótopo diana con partículas nucleares. Los átomos diana tanto se convierten directamente en el isótopo deseado, como un radioisótopo se produce mediante una cadena de absorción y decaimiento que posteriormente genera el producto radiactivo deseado.

Lo último es el caso, por ejemplo, en la producción del importante isótopo de obtención de imágenes médicas tecnecio-99m, que representa aproximadamente el 90% de los isótopos usados en la medicina nuclear de hoy en día. El Tc-99m produce rayos gamma de alta energía, que facilita la detección, y su corta semivida de 6 horas minimiza la dosis de radiación administrada al paciente. La obtención de imágenes médicas nucleares es única en su capacidad para analizar la estructura y el funcionamiento de órganos. Permite la obtención de información de diagnóstico que de otro modo requeriría cirugía, o no estaría disponible en absoluto. También promueve la detección y el tratamiento precoz de cánceres y otros problemas.

Se usan dos tecnologías diferentes para proporcionar la fuente de radiación para la producción de radioisótopos: reactores nucleares, que producen un flujo de neutrones, y aceleradores de partículas o ciclotrones, que producen un flujo de partículas cargadas, normalmente protones, pero algunas veces electrones u otras partículas. Como ejemplo, el Tc-99m es el producto hija de decaimiento de Mo-99, un isótopo con una semivida de 66 horas que se produce en reactores nucleares como producto de fisión del bombardeo con neutrones de una material diana de uranio. Esta es la fuente de todos los Tc-99m usados en el mundo hoy en día. Después de la irradiación, el Mo-99 se recupera de la diana, y se empaqueta en un dispositivo de producción del que el tecnecio puede eluirse en forma sustancialmente pura, según se necesite, para preparar productos radiofarmacéuticos para procedimientos médicos nucleares.

Otros radioisótopos a modo de ejemplo usados para aplicaciones médicas, industriales, de investigación y comerciales incluyen talio-201, que se usa para la obtención de imágenes cardíacas médicas; calcio-44, que se usa en estudios de crecimiento óseo; iridio-192, que se usa para pruebas no destructivas de materiales de construcción y otros materiales; cobalto-60, que se usa para destruir células cancerosas, para desinfectar equipo quirúrgico y medicaciones, y la esterilización de víveres; tulio-170, que se usa para irradiaciones de sangre portátiles para leucemia, tratamiento de linfoma y fuente de alimentación; gadolinio-153, que se usa para la detección de osteoporosis y la obtención de imágenes de SPECT; níquel-63, que puede usarse para la creación de baterías de larga duración; y americio-241, que se usa en detectores de humo. Además, los rápidos avances en la medicina nuclear y otros campos están centrando su atención en varios isótopos que no se han considerado previamente comercialmente importantes.

Como ejemplo de un reactor convencional usado en la producción de radioisótopos, los radioisótopos médicos e industriales han sido producidos desde 1957 por el reactor Universal de investigación nacional (NRU) de Canadá en los Laboratorios de Chalk River de Energía atómica de Canadá (AECL) en Ontario, Canadá. El NRU es un reactor CANDU diseñado para la investigación de haces de neutrones, investigación de materiales y producción de isótopos médicos/industriales. En general, las plantas CANDU están diseñadas para usar agua pesada (óxido de deuterio, o D2O) como moderador y refrigerante. El uso de agua pesada, combinado con otras características de su diseño, permite que el reactor CANDU use combustible de uranio natural (UN) , que es relativamente barato y abundante en el mundo.

El NRU produce un alto porcentaje de los radioisótopos médicos e industriales en el mundo, que incluyen molibdeno-99, un isótopo crítico usado para diagnósticos médicos. En general, las barras de espécimen que contienen un isótopo diana se insertan por las penetraciones en el NRU en un procedimiento continuo y se someten a irradiación en su interior, de manera que se producen isótopos a una actividad específica deseada para su uso en medicina nuclear y/o aplicaciones industriales.

