FR3096504A1 - Procédé de fabrication d’une cible en uranium devant être soluble dans une solution basique et procédé d’extraction de mo-99 radioactif l’utilisant - Google Patents

Procédé de fabrication d’une cible en uranium devant être soluble dans une solution basique et procédé d’extraction de mo-99 radioactif l’utilisant Download PDF

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Abstract

PROCÉDÉ DE FABRICATION D’UNE CIBLE EN URANIUM DEVANT ÊTRE SOLUBLE DANS UNE SOLUTION BASIQUE ET PROCÉDÉ D’EXTRACTION DE MO-99 RADIOACTIF L’UTILISANT La présente invention concerne un procédé de fabrication d’une cible en uranium, le procédé comprenant (a) une étape de préparation d’un conjugué comprenant une matrice et un comprimé cru de cible en uranium formé dans la matrice ; et (b) une étape de mise en œuvre d’un traitement thermomécanique par un traitement thermique supplémentaire à 530 °C à 600 °C lors d’une passe de laminage à chaud dans un procédé de laminage à chaud du conjugué, et un procédé d’extraction de Mo-99 radioactif en utilisant la cible en uranium.

Description

Description Titre de l'invention : PROCÉDÉ DE FABRICATION D'UNE CIBLE EN URANIUM DEVANT ÊTRE SOLUBLE DANS UNE SOLUTION BASIQUE ET PROCÉDÉ D'EXTRACTION DE MO- 99 RADIOACTIF L'UTILISANT
[0001] CITATION DE DOCUMENT
[0002] La présente demande cite la demande de brevet coréen N° 2019-0059872, déposée le 22 mai 2019.
[0003] CONTEXTE DE L'INVENTION 1.
Domaine de l'invention
[0004] La présente invention concerne un procédé de fabrication d'une cible en uranium (en particulier, une cible en uranium à haute densité et faiblement enrichi) devant être soluble dans une solution basique et un procédé d'extraction de Mo-99 radioactif l'utilisant. 2.
Exposé de la technique apparentée
[0005] Le Tc-99m, qui est un élément qui représente environ 80 % de la demande en radio- isotopes de diagnostic médical, est un radio-isotope médical important pour le diagnostic des maladies en médecine nucléaire.
Le Tc-99m est un élément artificiel qui n'existe pas dans la nature et est un nucléide fille produit par la désintégration par rayonnement du Mo-99.
Actuellement, en tant que procédé de préparation du Mo-99 qui est le seul nucléide parent du Tc-99m dans le monde, un procédé d'extraction de Mo-99 à partir d'un produit produit par fission nucléaire d'une poudre d'uranium dans une cible de dispersion de type plaque est largement utilisé.
Cependant, comme le Mo-99 possède une demi-vie très courte de 66 heures, une cible en uranium hautement enrichi présentant une concentration de 90 % ou plus a été utilisée pour augmenter la productivité.
[0006] Récemment, les États-Unis et l'Agence internationale de l'énergie atomique (MEA) se sont concentrés sur la politique de non-prolifération nucléaire qui consiste à réduire la concentration d'un matériau de cible irradiée, l'uranium, à partir d'une concentration élevée d'environ 90 % à 20 % ou moins afin de produire un radio-isotope médical, le Mo-99.
Cette politique est promue dans le monde depuis 1996.
Par conséquent, les principaux producteurs de Mo-99 convertissent leurs installations de production de Mo-99 utilisant de l'uranium hautement enrichi en installations à uranium faiblement enrichi.
Actuellement, dans le réacteur SAFARI en Afrique du Sud et le réacteur OPAL en Australie, le Mo-99 est produit en utilisant des cibles de dispersion contenant 20 % ou moins d'uranium faiblement enrichi.
Cependant, étant donné que la 2 concentration en uranium dans un matériau de cible irradiée est abaissée d'environ 90 % à 20 % ou moins, la quantité d'U-235 réellement contenue dans la cible est réduite d'un tiers, par rapport au cas de l'utilisation d'uranium hautement enrichi, ce qui entraîne une diminution de la quantité de production de Mo-99.
Ainsi, des recherches sont en cours pour augmenter une teneur totale en uranium dans une cible, plutôt que de réduire la concentration en U-235 de 90 % jusqu'à une faible concentration de 20 %.
[0007] L'Institut coréen de recherche sur l'énergie atomique a fabriqué une cible de dispersion à haute densité avec une densité d'uranium de 6 gUicc en utilisant une poudre d'uranium obtenue par atomisation au centrifuge.
