محاسبات امکان سنجی تولید رادیوایزوتوپ های کاربردی شکافت از راکتورهای هموژن آبی با توان های مختلف
عنوان دوره: بیست و نهمین کنفرانس ملی هسته‌ای ایران
نویسندگان
گروه آموزشی فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه اراک، اراک - ایران
چکیده
تکنسیوم-۹۹(99mTc) به‌عنوان دخترمولیبدن-99(99Mo) یکی از پرمصرف‌ترین رادیوایزوتوپ‌ها در پزشکی هسته‌ای می‌باشد. در حال حاضر بیش از 80 % 99Mo مورد نیاز ژنراتورهای 99mTc/99Mo به روش شکافت 235U در راکتورهای تحقیقاتی و چندمنظوره تولید می‌شود. در این راستا راکتورهای هموژن آبی می‌توانند جایگزین مناسبی برای پرتودهی اهداف حاوی 235U و تولید 99Mo و سایر رادیوایزوتوپ‌های کاربردی به روش شکافت باشند. در این مقاله تولید 99Mo، 89Sr، 133Xe و 131I با استفاده از رآکتور آرگوس با سوخت نیترات اورانیل با غنای پایین 75/19 %، به ازای توان‌های عملکردی متفاوت، مورد بررسی قرار گرفت. نتایج شبیه‌سازی با کد مونت‌کارلوی MCNP6 نشان می‌دهد که موجودی رادیوایزوتوپ های ذکر شده، برای توان های مختلف، به صورت نمایی رشد می کند تا به یک فعالیت اشباع برسد.
تکنسیوم-۹۹(99mTc) به‌عنوان دخترمولیبدن-99(99Mo) یکی از پرمصرف‌ترین رادیوایزوتوپ‌ها در پزشکی هسته‌ای می‌باشد. در حال حاضر بیش از 80 % 99Mo مورد نیاز ژنراتورهای 99mTc/99Mo به روش شکافت 235U در راکتورهای تحقیقاتی و چندمنظوره تولید می‌شود. در این راستا راکتورهای هموژن آبی می‌توانند جایگزین مناسبی برای پرتودهی اهداف حاوی 235U و تولید 99Mo و سایر رادیوایزوتوپ‌های کاربردی به روش شکافت باشند. در این مقاله تولید 99Mo، 89Sr، 133Xe و 131I با استفاده از رآکتور آرگوس با سوخت نیترات اورانیل با غنای پایین 75/19 %، به ازای توان‌های عملکردی متفاوت، مورد بررسی قرار گرفت. نتایج شبیه‌سازی با کد مونت‌کارلوی MCNP6 نشان می‌دهد که موجودی رادیوایزوتوپ های ذکر شده، برای توان های مختلف، به صورت نمایی رشد می کند تا به یک فعالیت اشباع برسد.
تکنسیوم-۹۹(99mTc) به‌عنوان دخترمولیبدن-99(99Mo) یکی از پرمصرف‌ترین رادیوایزوتوپ‌ها در پزشکی هسته‌ای می‌باشد. در حال حاضر بیش از 80 % 99Mo مورد نیاز ژنراتورهای 99mTc/99Mo به روش شکافت 235U در راکتورهای تحقیقاتی و چندمنظوره تولید می‌شود. در این راستا راکتورهای هموژن آبی می‌توانند جایگزین مناسبی برای پرتودهی اهداف حاوی 235U و تولید 99Mo و سایر رادیوایزوتوپ‌های کاربردی به روش شکافت باشند. در این مقاله تولید 99Mo، 89Sr، 133Xe و 131I با استفاده از رآکتور آرگوس با سوخت نیترات اورانیل با غنای پایین 75/19 %، به ازای توان‌های عملکردی متفاوت، مورد بررسی قرار گرفت. نتایج شبیه‌سازی با کد مونت‌کارلوی MCNP6 نشان می‌دهد که موجودی رادیوایزوتوپ های ذکر شده، برای توان های مختلف، به صورت نمایی رشد می کند تا به یک فعالیت اشباع برسد.
کلیدواژه ها