امکان سنجی تولید عناصر ترانساورانیوم در راکتور تحقیقاتی
عنوان دوره: بیست و نهمین کنفرانس ملی هسته‌ای ایران
نویسندگان
1پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای
2پژوهشکده سوخت هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی، تهران، ایران
3هیات علمی
چکیده
تولید ایزوتوپ‌های ترانس اورانیوم مثل آمرسیم-241 و کالیفرنیم-252 با استفاده از سوخت‌های پرتودیده راکتورها یا پرتودهی اهدافی درون قلب راکتورهای تحقیقاتی انجام می‌شود که عمده تولید این دو رادیونوکلید در کشورهای آمریکا و روسیه انجام می‌شود. با توجه به کاربردهای قابل ملاحظه این عناصر در صنعت هسته‌ای و دیگر بخش‌ها استحصال آن‌ها از اهمیت بسزایی برخوردار است. در کار حاضر، ابتدا امکان تولید این نوکلیدها با استفاده از سوخت‌های پرتودیده راکتور تهران برای دو توان 5 و 10 مگاوات با استفاده از کد ORIGEN انجام شده است. در بخشی دیگر، محاسبات برای اورانیوم تهی شده که شامل %7/99 وزنی اورانیوم-238 است، نیز انجام شده است. نتایج محاسبات نشان می‌دهد که بازده تولید رادیونوکلیدهای ترانس اورانیوم در توان 10 مگاوات چندین برابر بیشتر از 5 مگاوات است. همچنین، میزان تولید رادیونوکلیدها در پرتودهی هدف اورانیوم تهی شده حدود 2 برابر رادیونوکلیدهایی است که به هنگام استفاده از سوخت پرتودیده راکتور تهران تولید می‌شود.
کلیدواژه ها