Cependant, cette cible est constituée d'une phase d'U métallique qui ne se dissout pas dans une solution basique utilisée pour produire des isotopes, telle que NaOH.
Étant donné qu'une telle phase d'U métallique ne peut se dissoudre qu'à l'aide d'acide nitrique, et qu'une solution obtenue après séparation du Mo-99 à partir d'une solution d'uranium, dissoute dans l'acide nitrique, par adsorption ionique, contient de l'uranium, la solution doit être classée et traitée comme déchet radioactif liquide.
TeL comme le déchet radioactif liquide, dans lequel de l'uranium est dissous, présente une petite masse critique de fission, il occupe un grand espace et provoque la corrosion des appareils et installations à proximité à cause des fumées acides.
[0008] Document de la technique apparentée
[0009] Document de brevet
[0010] Brevet coréen N° 10-1640237 (11 juillet 2016) Résumé de l'invention
[0011] Par conséquent, la présente divulgation a été faite au vu des problèmes ci-dessus, et un objet de la présente divulgation est de fabriquer une cible en uranium à haute densité et faiblement enrichi soluble dans une solution basique afin d'extraire du Mo-99 radioactif et, par conséquent, de fournir un procédé de fabrication d'une cible en uranium, le procédé comprenant (a) une étape de préparation d'un conjugué comprenant une matrice et un comprimé cru de cible en uranium formé dans la matrice ; et (b) une étape de mise en oeuvre d'un traitement thermomécanique par un traitement thermique supplémentaire à 530 °C à 600 °C lors d'une passe de laminage à chaud dans un procédé de laminage à chaud du conjugué.
[0012] Il est entendu que les problèmes techniques de la présente divulgation ne se limitent pas au problème susmentionné et que d'autres problèmes techniques non mentionnés ici seront parfaitement compris par l'homme du métier à partir de la divulgation ci-dessus.
[0013] Selon un aspect de la présente divulgation, les objets ci-dessus et d'autres objets 3 peuvent être accomplis par la fourniture d'un procédé de fabrication (l'une cible en uranium, le procédé comprenant : la préparation d'un conjugué comprenant une matrice et un comprimé cru de cible en uranium formé clans la matrice ; et la mise en oeuvre d'un traitement thermomécanique par un traitement thermique supplémentaire à 530 °C à 600 °C lors d'une passe de laminage à chaud dans un procédé de laminage à chaud du conjugué.
[0014] Selon un autre aspect de la présente divulgation, il est fourni un procédé d'extraction de Mo-99 radioactif, le procédé comprenant : la fabrication d'une cible en uranium, et ensuite la dissolution de la cible en uranium dans une solution basique ; et l'extraction du Mo-99 radioactif à partir de la solution basique contenant la cible en uranium dissoute dans celle-ci.
Brève description des dessins
[0015] Les objets ci-dessus ct d'autres objets, les caractéristiques et les autres avantages dc la présente divulgation seront mieux compris à partir de la description détaillée suivante prise conjointement avec les dessins joints, sur lesquels :
[0016] [fig.1] illustre des images MEB de poudres d' U-xAl atomisées (x = 0,5, 10, 15,20 et 25 % en poids) ;
[0017] W8.21 illustre des résultats XRD de poudres d'U-xAl atomisées (x = 0.5. 10, 15,20 et 25 % en poids) ;
[0018] [fig.3] illustre des cibles conventionnelles qui ont été fabriquées en utilisant U-15A1 et U-10A1 et soumises à un traitement thermique de transformation de phase (condition du traitement thermique de transformation de phase : à 550 °C pendant 20 heures dans une atmosphère d'air) après un laminage à chaud ;
[0019] [fig.4] illustre des images de cibles fabriquées en utilisant U-15A1 dans les conditions 1 à 4 de traitement thermique modifié (Cii) à a)) résumées dans le tableau 3 et une cible fabriquée en utilisant U-15A1 selon un procédé conventionnel (condition du traitement thermique de transformation de phase : omis, Passe Standard, e) ;
[0020] W8.51 illustre un résultat de comparaison de données XRD de cibles fabriquées cn utilisant U-15A1 dans les conditions 1 à 4 de traitement thermique modifié (1 Passe 5 h, 3 Passe _5 h, 1-3-5 Passe 2-2-1 h, Chaque Passe _l h) résumées dans le tableau 3 et d'une cible fabriquée selon un procédé conventionnel (condition du traitement thermique de transformation de phase : omis, à 550 °C pendant 20 heures dans une atmosphère d'air) (Passe Standard, 15A1_550 °C_5 h) ; et
[0021] [fig.6] illustre un résultat de comparaison de données XRD de cibles fabriquées en utilisant U-15A1 dans des conditions de traitement thermique modifié supplémentaires (1 Passe_7 h, 1 Passe_10 h, 1 Passe_20 h) et d'une cible fabriquée en utilisant U-15A1 et U-20A1 selon un procédé conventionnel (condition de traitement thermique de trans- formation de phase : omis) (Passe Standard).