Dos reactores de especialidad, MAPLE 1 y MAPLE 2, están en construcción en los Laboratorios Chalk River. Estos reactores pretenden sustituir al NRU. MAPLE 1 y MAPLE 2 están dedicados exclusivamente a la producción de radioisótopos médicos. Estos reactores de investigación no están previstos ni están diseñados para la generación de potencia comercial, ya que están siendo diseñados para niveles de potencia de aproximadamente 10 MWt. MAPLE es un reactor de investigación de tipo baja presión, baja temperatura, de tanque abierto en piscina que usa combustible de uranio de bajo enriquecimiento (UBE) . El núcleo es compacto, y se enfría y se modera por agua ligera. Rodeando el núcleo de agua ligera está un tanque reflector de agua pesada que maximiza los flujos de neutrones disponibles necesarios para la generación de radioisótopos.

Realizaciones a modo de ejemplo de la presente invención se refieren, en general, a un procedimiento de producción de isótopos en un reactor de potencia de agua ligera, en que al menos una o más dianas dentro del reactor son irradiadas bajo un flujo de neutrones para producir al menos uno o más isótopos. El reactor incluye al

menos un haz de combustible configurado para incluir una de una pluralidad de barras de combustible de longitud completa, barras de combustible de longitud parcial, una o más barras compuestas por una pluralidad de segmentos, o combinaciones de barras de longitud completa, de longitud parcial, segmentadas y barras de agua. El cargar la al menos una o más dianas dentro del reactor incluye disponer la al menos una diana dentro de una estructura de contención, e insertar al menos una estructura de contención con diana en al menos una o más de una barra de longitud completa, barra de longitud parcial, uno o más segmentos de una barra segmentada y barra de agua del haz de combustible, o en combinaciones de las mismas, para formar una pluralidad de barras diana en el al menos un haz. Las dianas se cargan en un núcleo del reactor en un parada dada. Las operaciones de potencia en el reactor irradian los haces de combustible de manera que se generan los isótopos deseados, tales como uno o más radioisótopos a una actividad específica deseada o isótopos estables a una concentración deseada. El isótopo producido se saca del reactor después de irradiar al menos una diana durante un ciclo de energía del reactor. La al menos una diana está seleccionada de un grupo de isótopos que comprende uno o más de los isótopos de cadmio, cobalto, níquel, talio.

La presente invención será más evidente describiendo en detalle realizaciones a modo de ejemplo de la misma con referencia a los dibujos adjuntos, en la que elementos similares se representan por números de referencia similares que se facilitan sólo a modo de ilustración, y en las que:

La FIG. 1 es un diagrama de flujo que ilustra un procedimiento de producción de isótopos en un reactor de potencia de agua ligera según una realización a modo de ejemplo de la invención.

La FIG. 2 ilustra un haz de combustible a modo de ejemplo de un reactor nuclear según una realización a modo de ejemplo de la presente invención.

La FIG. 3 ilustra una sección parcial de una porción de tubo de una barra para ilustrar una estructura de contención con diana según una realización a modo de ejemplo de la presente invención.

La FIG. 4 es un diagrama de flujo que ilustra un procedimiento de producción de isótopos en barras diana de un haz de combustible dentro de un reactor de potencia de agua ligera según una realización a modo de ejemplo de la invención.

Como va a describirse en mayor detalle más adelante, las realizaciones a modo de ejemplo pueden referirse a usar reactores de potencia de agua ligera diseñados para la generación de potencia comercial para producir isótopos médicos e industriales, además de generar potencia térmica y eléctrica para uso residencial, comercial y/o industrial. A diferencia de los reactores de investigación dedicados sólo a la producción de radioisótopos, estos reactores de potencia en agua ligera pueden ser reactores de agua en ebullición (RAE)... [Seguir leyendo]

1. Un procedimiento de producción de isótopos en un reactor de potencia de agua ligera que genera niveles de potencia de al menos 100 mega-vatios térmicos (MWt) , que comprende:

cargar al menos una diana no fisible (320) en el reactor irradiar la al menos una diana no fisible (320) dentro del reactor para producir al menos un isótopo; y sacar el isótopo producido del reactor después de irradiar la al menos una diana (320) durante un ciclo de energía del reactor; y caracterizado porque la al menos una diana (320) está seleccionada de un grupo de isótopos que comprende uno o más de isótopo de cadmio, cobalto, níquel, talio; el reactor incluye al menos un haz de combustible (10) configurado para incluir una de una pluralidad de barras de combustible de longitud completa (18a) , barras de combustible de longitud parcial (18b) , una o más barras (18c) compuestas por una pluralidad de segmentos, o combinaciones de barras segmentadas de longitud completa, de longitud parcial y barras de agua, y la carga de al menos una diana no fisible (320) en el reactor incluye adicionalmente:

