KR101138445B1 - 저농축 고밀도 판상 우라늄 타겟의 제조방법 및 이에 의하여 제조되는 저농축 우라늄 고밀도 타겟 - Google Patents
저농축 고밀도 판상 우라늄 타겟의 제조방법 및 이에 의하여 제조되는 저농축 우라늄 고밀도 타겟 Download PDFInfo
- Publication number
- KR101138445B1 KR101138445B1 KR1020110019451A KR20110019451A KR101138445B1 KR 101138445 B1 KR101138445 B1 KR 101138445B1 KR 1020110019451 A KR1020110019451 A KR 1020110019451A KR 20110019451 A KR20110019451 A KR 20110019451A KR 101138445 B1 KR101138445 B1 KR 101138445B1
- Authority
- KR
- South Korea
- Prior art keywords
- uranium
- target
- high density
- low concentration
- uranium target
- Prior art date
Links
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 121
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 120
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 34
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims abstract description 52
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims abstract description 34
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 27
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims abstract description 27
- 229910000711 U alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract description 18
- 229910021364 Al-Si alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract description 13
- 239000002994 raw material Substances 0.000 claims abstract description 13
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 8
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims abstract description 8
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 8
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 claims abstract description 6
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 21
- 239000002253 acid Substances 0.000 claims description 10
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 claims description 9
- 238000005096 rolling process Methods 0.000 claims description 9
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 8
- 230000001678 irradiating effect Effects 0.000 claims description 7
- 238000005507 spraying Methods 0.000 claims description 7
- HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M Sodium hydroxide Chemical group [OH-].[Na+] HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims description 6
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims description 4
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 4
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 abstract description 10
- 238000009690 centrifugal atomisation Methods 0.000 abstract 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 21
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 13
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 10
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 7
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 7
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 7
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 6
- 239000011162 core material Substances 0.000 description 5
- 229910000951 Aluminide Inorganic materials 0.000 description 4
- 230000008859 change Effects 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- 238000011160 research Methods 0.000 description 4
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 4
- 238000010306 acid treatment Methods 0.000 description 3
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 3
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 3
- 238000003745 diagnosis Methods 0.000 description 3
- 201000010099 disease Diseases 0.000 description 3
- 208000037265 diseases, disorders, signs and symptoms Diseases 0.000 description 3
- 239000010419 fine particle Substances 0.000 description 3
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 3
- 230000006399 behavior Effects 0.000 description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 2
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 2
- 239000011812 mixed powder Substances 0.000 description 2
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 2
- 230000035755 proliferation Effects 0.000 description 2
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 2
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 2
- 238000007711 solidification Methods 0.000 description 2
- 230000008023 solidification Effects 0.000 description 2
- WAKHLWOJMHVUJC-SQFISAMPSA-N (2z)-2-hydroxyimino-1,2-diphenylethanol Chemical compound C=1C=CC=CC=1C(=N/O)/C(O)C1=CC=CC=C1 WAKHLWOJMHVUJC-SQFISAMPSA-N 0.000 description 1
- 229910000838 Al alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 239000012670 alkaline solution Substances 0.000 description 1
- CKYKNSRRNDUJPY-UHFFFAOYSA-N alumane;uranium Chemical compound [AlH3].[U] CKYKNSRRNDUJPY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 239000000112 cooling gas Substances 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 230000010485 coping Effects 0.000 description 1
- 239000013078 crystal Substances 0.000 description 1
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 239000002270 dispersing agent Substances 0.000 description 1
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 230000002401 inhibitory effect Effects 0.000 description 1
- 229910000765 intermetallic Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002925 low-level radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 230000002265 prevention Effects 0.000 description 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 239000012798 spherical particle Substances 0.000 description 1
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 1
- 239000013077 target material Substances 0.000 description 1
- -1 uranium metals Chemical class 0.000 description 1
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
- G21G1/04—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators
- G21G1/06—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators by neutron irradiation
- G21G1/08—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators by neutron irradiation accompanied by nuclear fission
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G4/00—Radioactive sources
- G21G4/04—Radioactive sources other than neutron sources
- G21G4/06—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features
- G21G4/08—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features specially adapted for medical application
-
- H—ELECTRICITY
- H05—ELECTRIC TECHNIQUES NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- H05H—PLASMA TECHNIQUE; PRODUCTION OF ACCELERATED ELECTRICALLY-CHARGED PARTICLES OR OF NEUTRONS; PRODUCTION OR ACCELERATION OF NEUTRAL MOLECULAR OR ATOMIC BEAMS
- H05H6/00—Targets for producing nuclear reactions
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
- G21G1/001—Recovery of specific isotopes from irradiated targets
- G21G2001/0036—Molybdenum
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- General Chemical & Material Sciences (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Optics & Photonics (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
- Medicines That Contain Protein Lipid Enzymes And Other Medicines (AREA)
- Radiation-Therapy Devices (AREA)
- Medicines Containing Antibodies Or Antigens For Use As Internal Diagnostic Agents (AREA)
Abstract
본 발명은 저농축이나 고밀도인 판형 우라늄 타겟의 제조방법 및 이에 의하여 제조되는 판형 저농축 고밀도 우라늄 타겟에 관한 것이다. 또한 본 발명은 상기 방법으로 제조된 우라늄 타겟을 이용하여 의료용 방사성 99Mo를 제조하는 방법에 관한 것이다. 상기의 목적을 달성하기 위하여, 본 발명은 Al, Si, Cr, Fe, 및 Mo로 이루어진 군으로부터 선택되는 하나 이상을 1wt% 미만으로 포함하는 저농축 우라늄 원료로부터 원심분무법을 이용하여 우라늄 합금 입자 분말을 제조하는 단계; 제조된 우라늄 합금 입자 분말을 40 내지 50 부피%로 Al-Si 합금 분말과 혼합하여 압분체를 제조하는 단계; 및 제조된 압분체를 압연하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 판형 저농축 고밀도 우라늄 타겟의 제조방법을 제공한다. 또한, 본 발명은 상기 방법으로 제조된 우라늄 타겟에 대하여 중성자를 조사하는 단계; 상기 조사된 타겟을 염기 용액으로 용해하는 단계; 상기 단계 b에서 처리된 결과물에 대하여 산 용액으로 처리하는 단계; 및 상기 단계에서 산처리된 결과물에서 99Mo를 추출하는 단계를 포함하는 의료용 방사성 99Mo의 제조방법을 제공한다. 본 발명의 제조방법에 따르면, IAEA의 권고에 부합하는 저농축 우라늄 타겟을 사용하면서도 99Mo의 생산량이 저하되지 않는 장점이 있다. 또한, 기존 타겟 형태를 유지하고 제조공정의 변경을 최소화할 수 있어 부가적이 공정이 필요 없고, 나아가 99Mo의 제조과정에서 염기로 우선 처리하여 알루미늄을 제거한 후, 산 처리를 함으로써 발생하는 핵폐기물의 양을 감소시킬 수 있는 장점이 있다.