DESCRIPTION DÉTAILLÉE DE L'INVENTION
[0022] Tout d'abord, le terme « cible en uranium » utilisé dans la présente description fait référence à une cible en uranium qui a subi une fission par irradiation d'un matériau contenant de l'uranium avec des neutrons et comprend un produit de fission comprenant du Mo-99 radioactif.
La cible en uranium peut être sous la forme d'une plaque ou annulaire.
[0023] Les cibles en uranium faiblement enrichi existantes sont fabriquées en dispersant de l'aluminiure d'uranium dans une matrice d'aluminium.
De telles cibles en uranium faiblement enrichi présentent de faibles densités en uranium d'environ 2,6 à 2,7 gUtcm 3, en ayant donc des rendements de production faibles et en générant davantage dc déchets, par rapport aux cibles en uranium hautement enrichi.
[0024] De plus, quand une cible en uranium est fabriquée en dispersant un alliage d'uranium ou dc l'uranium métallique ayant une densité élevée dans une matrice d'aluminium, l'alliage d'uranium ou l'uranium métallique ne se dissout pas facilement dans une solution basique.
Par conséquent, une solution basique ne peut pas être utilisée dans un procédé d'extraction de Mo-99 radioactif
[0025] Par conséquent, la cible en uranium selon la présente divulgation est une cible en uranium à haute densité et faiblement enrichi et peut se dissoudre dans une solution basique.
[0026] En particulier, la cible en uranium est une cible en uranium faiblement enrichi et peut comprendre 20 % en poids ou moins d'y-235, qui est enclin à la fission, d'isotopes de l'uranium.
L'uranium existe sous la forme des isotopes U-238 et U-235.
Dans la nature, il existe environ 99,3 % d' U-238, qui n'est pas enclin à la fission, et environ 0,7 % d'U-235, qui est enclin à la fission.
Ici, de l'uranium faiblement enrichi est approprié pour empêcher la prolifération nucléaire en raison d'une faible teneur en U235, par rapport à l'uranium hautement enrichi ayant une teneur en U-235 de 90 % ou plus.
[0027] De plus, la cible en uranium est caractérisée par une densité élevée.
En particulier, la densité dc la cible en uranium peut être de 3,0 gU/cm' à 10,0 gUicrn', de préférence dc 3,0 gU/cm' à 8,0 gU/cm', mais la présente divulgation ne se limite pas à celles-ci.
En raison de l'augmentation de la densité de l'uranium, le rendement d'extraction du Mo-99 radioactif peut être augmenté.
[0028] Selon un procédé conventionnel, un conjugué de cible en uranium est soumis à un laminage à chaud ; à un test de cloquage ; à un laminage à froid et à une correction de plaque ; et à un traitement thermique de transformation de phase, pour ainsi fabriquer une cible en uranium.
Quand le traitement thermique de transformation de phase est effectué séparément après un laminage à chaud de cette manière, la déformation et la rupture de la forme d'une cible en uranium finalement produite sont inévitables en raison de l'expansion du volume d'une poudre d'alliage d'uranium-aluminium se produisant pendant la transformation de phase.
[0029] Par conséquent, les présents inventeurs ont mis en oeuvre un traitement thermo- mécanique, un test de cloquage, un laminage à froid, et une correction de plaque (c'est-à-dire qu'un traitement thermique supplémentaire a été effectué pendant une passe de laminage à chaud dans un procédé de laminage à chaud et un traitement thermique de transformation de phase séparé a été omis) pour un conjugué de cible en uranium, au lieu du procédé conventionnel, pour fabriquer une cible en uranium, et ont confirmé qu'une cible en uranium soluble dans une solution basique peut être fabriquée sans déformation de forme et rupture, en achevant ainsi la présente divulgation.
[0030] Ci-après, la présente divulgation est décrite en détail.
[0031] Procédé dc fabrication d'une cible en uranium
[0032] La présente divulgation fournit un procédé de fabrication d'une cible en uranium, le procédé comprenant (a) une étape de préparation d'un conjugué comprenant une matrice et un comprimé cru de cible en uranium formé dans la matrice ; et (b) une étape de mise en oeuvre d'un traitement thermomécanique par un traitement thermique supplémentaire à 530 °C à 600 °C lors d'une passe de laminage à chaud dans un procédé de laminage à chaud du conjugué.
