انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 12 4 2023 12 22 Feasibility study for the production of trans-uranium radionuclides in a typical research reactor امکان سنجی تولید عناصر ترانس‌اورانیوم در یک راکتور تحقیقاتی نوعی 191 199 114246 10.22052/rsm.2024.253162.1031 FA احسان بوستانی پژوهشکده راکتور و ایمنی هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، تهران، ایران محمد قنادی مراغه پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، تهران، ایران ساره عماری اله یاری پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، تهران، ایران امیر چرخی پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، تهران، ایران Journal Article 2023 07 11 The production of trans-uranium isotopes such as Am-241 and Cf-252 is done using irradiated reactor fuels or by irradiating targets in the core of research reactors. The main production of these two radionuclides is done in America and Russia. In this study, at first, the feasibility study of producing these nuclides using the irradiated fuels of a typical research reactor for two powers of 5 and 10 megawatts has been done using the ORIGEN code. In another part, calculations for the target of uranium with 99.7% by weight of uranium-238, which exists at the end of the enrichment cycle, has also been done. The results of the calculations show that the production efficiency of trans-uranium radionuclides in 10 MW power is many times higher than 5 MW. Also, the efficiency of trans-uranium radionuclides production using the target irradiation of depleted uranium is about 2 times higher than the radionuclides produced form the irradiated fuel of the typical 5 MWe research reactor. 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 به‌سزایی برخوردار است. در کار حاضر ابتدا امکان تولید این نوکلیدها با استفاده از سوخت‌های پرتودیده راکتور تحقیقاتی نوعی برای دو توان 5 و 10 مگاوات با استفاده از کد ORIGEN انجام شده است. در بخشی دیگر، محاسبات برای هدف اورانیوم تهی شده پرتودیده، 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 تحقیقاتی 5 مگاوات تولید می‌شود. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_114246_a8061626d27ef804e67ce789d24540af.pdf