Description
본 발명은 의료용 동위원소 99Mo제조에 사용되는 우라늄 타겟 중 저농축인 우라늄 금속에 Si, Cr, Al, Fe, Mo을 1 wt% 미만으로 소량 첨가한 우라늄 합금의 입자를 Al-Si 합금 기지, 특히 Si 함량이 2 내지 5 중량%인 Al-Si 합금 기지에 분산시킨 판상 저농축 고밀도 타겟의 제조방법 및 이에 의하여 제조되는 저농축 고밀도 우라늄 타겟에 관한 것이다.
99mTc는 의료 진단용 방사성 동위원소 수요의 약 80 %를 차지하는 원소로서 핵의학적 질병진단에 중요하게 활용되고 있는 의료용 방사성 동위원소이다. 99mTc는 자연상태에는 존재하지 않는 인공원소이며, 99Mo의 방사선붕괴에 의하여 생성되는 딸핵종이다.
한편, 의료용 방사성 동위원소인 99mTc의 유일한 모핵종인 99Mo를 제조하는 방법은 크게 두 가지가 있다. 첫 번째 방법은 우라늄을 핵분열시켜 생성되는 생성물 중 99Mo를 추출하는 방법이고, 두 번째 방법은 98Mo에 중성자를 조사하여 99Mo를 얻는 방법이다. 그러나 두 번째 방법의 경우 원료물질인 98Mo를 얻기 어렵고, 이에 따라 가격이 비싼 문제점이 있으며, 방사선 강도가 약하여 주로 첫 번째 방법이 사용된다. 이와 같은 방법으로 제조되는 99Mo는 방사선붕괴에 의하여 99mTc가 생성되고, 생성된 99mTc가 질병 진단에 사용된다. 그러나 99Mo는 반감기가 66 시간으로 매우 짧아 생산성을 높이기 위하여 최근까지 농축도가 90 % 이상인 고농축 우라늄 타겟을 사용하여왔다. 여기서 농축도 90 % 이상이란 우라늄 동위원소 중 핵분열이 잘 일어나는 235U가 90 % 이상 포함되고, 238U가 10 % 이하로 포함됨을 의미한다.
최근 핵확산억제정책으로 의료용 방사성 동위원소 99Mo를 위한 조사 타겟 물질 우라늄의 농축도를 약 90% 고농축에서 20 % 이하로 낮추는 정책을 미국과 국제원자력기구(IAEA)가 주축이 되어 1996년부터 전 세계적으로 추진하고 있다. 그러나 조사 타겟 물질 우라늄의 농축도를 약 90% 고농축에서 20 % 이하로 낮추는 경우 99Mo의 생산량이 떨어지는 문제점이 있다. 이에 235U의 농축도를 90 %에서 20 %인 저농축으로 낮추는 대신에 그만큼 우라늄 총 함량을 증가시키는 방향으로 연구가 진행되고 있으며, 가급적 기존에 사용하고 있는 타겟 공정 및 형태를 변경하지 않는 방법을 원칙으로 하여 연구가 진행되고 있다.
예를 들어, 미국 Argonne 국립연구소에서는 두께가 약 120 ~ 150 ㎛의 얇은 우라늄 금속박판을 알루미늄 두 개의 원통 사이에 넣은 형태의 타겟을 개발하였다. 우라늄 금속박판에 대하여 원자로 내에서 중성자를 조사시키면 이방성 미세조직에 의하여 변형이 일어나고, 핵분열 생성가스에 의하여 기포 또는 원자 개수가 늘어나기 때문에 부피 팽창이 일어난다. 이와 같은 부피 팽창은 온도가 높을수록 원자 확산운동이 커짐에 따라 급격히 증가하기 때문에 핵분열로 발생하는 많은 열을 효과적으로 방출하기 위하여 상기와 같은 디자인으로 타겟을 개발한 것이다. 그러나 일반적으로 대규모 99Mo 생산자의 99Mo를 제조하기 위한 공정에 사용되는 타겟은 판형인 점, 핵분열 후 알루미늄 원통틀을 제거하고 난 후, 이후의 처리를 해야 하므로 공정이 복잡해지는 점 등의 문제점이 있다.