[0033] Tout d'abord, le procédé de fabrication d'une cible en uranium selon la présente di- vulgation comprend une étape [étape (a)] de préparation d'un conjugué comprenant une matrice et un comprimé cru de cible en uranium formé dans la matrice.
[0034] En particulier, le conjugué comprend une matrice et un comprimé cru de cible en uranium formé dans la matrice.
[0035] La matrice sert à disperser l'aluminiure d'uranium et peut comprendre de
[0036] De plus, le comprimé cru de cible en uranium à haute densité et faiblement enrichi peut être préparé en mélangeant et en compactant une poudre d'alliage d'uranium-aluminium et une poudre d'aluminium.
La teneur en aluminium dans la poudre d'alliage d'uranium-aluminium est de 20 % en poids ou moins.
En d'autres termes, le comprimé cru de cible en uranium à haute densité et faiblement enrichi peut être fabriqué en mélangeant et en compactant une poudre d'alliage d'uranium-aluminium et une poudre d'aluminium.
En particulier, la poudre d'alliage d'uranium-aluminium peut être mélangée dans une teneur de 60 % en volume ou moins, de préférence de 10 % en volume à 50 % en volume, pat- rapport à la somme de la poudre d'alliage d'uranium-aluminium et de la poudre d'aluminium.
Ici, le mélange 6 peut être effectué à 10 tours/minute à 100 tours/minute pendant 1 heure à 10 heures, et le compactage peut être effectué pendant un temps de compression dc 60 secondes à 180 secondes et un temps de décompression de 30 secondes à 120 secondes sous une pression de 50 tonnes à 200 tonnes.
[0037] Par ailleurs, la matrice et le comprimé cru de cible en uranium à haute densité et faiblement enrichi peuvent être joints pour former un conjugué par soudage.
Ici, le soudage peut être effectué à un courant de 100 A à 200 A et une tension de 5 V à 20V.
[0038] Ensuite, le procédé de fabrication d'une cible en uranium selon la présente di- vulgation comprend une étape [étape (b)] de mise en oeuvre d'un traitement thermomécanique par un traitement thermique supplémentaire à 530 °C à 600 °C lors d'une passe de laminage à chaud dans un procédé de laminage à chaud du conjugué.
[0039] En particulier, le traitement thermomécanique fait référence à un traitement thermique supplémentaire effectué lors d'une passe de laminage à chaud dans un procédé de laminage à chaud.
[0040] Le laminage à chaud par la passe de laminage à chaud est un procédé conventionnel.
Ici, une température de surface du cylindre chaud peut être de 80°C à 100 'C.
[0041] Avant de mettre en oeuvre la passe de laminage à chaud, un préchauffage peut être effectué à 480 °C à 520 °C pendant 10 minutes à 1 heure.
De plus, le nombre de passes de laminage à chaud est de préférence de 5 à 10, et un taux de réduction par passe est de préférence de 10% à 30%, mais la présente divulgation ne se limite pas à ceux-ci.
Ici, entre les passes de laminage à chaud, une étape de réchauffage à 480 °C à 520 °C pendant 1 minute à 20 minutes peut être incluse en plus.
[0042] Le traitement thermique supplémentaire est effectué à 530 °C à 600 °C, de préférence à 540 °C à 600 °C, lors de la passe de laminage à chaud, mais la présente divulgation ne se limite pas à ceux-ci.
Ici, quand la température du traitement thermique supplémentaire est trop basse, une phase U ou UA12 du conjugué peut ne pas se modifier en une phase UA13 ou UAL.
Quand la température du traitement thermique supplémentaire est trop élevée, Al (point de fusion : 658 °C) peut fondre, moyennant quoi l'endommagement de la cible en uranium est inévitable.
[0043] De plus, le traitement thermique supplémentaire peut être effectué pendant un total de 5 heures à 20 heures.
Pour modifier suffisamment une phase U ou UAln en une phase UA13 ou UAL, le traitement thermique supplémentaire est effectué de préférence pendant un total de 7 heures à 20 heures, mais la présente divulgation ne se limite pas à ceux-ci.
[0044] Par ailleurs, le traitement thermique supplémentaire peut être effectué pour une unique passe de laminage à chaud ou de multiples passes de laminage à chaud.
Quand le traitement thermique supplémentaire est effectué lentement pendant de multiples passes de laminage à chaud, une déformation, etc., due au traitement thermique supplé- 7 mentairc peut être évitée.
