انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 12 3 2023 11 22 Management of potential radioactive wastes from fission molybdenum-99 production from low-enriched uranium target مدیریت پسماند‌های پرتوزای احتمالی حاصل از تولید مولیبدن-99 شکافتی از هدف اورانیومی با غنای پایین 163 174 114201 10.22052/rsm.2024.253441.1036 FA نفیسه سالک پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، صندوق پستی 11365-8486 تهران، ایران علی یداللهی پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، صندوق پستی 11365-8486 تهران، ایران حمید سپهریان پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، صندوق پستی 11365-8486 تهران، ایران رضا داورخواه پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، صندوق پستی 11365-8486 تهران، ایران جواد فصیحی رامندی پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، صندوق پستی 11365-8486 تهران، ایران محسن طبسی پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، صندوق پستی 11365-8486 تهران، ایران Journal Article 2023 08 23 In this paper, we have tried to provide details about possible radioactive wastes produced in the fission molybdenum-99 production process using LEU uranium targets in the country and how to manage them throughout the production process. Potential solid, liquid, and gaseous wastes are a combination of low-level (LLW), and medium-level (ILW) wastes that contain enriched uranium and other fission products and actinides. Based on the results of radiation calculations and heat generated by the radionuclides in each waste package, it seems that no high-level waste (HLW) is generated from the 99Mo production facility, as this waste contains long-lived or alpha-emitting radionuclides with more activity of 400 Bq/g which their heat generation is not more than 2 kW/m3. The economic aspects of 99Mo-related waste management are important and can substantially influence the final price of 99Mo and by-products. In the fission 99Mo production process, the recovery of unburnt uranium is highly recommended, preferably the uranium should be segregated from the waste streams within the production facility. در این مقاله اطلاعات مربوط به پسماندهای پرتوزای احتمالی تولید شده در فرآیند تولید Mo⁹⁹ شکافتی به کمک اهداف اورانیومی LEU در داخل کشور و نحوه مدیریت آن‌­ها طی کل مراحل تولید، بر اساس محاسبات هسته‌ای با استفاده از کد ORIGEN ارائه شده است. با توجه به نتایج به‌دست‌آمده، پسماندهای جامد، مایع و گازی احتمالی تولیدی، ترکیبی از پسماندهای سطح پایین (LLW) و سطح متوسط (ILW) و حاوی اورانیوم غنی‌شده و سایر محصولات شکافت و اکتینیدها هستند. براساس نتایج محاسبات پرتویی و گرمای حاصل از هسته‌­های پرتوزای موجود در هر بسته پسماند، به‌نظر می­‌رسد، هیچ پسماند سطح بالایی از تأسیسات تولید Mo99 تولید نمی‌شود، زیرا این پسماندها شامل هسته­‌های پرتوزای بلند عمر یا آلفازا با پرتوزائی بیش از Bq/g 400 که حرارت آن‌­ها بیش از kW/m³  2 نیستند. جنبه‌های اقتصادی مدیریت پسماند­های حاصل از تولید Mo⁹⁹ مهم بوده و تأثیر قابل توجهی در قیمت نهایی Mo99 و محصولات جانبی فرآیند می‌گذارد. در فرآیند تولید Mo⁹⁹ شکافتی، بازیابی اورانیوم شکافته نشده بسیار توصیه می­‌شود و ترجیحاً اورانیوم باید در تأسیسات تولید Mo⁹⁹ از جریان‌های پسماند تفکیک شود. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_114201_08587284f367b04bc25a4a23e80f513d.pdf