한편, 현재 대규모 99Mo 생산자의 타겟은 고농축 우라늄과 알루미늄의 합금물질인 알루미나이드는 알루미늄 금속에 약 18 중량%의 우라늄 금속을 첨가하여 용융 합금한 물질로, 냉각 중에 Al 기지에 UAl3와 UAl4 상이 석출되어 분산되어 있는 형태의 미세조직으로, 열전도도가 매우 우수하여 중심부 온도가 낮게 유지되기 때문에 온도의 상승에 의한 거동 악화를 방지할 수 있는 장점이 있으나, 우라늄 함량은 약 1.5 g-U/cc로 낮다. 우라늄 알루미나이드의 금속간 화합물 중에 UAl2는 UAl3와 UAl4보다 우라늄 함량이 높아 UAl2 분말을 우선 제조하고 알루미늄 분말과 혼합하여 압연 성형한 분산물질은 우라늄 함량이 약 3.0 g-U/cc로 높아진다. 이와 같은 원리를 이용하여 최근 남아프리카 공화국에서는 99Mo를 위한 타겟 물질을 우라늄 알루미늄 합금 물질이 아닌 우라늄 알루미나이드(UAl2)를 알루미늄 기지에 분산시켜, 약간의 불리함을 감수하면서 농축도를 45 %에서 20 %로 낮춘 우라늄 타겟을 개발하였다. 그러나, 이와 같은 방법은 고농축 우라늄 타겟을 사용할 때보다 99Mo의 생산량이 떨어지는 문제점이 있다. 99Mo의 생산량 저하는 결국 99mTc의 생산량 저하로 이어지고, 99Mo는 반감기가 짧아 한꺼번에 많은 양을 생산할 수도 없으므로, 생산량의 저하는 매우 큰 문제라고 할 수 있다.
이에 본 발명의 발명자들은 전 세계적으로 추진 중인 저농축 우라늄 타겟의 사용에 대처하면서, 99Mo의 생산량이 저하되지 않는 우라늄 타겟의 제조와 관련한 연구를 수행하던 중 본 발명을 완성하였다.
본 발명의 목적은 고농축 우라늄 타겟의 형태를 유지하고 제조공정 변경을 최소화하면서 판상 저농축 고밀도 우라늄 타겟을 제조하는 방법 및 이에 의하여 제조되는 판상 저농축 고밀도 우라늄 타겟을 제공하는데 있다. 본 발명의 다른 목적은 상기 방법으로 제조된 저농축 고밀도 우라늄 타겟을 이용하여 의료용 방사성 99Mo를 제조하는 방법을 제공하는데 있다.
상기의 목적을 달성하기 위하여, 본 발명은 Al, Si, Cr, Fe, 및 Mo로 이루어진 군으로부터 선택되는 하나 이상을 1wt% 미만으로 포함하는 저농축 우라늄 원료로부터 원심분무법을 이용하여 우라늄 합금 입자 분말을 제조하는 단계; 제조된 우라늄 합금 입자 분말을 40 내지 50 부피%로 Al-Si 합금 분말과 혼합하여 압분체를 제조하는 단계; 및 제조된 압분체를 압연하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 판상 저농축 고밀도 우라늄 타겟의 제조방법을 제공한다. 또한, 본 발명은 상기 방법으로 제조된 우라늄 타겟에 대하여 중성자를 조사하는 단계; 상기 조사된 타겟을 염기 용액으로 용해하여 알루미늄 피복재 및 기지 물질을 제거하는 단계; 상기 단계에서 처리된 결과물에 대하여 산 용액으로 처리하여 미반응 우라늄을 회수하는 단계; 및 상기 단계 c에서 산처리된 결과물에서 99Mo를 추출하는 단계를 포함하는 의료용 방사성 99Mo의 제조방법을 제공한다.
본 발명의 제조방법에 따르면, IAEA의 권고에 부합하는 저농축 우라늄 타겟을 사용하면서도 99Mo의 생산량이 저하되지 않고 오히려 증가될 수 있는 장점이 있다. 또한, 기존 타겟 형태를 유지할 수 있어 부가적이 공정이 필요 없고, 나아가 99Mo의 제조과정에서 염기 용액으로 우선 처리하여 알루미늄 피복재 및 기지물질을 제거한 후 산 처리를 함으로써, 발생하는 핵폐기물의 양을 감소시킬 수 있는 장점이 있다.
도 1은 기존의 우라늄 타겟의 제조공정도와 본 발명에 따른 제조공정도를 비교한 도면이다.
99mTc는 의료 진단용 방사성 동위원소 수요의 약 80 %를 차지하는 원소로서 핵의학적 질병진단에 중요하게 활용되고 있는 의료용 방사성 동위원소이고, 이의 유일한 모핵종은 99Mo이다. 99Mo는 반감기가 96시간으로 매우 짧아 필요량 이상으로 생산하여 저장해 두는 것이 불가능하므로, 생산시 대량 생산하는 편이 매우 유리하다. 따라서, 99Mo의 적정 생산량 확보를 위하여 현재까지는 고농축 우라늄 타겟을 사용하여 왔으나, 최근 전세계적으로 핵확산 방지와 관련하여 고농축 우라늄 타겟을 저농축 우라늄 타겟으로 전환하는 노력이 계속되고 있으며, 본 발명은 이와 같은 권고에 부합하기 위하여 저농축 우라늄 타겟을 사용하면서도 99Mo의 생산량이 저하되지 않는 우라늄 타겟의 제조방법 및 이에 의하여 제조되는 타겟을 이용한 99Mo의 제조방법에 관한 것이다.
이하 본 발명을 상세히 설명한다.
본 발명은
Al, Si, Cr, Fe, 및 Mo로 이루어진 군으로부터 선택되는 하나 이상을 1wt% 미만으로 포함하는 저농축 우라늄 원료로부터 원심분무법을 이용하여 우라늄 합금 입자 분말을 제조하는 단계(단계 1);
제조된 우라늄 합금 입자 분말을 40 내지 50 부피%로 Al-Si 합금 분말과 혼합하여 압분체를 제조하는 단계(단계 2); 및
제조된 압분체를 압연하는 단계(단계 3)를 포함하는 것을 특징으로 하는 판상 저농축 고밀도 우라늄 타겟의 제조방법을 제공한다.
이하 본 발명을 각 단계별로 상세히 설명한다.