[0045] En d'autres termes, quand le traitement thermomécanique est effectué par un traitement thermique supplémentaire lors d'une passe de laminage à chaud dans un procédé de laminage à chaud, une phase U ou UAI2 dans le conjugué peut être changée en une phase UAI3 ou UA14.
[0046] Par ailleurs, quand un laminage à chaud est effectué sans traitement thermique sup- plémentaire comme dans un procédé conventionnel, une phase U ou UAI2 est présente dans une cible en uranium finalement produite, de sorte qu'une dissolution dans une solution basique ne peut pas être accomplie.
Quand un traitement thermique de transformation de phase est effectué après un laminage à chaud afin de résoudre les problèmes, le volume d'une poudre d'alliage d'uranium-aluminium augmente lors de la transformation de phase, ce qui entraîne la déformation et la rupture de la forme d'une cible en uranium finalement produite.
[0047] Après le traitement thermomécanique, un test de cloquagc et un laminage à froid peuvent être effectués en plus.
Par ailleurs, après le traitement thermomécanique, un traitement thermique de transformation de phase séparé peut être omis.
[0048] Procédé d'extraction de Mo-99 radioactif
[0049] La présente divulgation fournit un procédé d'extraction de Mo-99 radioactif, le procédé comprenant une étape de fabrication d'une cible en uranium, et ensuite la dissolution de celle-ci dans une solution basique ; et une étape d'extraction du Mo-99 radioactif à partir de la solution basique contenant la cible en uranium dissoute dans celle-ci.
[0050] Tout d'abord, dans le procédé d'extraction de Mo-99 radioactif selon la présente di- vulgation, la cible en uranium est dissoute dans une solution basique, pour ainsi préparer une solution basique comprenant de l'aluminiure d'uranium et un produit de fission.
[0051] Comme il n'y a aucune phase U ou UA12 dans la cible en uranium, la cible en uranium présente comme avantage de se dissoudre facilement dans une solution basique.
Quand une telle solution basique est utilisée, des déchets solides sont générés, et donc la quantité de déchets est petite, contrairement au cas dans lequel une solution acide est utilisée.
Étant donné que les déchets solides peuvent être immédiatement stockés, l'avantage est que la manipulation est facile.
[0052] La solution basique peut être n'importe quelle solution basique connue et est de préférence une solution d'hydroxyde de sodium (NaOH), mais la présente divulgation ne se limite pas à celle-ci.
[0053] Ensuite, dans le procédé d'extraction de Mo-99 radioactif selon la présente di- vulgation, du Mo-99 radioactif est extrait à partir de la solution basique dans laquelle la cible en uranium a été dissoute.
Ici, comme la densité en uranium est augmentée, un 8 rendement d'extraction de Mo-99 radioactif peut également être augmenté.
De plus, un problème de prolifération nucléaire peut être évité en raison de l'utilisation de l'uranium faiblement enrichi.
[0054] L'extraction peut être effectuée en utilisant divers procédés connus, tels que l'adsorption, la chromatographie, la séparation par précipitation, et l'échange ionique.
[0055] Comme décrit ci-dessus, le procédé de fabrication d'une cible en uranium selon la présente divulgation comprend (a) l'étape de préparation d'un conjugué comprenant une matrice et un comprimé cru de cible en uranium formé dans la matrice ; et (b) l'étape de mise en oeuvre d'un traitement thermomécanique par un traitement thermique supplémentaire à 530 °C à 600 °C lors d'une passe de laminage à chaud dans un procédé de laminage à chaud du conjugué.
En conséquence, une phase U ou UA12 dans le conjugué peut être modifiée en une phase UA13 ou UA14 par le traitement thermomécanique.
[0056] Par conséquent, la cible en uranium fabriquée selon le procédé est une cible en uranium à haute densité et faiblement enrichi et peut être dissoute dans une solution basique sans déformation de forme et rupture, de sorte que du Mo-99 radioactif peut être efficacement extrait.
[0057] Maintenant, la présente divulgation va être décrite plus en détail en se référant aux exemples préférés suivants.
Ces exemples sont fournis uniquement dans un but illustratif et ne limitent pas la portée et l'esprit de la présente divulgation.
Procédés expérimentaux (1) Préparation d'une poudre atomisée d'U-Al
[0058] L'Institut coréen dc recherche sur l'énergie atomique a fabriqué des poudres d'alliage d'U-xAl (x = 0, 5, 10, 15,20 et 25 % en poids) en utilisant la technologie d'atomisation au centrifuge.
Tout d'abord, des lingots d'y et d'Al ont été préparés, et fondus à l'arc ensemble sous une atmosphère dc Ar pour éviter un choc thermique.