disponer la al menos una diana (320) dentro de una estructura de contención (310) , e insertar al menos una dicha estructura de contención (310) con su diana (320) en al menos una o más de una barra de longitud completa (18a) , barra de longitud parcial (18b) , uno o más segmentos de una barra segmentada (18c) y barra de agua del haz de combustible (10) , o en combinaciones de los mismos, para formar una pluralidad de barras diana en el al menos un haz (10) .

2. El procedimiento de la reivindicación 1, en el que el isótopo producido es uno de un radioisótopo producido a partir de al menos una diana a una actividad específica mínima deseada o un isótopo estable producido a partir de la diana a una concentración deseada a medida que la diana absorbe al menos un neutrón.

3. El procedimiento de la reivindicación 1, que comprende además:

cargar la diana (320) en al menos un haz de combustible (10) a insertar en el reactor durante un periodo de parada dado; irradiar más que incluye iniciar las operaciones de potencia en el reactor durante un ciclo de energía dado después de que al menos un haz de combustible con diana se ensamble en un núcleo del reactor durante el periodo de parada dado; parar el reactor al final del ciclo de energía dado, y sacar el al menos un haz de combustible con isótopo producido del reactor durante un periodo de parada después de la parada.

4. El procedimiento de la reivindicación 1, que comprende además:

disponer la al menos una diana (320) en una localización deseada en el reactor determinada en función de al menos una de una sección transversal de absorción de la diana (320) , semivida del isótopo producido y sección transversal de absorción del isótopo producido.

5. El procedimiento de la reivindicación 1, que comprende además:

disponer la diana (320) dentro de una estructura de contención (310) , e insertar la estructura de contención (310) en una localización deseada en el reactor determinada en función de al menos una de una sección transversal de absorción de la diana (320) , sección transversal de absorción de la estructura de contención (310) , semivida del isótopo producido y sección transversal de absorción del isótopo producido.

6. El procedimiento de la reivindicación 1, en el que:

la carga de al menos una diana no fisible (320) en al menos un haz de combustible (10) a ensamblar en un núcleo del reactor tiene lugar antes de la operación del reactor inicial o durante un periodo de parada dado entre las operaciones de potencia; procedimiento que comprende además:

iniciar las operaciones de potencia en el reactor para irradiar el al menos un haz de combustible (10) con al menos una diana de manera que se genere uno o más radioisótopos a una actividad específica deseada; parar el reactor; y sacar el al menos un haz (10) con uno o más radioisótopos del núcleo durante un periodo de parada dado después de la desconexión.

7. El procedimiento de la reivindicación 1, que comprende además:

irradiar al menos un haz de combustible (10) que contiene una o más barras (18a, 18b, 18c, 22, 24) que tiene al menos una diana (320) en su interior de manera que se generen uno o más radioisótopos a una actividad específica deseada que se recogen de las una o más barras diana durante un periodo de parada dado después de un ciclo de energía dado de las operaciones de potencia.

8. El procedimiento de la reivindicación 8, en el que la una o más barras diana incluyen barras de combustible de longitud completa (18a) , barras de combustible de longitud parcial (18b) , barras de agua (22, 24) o una o más barras segmentadas (18c) compuestas por una pluralidad de segmentos, o combinaciones de barras de agua, de longitud completa, de longitud parcial y segmentadas, y el haz de combustible incluye una pluralidad de diferentes dianas en una o más barras diana que son irradiadas bajo un flujo de neutrones para producir una pluralidad de radioisótopos diferentes.

9. El procedimiento de la reivindicación 8, que comprende además:

situar la al menos una diana (320) dentro de una estructura de contención (310) , e insertar la estructura de contención (310) con diana (320) en al menos una o más barras diana (18a, 18b, 18c, 22, 24) , en el que la disposición e inserción se realiza durante un procedimiento de formación de la una o más barras diana (18a, 18b, 18c, 22, 24) a ensamblar en el al menos un haz de combustible (10) durante un periodo de parada dado antes del ciclo de energía dado de las operaciones de potencia.