본 발명의 단계 1은 Al, Si, Cr, Fe, 및 Mo로 이루어진 군으로부터 선택되는 하나 이상을 1wt% 미만으로 포함하는 저농축 우라늄 원료로부터 원심분무법을 이용하여 우라늄 합금 입자 분말을 제조하는 단계로, 이후 기지에 분산될 핵분열 원료를 제조하는 단계이다.
우라늄은 238U와 235U의 동위원소 형태로 존재하며, 자연계에는 핵분열이 잘 일어나지 않는 238U가 약 99.3 %, 핵분열이 잘 일어나는 235U가 약 0.7 %의 양으로 존재한다. 본 발명에서 저농축 우라늄이란 핵분열이 잘 일어나는 235U가 20 % 미만으로 포함되어 있는 우라늄을 의미하며, 99Mo 생산용으로 사용되고 있는 고농축 우라늄은 235U가 90 %를 초과하여 포함되어 있는 우라늄을 의미한다.
본 발명에서 사용되는 저농축 우라늄 원료는 순수한 우라늄 금속, 우라늄알루미나이드, 또는 우라늄 산화물일 수 있으나, 순수한 우라늄 금속인 것이 바람직하다. 왜냐하면, 본 발명에서는 저농축 우라늄 타겟을 사용하는 대신에 99Mo의 생산량 감소를 방지하기 위하여 고밀도인 타겟을 제조하고 있으므로, 타겟 내 우라늄의 밀도를 높이기 위하여 원료는 순수 우라늄 금속인 것이 바람직하다.
다만, 본 발명의 저농축 우라늄 원료에는 Al, Si, Cr, Fe, 및 Mo로 이루어진 군으로부터 선택되는 하나 이상이 1 wt% 미만으로 포함된다. Al, Si, Cr, Fe, 또는 Mo와 같은 원소를 포함하는 경우 우라늄 합금 입자의 결정립이 미세화되어 중성자 조사 또는 온도 변화에 대한 팽윤 및 변형에 대한 문제를 해소할 수 있다. 그러나, 상기 원소들이 1 wt% 이상으로 포함되는 경우에는 우라늄 밀도, 즉 우라늄 함량이 감소되는 문제점이 있다.
본 발명에서 기지에 분산될 우라늄 합금 입자 분말은 원심분무법에 의하여 제조된다. 본 발명에서 언급된 원심분무법은 대한민국 등록특허 제10-279880호에 기재된 핵연료분말의 제조장치를 이용한 방법을 의미한다. 즉, 회전하는 원반상으로 노즐을 통하여 합금용탕이 토출되면, 원심력에 의하여 미세한 입자가 형성되면서 챔버 벽면까지 비행하게 되고, 비행과정에서 냉각가스에 의하여 냉각되어, 챔버 벽면에 도달할 때는 구형의 미세 분말형태가 되어 회수용기로 회수되는 방법이다. 이때 합금 입자 분말의 크기는 약 50 ㎛에서 약 500 ㎛까지 범위까지 회전속도, 용탕공급량, 디스크 크기, 용탕 온도에 따라 다르게 분포될 수 있다. 용탕의 입자는 비표면적이 매우 크기 때문에 응고속도가 빨라 미세한 결정립의 조직 구조를 갖는다. 이와 같은 방법으로 입자를 제조할 경우, 제조공정이 단순하고, 제조과정에서의 손실율이 낮아져 생산성이 향상될 뿐만 아니라, 불순물 혼입이 억제되어 순도도 매우 높아지는 장점이 있다.
또한, 우라늄 합금 주괴를 제조한 후 이를 파쇄하여 분말을 제조하는 기존의 방법보다는 원심분무법을 이용하여 우라늄 합금 입자 분말을 제조하는 것이 바람직한 다른 이유는 생성되는 입자가 구형이며 미립자이기 때문이다. 기존의 방법으로 분말을 제조할 경우 결정립 크기가 약 수백 ㎛정도 되지만, 원심분무법으로 제조할 경우 약 수 ㎛정도의 미세한 결정립 조직이 형성된다. 본 발명에서는 우라늄 입자가 구형이기 때문에 압연 성형이 잘 이루어지며 결정립 크기가 중성자 조사 및 온도 변화에 대한 팽윤이 적어 타겟 성능이 향상되는 장점이 있다.
본 발명에 따른 단계 2는 제조된 우라늄 합금 입자 분말을 40 내지 50 부피%로 Al-Si 합금 분말과 혼합하여 압분체를 제조하는 단계이다.
본 발명에서 우라늄 합금 입자 분말은 기지를 형성하는 Al-Si 합금 분말과의 혼합분말 중 40 내지 50 부피%로 혼합되는 것이 바람직하다. 이는 저농축 우라늄을 사용하는 대신 고밀도의 타겟을 제조하기 위함이다. 즉, 우라늄 합금 입자 분말을 40 부피% 미만으로 혼합할 경우 핵분열에 의하여 생성되는 99Mo의 양이 적어 생산량이 저하되는 문제점이 있고, 반면, 우라늄 합금 입자 분말의 혼입량이 50 부피%를 초과하는 경우에는 압연 성형하기 어려운 문제점이 있다.
Al-Si 합금 분말은 추후 압연에 의하여 우라늄 분말을 포함하는 기지 역할을 하며, 단순 알루미늄을 사용할 경우 알루미늄과 우라늄의 계면에서 팽윤이 일어나 밀도 및 열전도도를 저하시키는 문제가 발생하므로, 이를 방지하기 위하여 Al-Si 합금 분말을 사용하여 상호반응을 억제한다.