Ensuite, un alliage maître d'y-Al a été introduit dans un creuset en Zr02, suivi d'un chauffage à une température de 300 °C supérieure à un point de fusion du composé intermétallique pour augmenter la fluidité du métal en fusion.
Finalement, le métal fondu a été déposé sur un disque de graphite rotatif.
Au moyen du disque dc graphite rotatif, de nombreuses petites gouttelettes ont été produites.
Les gouttelettes ont été dispersées vers une chambre et refroidies très rapidement.
Les microstructures et les phases constitutives des poudres produites ont été confirmées par MEB/EDS et XRD.
[0059] 9 [Tableauxl] U-xAl Poids (g) d'U-Al Volume (cm') d'U-Al Volume (cm1) d'Al Poids (g) d'Al % en volume d'U-Al U-0A1 18,55 0.97 4,14 12.43 16.93 U-5A1 19,58 1,47 3,65 11.10 25.53 U-10A1 20,68 2.15 2,97 926 37.34 U-15A1 21,78 2,48 2,64 7,75 43,06 U-20A1 23,24 2,97 2,15 5,81 51,59 U-25A1 24,28 3,42 1,70 3,96 59,53
[0060] cJ_F r_atiçafinsibuitdiuenimuktac h n
[0061] Des cibles de dispersion à haute densité ayant une densité en uranium de 3,2 gU/cm, ont été fabriquées en utilisant des poudres atomisées d'U-xAl (x = 0,5, 10, 15 et 20% en poids).
Pour limiter un pourcentage de volume de poudre d'y-Al dans une cible, U-25A1 a été exclu sur la base du tableau 1.
Ensuite, les cibles ont été fabriquées en utilisant des procédures typiques de fabrication de combustible en plaque comprenant un mélange avec une poudre d'Al, un compactage, un soudage TIC, un laminage à chaud, un test de cloquagc et un laminage à froid.
Ici, un traitement thermique a été effectué à 550 °C. lors d'une passe de laminage à chaud dans un procédé de laminage à chaud d'un conjugué pour modifier les phases U et UA12 en phases UA13ct UA14.
Les phases constitutives ont été confirmées par XRD.
[0062] Conditions de mélange: mélangé dans un agitateur-mélangeur TURBULA (34 tours/minute) pendant 3 heures Conditions de compactage : pression de compactage de 90 tonnes (9,6/cm2), temps de compression de 90 secondes et temps de décompression de 60 secondes afin dc produire des comprimés crus ayant une taille d'environ 38,7 mm x 33,5 mm x 4,4 mm, un poids d'environ 29,5 g, une masse volumique théorique de 5,522 g/cm', une masse volumique mesurée d'environ 5,3 g/cm' et une densité relative d'environ 96 %.
Conditions de soudage TIC : courant : 140 à 150 A, tension : 10V Conditions du laminage à chaud : épaisseur initiale d'un conjugué : 8,9 mm, préchauffage à 500 °C pendant 50 minutes.
Une passe de laminage à chaud (température de surface : 88 à 90 °C, vitesse : 10 tours/minute) résumée dans le tableau 2 ci-dessous a été effectuée six fois.
[0063] ITableaux2I Passe dc laminage à chaud Taux dc réduction (%) Épaisseur de la cible (mm) Temps de réchauffage (m) Passe 1 25 6,68 10 Passe 2 25 5,01 10 Passe 3 25 3,75 10 Passe 4 25 2,81 5 Passe 5 25 2,11 5 Passe 6 16 1,77 5
[0064] - Test de cloquage : un chauffage a été effectué à 500 °C pendant une heure, et il a été confirmé que les états de surface et de liaison étaient satisfaisants.
Condition du laminage à froid : les épaisseurs finales des cibles (1,52 à 1,62 mm) ont été obtenues.
Résultats et discussion (1) Préparation de poudres atomisées d'U-Al
[0065] Des poudres atomisées d'U-Al ont été préparées avec succès.
FIG. 1 illustre les mi- crostructures des poudres.
En raison de l'ajout d'Al, des précipités ayant une structure dendritique se sont formés.
À mesure que la teneur de la composition d'Al augmente, la structure dendritique devient plus claire.
Comme montré en FIG. 1, des fissures importantes sont apparues le long d'un joint de grains quand la teneur de la composition d'Al était supérieure à 20 % en poids.
Dans cette plage de teneurs, une phase a-U a été complètement consommée et seules les phases UAI12 et UA13 étaient présentes, ce qui a pu provoquer des fissures en raison d'une différence de retrait volumétrique entre les phases d'uranium et d'aluminium.