이때 Al-Si 합금 분말에 포함되는 Si의 양은 2 내지 5 중량%인 것이 바람직하다. Si의 양이 2 중량% 미만인 경우 알루미늄과 우라늄의 상호반응을 억제하는 역할을 충분히 수행하지 못하여 핵분열 중 우라늄 타겟의 발열성에 문제가 발생하며, Si의 양이 5 중량%를 초과하는 경우에는 열전도도가 저하되고 알카리 용액으로 용해한 후 용액 중에 고형의 이물질로 잔존하는 문제점이 있다.
본 발명에 따른 단계 3은 제조된 압분체를 압연하는 단계로 단계 2에서 혼합분말로 압분체를 제조한 후 이를 압연하여 판상 우라늄 타겟을 제조하는 단계이다.
상기 단계 3의 압연은 공지의 방법으로 수행될 수 있으며, 예를 들어 99Mo의 생산을 위한 우라늄 타겟을 제조하는 기존의 방법에서 사용하는 샌드위치형 프레임에 압분체를 넣고 조립하고 용접하여 압연하는 방법을 그대로 사용할 수 있으므로, 추가적인 공정비용이 소요되지 않는 장점이 있다. 따라서, 현재의 고농축 우라늄 타겟을 사용하는 공정에 본 발명에 따른 제조방법을 용이하게 적용할 수 있다.
또한 본 발명은 상기 방법으로 제조되는 저농축 고밀도 우라늄 타겟을 제공한다. 현재까지 사용되어온 99Mo 생산을 위한 우라늄 타겟은 고농축 우라늄 타겟으로 군사적 목적으로 전용될 위험이 있다. 이에 최근 전세계적으로 저농축 우라늄 타겟을 사용할 것을 권고하고 있으나, 저농축 우라늄 타겟을 사용할 경우 99Mo의 생산량이 저하되고, 이에 따라 의료 진단용 방사성 동위원소 수요의 약 80 %를 차지하는 99mTc의 생산량이 저하되는 문제점이 있었다. 본 발명의 제조방법에 의하여 제조된 우라늄 타겟은 저농축 우라늄 원료를 사용하여 군사적 목적으로 전용될 위험이 없으면서도, 고농축 우라늄 타겟이기 때문에 이를 이용하여 99Mo를 생산할 경우 생산량이 저하되지 않는 장점이 있다. 또한, 기존의 우라늄 타겟 형태 그대로 제조하는 것이 가능하여 추가적인 공정비용이 소요되지 않는 장점이 있다.
본 발명에 따른 우라늄 타겟은 저농축 우라늄 원료를 사용하므로, 99Mo의 생산량 저하를 방지하기 위하여 고농축 우라늄 타겟과 우라늄의 밀도 측면에서 동등하여야 한다. 실제 99Mo생산에 사용되는 타겟은 90 % 정도 농축된 우라늄이 약 1.5 g-U/cc정도로 함유되어 있다. 20 % 농축 우라늄일 경우 핵분열 우라늄 235U가 동등하게 함유하게 하려면 우라늄 밀도가 6.75 g-U/cc이어야 한다. 그러나 저농축 우라늄에는 중성자 흡수율이 큰 238U가 다량 함유되므로 99Mo를 동등하게 생산하려면 밀도가 약 7.2 g-U/c정도가 되어야 한다. 원심분무한 우라늄 입자의 밀도는 18 g-U/cc 이상이다. 타겟 심재에서 7.2 g-U/cc가 되려면 체적으로 40% 정도 우라늄 입자가 분산되어야 한다. 지금까지 압연하여 분산형 판상 핵연료를 제조하는 기술에서 분산재의 최대 부피분율은 약 50% 정도로 알려져 있다. 따라서 우라늄 타겟의 우라늄 밀도는 7.5 g-U/cc 내지 9.0 g-U/cc인 것이 바람직하다. 우라늄의 밀도가 7.5 g-U/cc 미만인 경우 이렇게 제조된 우라늄 타겟을 이용하여 99Mo를 생산할 경우 생산량이 고농축 우라늄 타겟보다 저하되는 문제점이 있고, 그 밀도가 9.0 g-U/cc를 초과하는 경우 타겟 제조하는데 어려운 문제점이 있다.
또한 본 발명은
상기 저농축 고밀도 우라늄 타겟에 대하여 중성자를 조사하는 단계(단계 a);
상기 조사된 타겟을 염기 용액으로 용해하여 알루미늄 피복재 및 기지 물질을 제거하는 단계(단계 b);
상기 단계 b에서 처리된 결과물에 대하여 산 용액으로 처리하여 미반응 우라늄을 회수하는 단계(단계 c); 및
상기 단계 c에서 산처리된 결과물에서 99Mo를 추출하는 단계(단계 d)를 포함하는 의료용 방사성 99Mo의 제조방법을 제공한다.
이하 본 발명을 각 단계별로 상세히 설명한다.
본 발명의 단계 a는 본 발명의 방법으로 제조된 저농축 고밀도 우라늄 타겟에 중성자를 조사하는 단계로, 본 발명의 방법으로 제조된 우라늄 타겟을 원자로에 장입하고 중성자를 조사하여 핵분열시키는 단계이다. 핵분열과정을 통하여 핵분열 생성물이 생성된다. 우라늄이 핵분열되면 70 여 종류의 원자들이 생성된다. 핵분열 생성물 중에 가스로 존재하는 원소 분율이 약 30% 정도로 크다. 고형의 원소는 대부분 단일 원자로 존재하여 거의 핵분열 비율대로 매우 서서히 부피가 팽창되지만 가스 원자는 결함에서 이동하여 만나 분자를 이루고 성장하여 기포를 이루는 과정에서 부피팽창을 유발한다. 온도가 높아지면 가스 원자의 이동속도가 증가되어 부피팽창은 기하급수적으로 크게 증가된다. 따라서 타겟의 심재의 온도를 가급적 낮추어야 한다. 이를 위하여 본 발명에서는 열전도도가 우수한 Al 물질 기지에 우라늄 입자를 분산시킨 매우 얇은 판상 심재를 사용한다. 두께는 약 1.3-1.6 mm이나 심재 두께는 약 0.7-1 mm 정도이다. 연구로용 판상핵연료에서 연소거동을 예측하기 위해 개발한 plate-code를 사용하여 원자로에서 약 250 W/cm2로 조사시키는 조건에서 타겟 심부의 표면과의 온도 상승 차이를 계산한 결과, 그 차이는 약 5 ℃ 미만으로 온도 상승에 의한 핵분열 생성 가스에 의한 팽윤 유발은 크지 않을 것으로 판단된다. Al 피복재의 온도 상승폭은 약 1.2 ℃로 미소하지만 냉각수와 표적 피복 표면의 계면에서 온도 상승이 비교적 크다. 냉각수 유속이 약 6 m/sec일 경우 열속이 약 250 W/cm2에서 계면 온도 상승폭은 약 20 ℃이다. 일반적인 냉각수 온도를 비교적 높게 45 ℃로 가정하여도 표적의 중심부 온도는 대략 71 ℃ 부근으로 매우 낮다. 따라서 본 발명에 따른 우라늄 타겟에 대하여 중성자를 조사하는 단계에서 온도에 의한 핵분열 생성 가스 원자의 이동 및 결합에 의한 팽윤 영향은 거의 없을 것으로 판단된다.
본 발명의 단계 b는 중성자 조사를 통하여 생성된 생성물을 염기 용액으로 용해하여 알루미늄 피복재 및 기지 물질을 제거하는 단계로, 중준위 핵폐기물을 처리하기 전에 알루미늄을 우선 제거하여 핵폐기물의 양을 감소시키기 위한 단계이다. 즉, 중성자 조사 후 생성되는 물질 중 저준위 폐기물인 알루미늄을 먼저 제거하여 쉽게 처리하고, 중준위 폐기물을 나중에 처리함으로써, 특별한 처분이 요구되는 중준위 폐기물의 양을 줄일 수 있는 장점이 있다. 이때 사용되는 염기 용액은 수산화나트륨 용액 등을 사용할 수 있으나, 중성자 조사 후 생성물에서 알루미늄을 분리할 수 있는 한 이에 한정되는 것은 아니다.
본 발명의 단계 c는 처리된 결과물에 대하여 산 용액으로 처리하여 미반응 우라늄을 회수하는 단계로, 염기 처리로 알루미늄이 제거된 중성자 조사 후 생성물에 함유된 우라늄 입자 분말에서 유용한 방사성 동위원소 물질을 회수하기 위해 잔류 우라늄 입자 분말에 대하여 산 처리를 하는 단계이다.
미반응 우라늄 등은 중준위 핵폐기물로, 고화 또는 매립 등의 특별한 핵폐기물 처분이 요구되며, 이를 위한 비용이 많이 소요된다. 따라서, 이와 같은 중준위 핵폐기물의 발생량을 줄이면 공정비용이 크게 절감될 수 있으며, 본 발명에서는 염기 처리를 통하여 알루미늄을 우선 제거함으로써 단계 c에서 중준위 핵폐기물의 발생량을 줄이고 있다. 본 단계에서 사용되는 산 용액은 예를 들어 질산 용액일 수 있으나, 미반응 우라늄 등을 회수할 수 있는 한 이에 한정되는 것은 아니다.
본 발명의 단계 d는 산처리된 결과물에서 99Mo를 추출하는 단계로, 우라늄 타겟이 핵분열하고 생성된 생성물에서 알루미늄 및 미반응 우라늄을 회수한 결과물로부터 최종적으로 99Mo를 추출하는 단계이다. 본 분리 단계는 예를 들어 α-벤조이녹심(α-Benzoinoxime)을 이용한 침전 분리와 같은 공지의 방법을 통하여 수행될 수 있다.
상기와 같은 본 발명의 제조방법에 따르면, IAEA의 권고에 부합하는 저농축 우라늄 타겟을 사용하면서도 99Mo의 생산량이 저하되지 않고 오히려 증가될 수 있는 장점이 있다. 또한, 기존 타겟 형태를 유지할 수 있어 부가적이 공정이 필요 없고, 나아가 99Mo의 제조과정에서 염기 용액으로 우선 처리하여 알루미늄 피복재 및 기지물질을 제거한 후 산 처리를 함으로써, 발생하는 핵폐기물의 양을 감소시킬 수 있는 장점이 있다.
Claims (7)
- Al, Si, Cr, Fe, 및 Mo로 이루어진 군으로부터 선택되는 하나 이상을 1wt% 미만으로 포함하는 저농축 우라늄 원료로부터 원심분무법을 이용하여 우라늄 합금 입자 분말을 제조하는 단계(단계 1);
제조된 우라늄 합금 입자 분말을 40 내지 50 부피%로 Al-Si 합금 분말과 혼합하여 압분체를 제조하는 단계(단계 2); 및
제조된 압분체를 압연하는 단계(단계 3)를 포함하는 것을 특징으로 하는 판형 저농축 고밀도 우라늄 타겟의 제조방법.
- 제1항에 있어서, 상기 단계 2의 Al-Si 합금 분말 중 Si는 2 내지 5 중량%로 포함되는 것을 특징으로 하는 판형 저농축 고밀도 우라늄 타겟의 제조방법.
- 제1항의 방법으로 제조되는 판형 저농축 고밀도 우라늄 타겟.
- 제3항에 있어서, 상기 우라늄 타겟의 우라늄 밀도는 7.5 g-U/cc 내지 9.0 g-U/cc인 것을 특징으로 하는 판형 저농축 고밀도 우라늄 타겟.
- 제3항에 있어서, 상기 저농축 고밀도 우라늄 타겟은 의료용 방사성 99Mo를 위한 조사 타겟으로 사용되는 것을 특징으로 하는 판형 저농축 고밀도 우라늄 타겟.