100661 Des études antérieures ont montré qu'une poudre d'y-Al est constituée de phases in- termétalliques complexes.
FIG. 2 illustre des résultats XRD de poudres atomisées d'y-Al.
Dans les poudres atomisées, trois phases, c'est-à-dire les phases a-U, VAL et UA13, ont été observées.
En raison de l'ajout d'Al, un précipité d'UAI, s'est formé dans une matrice d'a-U comprenant moins de 15 % en poids d'Al.
Quand la teneur en M était de 20 à 25 % en poids, une phase d' VAL, au lieu d'a-U, a été observée.
Fabrication de cibles laminées à chaud 100671 FIG. 3 illustre des cibles conventionnelles qui ont été fabriquées en utilisant des poudres d' U-15A1 et d'y-1A1 et soumises à un traitement thermique de transformation de phase (condition du traitement thermique de transformation de phase : 550 °C pendant 20 heures dans une atmosphère d'air) après un laminage à chaud.
La 11 transformation de phase a provoqué une expansion de volume importante en raison d'une grande déformation.
Pour éviter une telle déformation, un procédé de traitement thermique a été inclus dans le procédé de laminage à chaud.
Le tableau 3 présente les conditions du traitement thermique modifié.
Par conséquent, une cible a été fabriquée avec succès sans aucune déformation, comme montré en FIG. 4.
[0068] [Tableaux3] Condition Passe de laminage à chaud Passe 1 Passe 2 Passe 3 Passe 4 Passe 5 Passe 6 1 5h 2 5h 3 2h 2h 1h 4 1h 1h 1h 1h 1h 100691 FIG. 5 illustre des résultats XRD de cibles traitees thermiquement dans des conditions n odifiées.
Une fois le procédé de fabrication terminé, les données des cibles fabriquées et des cibles traitées thermiquement ont été comparées.
Ainsi, il a été confirmé qu'une transformation de phase souhaitable s'est produite dans les conditions 3 (1-3-5 Passe 2-2-1 h) ct 4 (Chaque Passe _1 h) résumées dans le tableau 3.
[0070] Par ailleurs, comme montré en FIG. 5, le traitement thermique effectué à 550 °C pendants heures n'a pas été suffisant pour déformer toutes les phases d'UA12.
Pour déterminer un temps approprié de traitement thermique, un temps de traitement thermique a été ajusté.
FIG. 6 illustre des données XRD de cibles traitées thermiquement après 7 heures, 10 heures et 20 heures.
Aucun pic pour UA12 n'a été trouvé dans les données des cibles.
Par conséquent, il a été confirmé qu'un temps minimum de traitement thermique était d'environ 7 heures à 550 °C.
Conclusion
[0071] L'Institut coréen de recherche sur l'énergie atomique a fabriqué une cible LEU à haute densité présentant une densité en uranium de 3,2 gU/cm, en utilisant une poudre atomisée d'uranium-aluminium.
Les caractéristiques de la poudre atomisée dépendaient de la teneur en Al : les teneurs en Al dans les phases a-U et UA12 étaient inférieures à 15 % en poids ; et les teneurs en Al dans les phases UAI, et UA13 étaient de 20 à 25 % en poids.
La cible a été soumise à un traitement thermique pour éliminer une phase UAI,.
Le traitement thermique a été effectué lors d'un laminage à chaud afin d'éviter la déformation de la cible.
Il a été confirmé qu'un traitement thermique devrait être effectué à 550 cC pendant 7 heures afin de provoquer la transformation de phase entière d'une phase UAln.
[0072] Comme le montre la description ci-dessus, la présente divulgation fournit un procédé 12 de fabrication d'une cible en uranium, le procédé comprenant (a) une étape de préparation d'un conjugué comprenant une matrice et un comprimé cru de cible en uranium formé dans la matrice ; et (b) une étape de mise en oeuvre d'un traitement thermomécanique par un traitement thermique supplémentaire à 530 °C à 600 °C lors d'une passe de laminage à chaud dans un procédé de laminage à chaud du conjugué.
Par conséquent, une phase U ou UAL dans le conjugué peut être changée en une phase UA13 ou UAL par le traitement thermomécanique.
[0073] Par conséquent, la cible en uranium fabriquée selon le procédé est une cible en uranium à haute densité et faiblement enrichi et peut se dissoudre dans une solution basique sans déformation de forme et rupture, de sorte que du Mo-99 radioactif peut être extrait efficacement.