- 제3항의 우라늄 타겟에 대하여 중성자를 조사하는 단계(단계 a);
상기 조사된 타겟을 염기 용액으로 용해하여 알루미늄 피복재 및 기지 물질을 제거하는 단계(단계 b);
상기 단계 b에서 처리된 결과물에 대하여 산 용액으로 처리하여 미반응 우라늄을 회수하는 단계(단계 c); 및
상기 단계 c에서 산처리된 결과물에서 99Mo를 추출하는 단계(단계 d)를 포함하는 의료용 방사성 99Mo의 제조방법.
- 제6항에 있어서, 상기 단계 b의 염기 용액은 수산화나트륨 용액이고, 상기 단계 c의 산 용액은 질산 용액인 것을 특징으로 하는 의료용 방사성 99Mo의 제조방법.
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| KR1020110019451A KR101138445B1 (ko) | 2011-03-04 | 2011-03-04 | 저농축 고밀도 판상 우라늄 타겟의 제조방법 및 이에 의하여 제조되는 저농축 우라늄 고밀도 타겟 |
| PCT/KR2011/007587 WO2012121466A1 (en) | 2011-03-04 | 2011-10-12 | Method of preparing plate-shaped high-density low-enriched uranium dispersion target and high-density low-enriched uranium target prepared thereby |
| EP11860182.2A EP2681744B1 (en) | 2011-03-04 | 2011-10-12 | Method of preparing plate-shaped high-density low-enriched uranium dispersion target and high-density low-enriched uranium target prepared thereby |
| ARP110104675A AR084282A1 (es) | 2011-03-04 | 2011-12-14 | Metodo para preparar un blanco de dispersion de uranio poco enriquecido de alta densidad con forma de placa y un blanco de uranio poco enriquecido de alta densidad preparado con el mismo |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| KR1020110019451A KR101138445B1 (ko) | 2011-03-04 | 2011-03-04 | 저농축 고밀도 판상 우라늄 타겟의 제조방법 및 이에 의하여 제조되는 저농축 우라늄 고밀도 타겟 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| KR101138445B1 true KR101138445B1 (ko) | 2012-04-26 |
Family
ID=46143980
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| KR1020110019451A KR101138445B1 (ko) | 2011-03-04 | 2011-03-04 | 저농축 고밀도 판상 우라늄 타겟의 제조방법 및 이에 의하여 제조되는 저농축 우라늄 고밀도 타겟 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP2681744B1 (ko) |
| KR (1) | KR101138445B1 (ko) |
| AR (1) | AR084282A1 (ko) |
| WO (1) | WO2012121466A1 (ko) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
| KR101674883B1 (ko) * | 2015-12-10 | 2016-11-11 | 한국원자력연구원 | 고밀도 우라늄 표적 제조 방법 및 이를 통해 제조된 고밀도 우라늄 표적 |
| KR20200134432A (ko) * | 2019-05-22 | 2020-12-02 | 한국원자력연구원 | 염기성 용액에 용해 가능한 우라늄 표적의 제조방법 및 이를 이용한 방사성 Mo-99의 추출방법 |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2696000C1 (ru) * | 2015-11-10 | 2019-07-30 | Публичное акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" (ПАО "НЗХК") | Способ изготовления мишени для наработки изотопа Мо-99 |
| KR102151033B1 (ko) * | 2019-11-28 | 2020-09-02 | 한전원자력연료 주식회사 | Isol 표적물질인 우라늄탄화물/mwcnt 디스크의 제조방법 및 이에 의해 제조된 우라늄 탄화물/mwcnt 디스크 |
| EP4104193A1 (en) | 2020-02-11 | 2022-12-21 | Institut National Des Radioéléments | A method for the digestion of a uranium based material |
| EP3985686B1 (en) * | 2020-10-14 | 2022-11-30 | Narodowe Centrum Badan Jadrowych | Method of preparation of the uranium target for the production of molybdenum, molybdenum production process and the uranium target for the production of molybdenum |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH07218697A (ja) * | 1993-10-01 | 1995-08-18 | United States Department Of Energ | 低濃縮ウラニウムを用いて９９ｍｏ生成ターゲットを製造する方法及び低濃縮ウラニウムからなる９９ｍｏ生成ターゲット |
| KR19990080474A (ko) * | 1998-04-17 | 1999-11-05 | 이종훈 | 분무법에 의해 급속 응고시킨 우라늄합금 구형분말을분산재로 하는 고밀도 분산 핵연료와 그 제조방법 |
| JP2008102078A (ja) | 2006-10-20 | 2008-05-01 | Japan Atomic Energy Agency | 放射性モリブデンの製造方法と装置及びその方法と装置で製造された放射性モリブデン |
| KR100828413B1 (ko) | 2006-12-07 | 2008-05-09 | 한국원자력연구원 | 우라늄 합금 분말과 알루미늄 분말을 균일하게 혼합 및압분하는 핵연료 가공장치 및 그에 따른 우라늄 합금분말과 알루미늄 분말을 균일하게 혼합 및 압분하는 핵연료가공방법 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3282655A (en) * | 1966-11-01 | Production of | ||
| DE2610947C3 (de) * | 1976-03-16 | 1980-01-10 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur Gewinnung von Molybdän-99 aus mit Neutronen bestrahlter, spaltbare Stoffe und Spaltprodukte enthaltender Matrix |
| 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 |
| JPH11174184A (ja) * | 1997-12-10 | 1999-07-02 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 燃料球分散型原子燃料ペレット |
| KR100643794B1 (ko) * | 2005-07-29 | 2006-11-10 | 한국원자력연구소 | 감마상 Ｕ―Ｍｏ 또는 Ｕ―Ｍｏ-Ｘ계 합금의 조대 입자가규칙적으로 배열된 판상 핵연료 및 그 제조 방법 |
-
2011
- 2011-03-04 KR KR1020110019451A patent/KR101138445B1/ko active IP Right Grant
- 2011-10-12 WO PCT/KR2011/007587 patent/WO2012121466A1/en active Application Filing
- 2011-10-12 EP EP11860182.2A patent/EP2681744B1/en not_active Not-in-force
- 2011-12-14 AR ARP110104675A patent/AR084282A1/es active IP Right Grant
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH07218697A (ja) * | 1993-10-01 | 1995-08-18 | United States Department Of Energ | 低濃縮ウラニウムを用いて９９ｍｏ生成ターゲットを製造する方法及び低濃縮ウラニウムからなる９９ｍｏ生成ターゲット |
| KR19990080474A (ko) * | 1998-04-17 | 1999-11-05 | 이종훈 | 분무법에 의해 급속 응고시킨 우라늄합금 구형분말을분산재로 하는 고밀도 분산 핵연료와 그 제조방법 |
| JP2008102078A (ja) | 2006-10-20 | 2008-05-01 | Japan Atomic Energy Agency | 放射性モリブデンの製造方法と装置及びその方法と装置で製造された放射性モリブデン |
| KR100828413B1 (ko) | 2006-12-07 | 2008-05-09 | 한국원자력연구원 | 우라늄 합금 분말과 알루미늄 분말을 균일하게 혼합 및압분하는 핵연료 가공장치 및 그에 따른 우라늄 합금분말과 알루미늄 분말을 균일하게 혼합 및 압분하는 핵연료가공방법 |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
| KR101674883B1 (ko) * | 2015-12-10 | 2016-11-11 | 한국원자력연구원 | 고밀도 우라늄 표적 제조 방법 및 이를 통해 제조된 고밀도 우라늄 표적 |
| KR20200134432A (ko) * | 2019-05-22 | 2020-12-02 | 한국원자력연구원 | 염기성 용액에 용해 가능한 우라늄 표적의 제조방법 및 이를 이용한 방사성 Mo-99의 추출방법 |
| KR102229519B1 (ko) * | 2019-05-22 | 2021-03-18 | 한국원자력연구원 | 염기성 용액에 용해 가능한 우라늄 표적의 제조방법 및 이를 이용한 방사성 Mo-99의 추출방법 |
| US11713498B2 (en) | 2019-05-22 | 2023-08-01 | Korea Atomic Energy Research Institute | Method of manufacturing uranium target to be soluble in basic solution and method of extracting radioactive Mo-99 using the same |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP2681744A1 (en) | 2014-01-08 |
| AR084282A1 (es) | 2013-05-08 |
| EP2681744A4 (en) | 2014-12-31 |
| EP2681744B1 (en) | 2016-01-20 |
| WO2012121466A1 (en) | 2012-09-13 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR101138445B1 (ko) | 저농축 고밀도 판상 우라늄 타겟의 제조방법 및 이에 의하여 제조되는 저농축 우라늄 고밀도 타겟 | |
| US11842823B2 (en) | Nuclear reactor irradiation systems and methods | |
| KR20150095063A (ko) | 중성자 흡수재 및 그 제조방법 | |
| Saliba-Silva et al. | Fabrication of U3Si2 powder for fuels used in IEA-R1 nuclear research reactor | |
| Wood et al. | Advances in fuel fabrication | |
| US4331618A (en) | Treatment of fuel pellets | |
| US11713498B2 (en) | Method of manufacturing uranium target to be soluble in basic solution and method of extracting radioactive Mo-99 using the same | |
| KR101460690B1 (ko) | 저농축 우라늄 표적으로부터 방사성 ９９Ｍｏ를 추출하는 방법 | |
| AU2014280928B2 (en) | Method for preparing ual2 powder and ual2 powder prepared according to the same | |
| Burkes et al. | A US perspective on fast reactor fuel fabrication technology and experience. Part II: Ceramic fuels | |
| JPH08122487A (ja) | 使用済燃料の再処理方法および長半減期元素の消滅方法 | |
| Durazzo et al. | Current status of U3Si2 fuel elements fabrication in Brazil | |
| Yano et al. | Uranium crystallization test with dissolver solution of irradiated fuel | |
| RU2476941C2 (ru) | МИШЕНЬ ДЛЯ НАРАБОТКИ ИЗОТОПА 99Мо | |
| JP5668112B2 (ja) | 放射性セシウムが捕集されたセシウム廃フィルタセラミックインゴット及びその製造方法 | |
| KR101640237B1 (ko) | 우라늄 알루미나이드 분말의 제조방법 및 이로 제조된 우라늄 알루미나이드 분말 | |
| Mishra et al. | Fabrication of Nuclear Fuel Elements | |
| Ozawa et al. | Nuclear rare metals and their separation in advanced ORIENT cycle strategy | |
| Cho et al. | Preliminary Study on High-density LEU Dispersion Targets Using Atomized Uranium-Aluminum Alloy Powder | |
| Sim et al. | Fabrication of Uranium Dispersion Targets for Mo-99 Production | |
| Durazzo et al. | Manufacturing high-uranium-loaded dispersion fuel plates in Brazil | |
| Chipman | Metallurgy in the development of atomic power | |
| Lin | Characteristics of radioactive waste streams generated in HTGR fuel reprocessing | |
| Choppin | RESULTS OF DEMONSTRATION PROGRAMME OF ELECTROMETALLURGICAL PROCESSING OF BREEDER REACTOR FUEL | |
| EP4104193A1 (en) | A method for the digestion of a uranium based material |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A201 | Request for examination | ||
| E701 | Decision to grant or registration of patent right | ||
| GRNT | Written decision to grant | ||
| FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20141230 Year of fee payment: 4 |
|
| FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20160324 Year of fee payment: 5 |
|
| FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20170329 Year of fee payment: 6 |
|
| FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20180406 Year of fee payment: 7 |