[0074] La description susmentionnée de la présente divulgation est fournie à titre d'exemple et l'homme du métier comprendra que la présente divulgation peut être facilement changée ou modifiée en d'autres formes spécifiées sans changement ou modification de l'esprit technique ou des caractéristiques essentielles de la présente divulgation.
Par conséquent, il doit être compris que les exemples susmentionnés ne sont fournis qu'à titre d'exemple et ne sont pas fournis pour limiter la présente divulgation. 13

Claims (1)

  1. REVENDICATIONS[Revendication I] Procédé de fabrication d'une cible en uranium, le procédé comprenant : la préparation d'un conjugué comprenant unc matrice ct un comprimé cru de cible en uranium formé dans la matrice ; et la mise en oeuvre d'un procédé de laminage à chaud du conjugué comprenant, lors d'au moins une passe de laminage à chaud, un traitement thermique supplémentaire à 530°C à 600°C. [Revendication 2] Procédé selon la revendication 1, dans lequel la cible en uranium est soluble dans une solution basique. [Revendication 3] Procédé selon la revendication 1, dans lequel une teneur en U-235 dans la cible en uranium est de 20 % en poids ou moins. [Revendication 4] Procédé selon la revendication 1, dans lequel la cible en uranium présente une densité de 3,0 gU/cm3 à 10,0 gU/cm3. [Revendication 5] Procédé selon la revendication 1, dans lequel, dans la préparation, le comprimé cru de cible en uranium est fabriqué en mélangeant et en compactant une poudre d'alliage d'uranium-aluminium et une poudre d'aluminium, et une teneur en aluminium dans la poudre d'alliage d'uranium-aluminium est de 20 % en poids ou moins. [Revendication 6] Procédé selon la revendication 5, dans lequel une teneur de la poudre d'alliage d'uranium-aluminium dans un total de la poudre d'alliage d'uranium-aluminium et de la poudre d'aluminium est de 10 % en volume à 50 % en volume. [Revendication 7] Procédé selon la revendication 1, dans lequel, dans la mise en oeuvre, une température de surface d'un cylindre chaud est de 80 °C à 100 °C. [Revendication 8] Procédé selon la revendication 1, dans lequel le traitement thermique supplémentaire dans la mise en oeuvre est effectué pendant un total de 5 heures à 20 heures. [Revendication 9] Procédé d'extraction de Mo-99 radioactif, le procédé comprenant : la fabrication d'une cible en uranium conformément au procédé selon la revendication 1, et ensuite la dissolution de la cible en uranium dans une solution basique ; et l'extraction du Mo-99 radioactif à partir de la solution basique contenant la cible en uranium dissoute dans celle-ci.
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Families Citing this family (1)

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Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP3929941A1 (fr) * 2020-06-26 2021-12-29 Sck Cen Combustible nucléaire pour l'extraction d'isotopes

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2917383A (en) 1949-07-29 1959-12-15 Henry A Saller Fabrication of uranium-aluminum alloys
DE3042424A1 (de) 1980-11-11 1982-06-16 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Plattenfoermiges hochleistungs-kernbrennstoff-element mit niedrig-angereichertem uran und verfahren zu seiner herstellung
DE4134599C1 (fr) * 1991-10-18 1993-02-25 Thyssen Stahl Ag, 4100 Duisburg, De
KR100764902B1 (ko) * 2006-02-10 2007-10-09 한국원자력연구원 우라늄 알루미나이드 핵연료 및 이의 제조방법
KR101138445B1 (ko) * 2011-03-04 2012-04-26 한국원자력연구원 저농축 고밀도 판상 우라늄 타겟의 제조방법 및 이에 의하여 제조되는 저농축 우라늄 고밀도 타겟
KR101800265B1 (ko) * 2011-10-21 2017-11-22 꽁빠뉘 뿌르 레뛰드 에 라 레알리자씨옹 드 꽁뷔스띠블 아토미크 저농축 우라늄의 많은 로딩을 가지는 핵 연료 제품들을 생산하기 위한 방법 및 상응하는 핵연료 제품
KR101460690B1 (ko) 2012-08-16 2014-11-11 한국원자력연구원 저농축 우라늄 표적으로부터 방사성 ９９Ｍｏ를 추출하는 방법
KR101532647B1 (ko) * 2013-12-27 2015-06-30 한국원자력연구원 UAl2 분말의 제조방법 및 이에 따라 제조되는 UAl2 분말
KR101640237B1 (ko) 2015-04-28 2016-07-22 한국원자력연구원 우라늄 알루미나이드 분말의 제조방법 및 이로 제조된 우라늄 알루미나이드 분말
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