طراحی و تجزیه‌ و تحلیل حفاظ اتاقک سربی و سلول داغ نوعی مورداستفاده در تولید رادیوایزوتوپ

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه اراک، ایران

2 پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران

چکیده

برای انجام فرایندهای شیمی تابشی جهت استحصال رادیوایزوتوپ مدنظر از هدف داغ، به تجهیزاتی موسوم به اتاقک سربی و سلول داغ نیاز است. طراحی و حفاظ گذاری صحیح این تجهیزات، باهدف کاهش پرتوگیری کارکنان، از اهمیت ویژه‌ای برخوردار می‌باشد. در این مقاله بر اساس گامازایی هدف داغ مورداستفاده در فرایند تولید مولیبدن-99، محاسبات مربوط به طراحی حفاظ مناسب برای اتاقکی با ابعاد معین، از جنس بتون- باریت جهت ساخت سلول داغ و از جنس سرب جهت ساخت اتاقک سربی، انجام‌شده است. نتایج شبیه‌سازی با کد مونت‌کارلوی MCNP6.2 نشان می‌دهد که ضخامت حفاظ جهت محدود نمودن نرخ دز به µSv/h 10، به ترتیب برای ساخت سلول داغ و اتاقک سربی برابر cm 90 و cm 24 می‌باشد.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Shielding design and analysis of the lead and hot cells used to produce radioisotope

نویسندگان [English]

  • Abouzar Kiyani 1
  • Reza Pourimani 1
  • Ali Bahrami Samani 2
  • Seyed Milad Miremad 2
1 Department of Physics, Faculty of Science, Arak University, Iran
2 Nuclear Science and Technology Research Institute (NSTRI)
چکیده [English]

Lead and hot cell equipment are needed to perform radiochemical processes to extract the desired radioisotope from the hot target. The proper design and shielding of this equipment are important to reduce the radiation exposure of employees. In this article, based on the gamma rays emitted from the hot target used in the molybdenum-99 production process, the calculations related to the design of a suitable shield for a chamber with specific dimensions made of Barite Concrete to make a hot cell or made of Lead to make a lead cell, has been done. The simulation results with MCNP6.2 Monte Carlo code show that the shield thickness to limit the dose rate to 10 µSv/h, for making hot cell or lead cells equals 90 cm and 24 cm, respectively.

کلیدواژه‌ها [English]

  • shielding
  • MCNP6 code
  • hot cell
  • lead cell
  • molybdenum-99

مراجع

  1. G. F. Knoll. Radiation detection and measurement. 4th ed., John Wiley & Sons, New York, 2010.
  2. A. B. Chilton, J. K. Shultis, and R. E. Faw. Principles of radiation shielding. Prentice Hall Inc, Old Tappan, NJ (USA), 1984.
  3. I. A. E. Agency. Manual on safety aspects of the design and equipment of hot laboratories. Safety series No. 30. IAEA, Vienna, 1969.
  4. M. H. Bahrin, H. Hasan, A. A. Rahman, M. Hamzah, M. Z. Hassan, M. Rizal M. Ibrahim, M. H. Rabir, J. A. Karim. The design of a Hot Cell with interlocking concrete wall. IOP Conf. Ser.: Mater. Sci. Eng. 555 (1) (2019) 012019
  5. S. Sipaun. Thorium fueled reactor. AIP Conf. 1799 (1) (2017) 050012.
  6. S. Kurien,V. Anandaraj, T. Ulaganathan, T. Johny, Jojo Joseph, S. Venugopal, T. Jayakumar. Design & development of a machine for dimensional measurement-cum-dismantling of irradiated fuel subassemblies. Procedia Eng. 64 (2013)1572-1581.
  7. T. Zhang, S. Li, W. Zhang. Design of Power Manipulator for Hot Cell Facility. 2021 IEEE Int. Conf. Robotics Biomimetics (ROBIO), Sanya, China (2021) 458-462.
  8. F. B. Larsen. Manual on safety aspects of the design and equipment of hot laboratories. Safety series No. 30. IAEA, Vienna, 1969.
  9. H. Glen, A general purpose alpha-gamma hot laboratory. Nucl. Struct. Eng. 1 (1) (1965) 98-107,.
  10. M. Durazzo, J. A. B. Souza, R. F. Ianelli, E. M. Takara, J. S. Garcia Neto, A. M. Saliba-Silva, E. F. Urano de Carvalho. Manufacturing LEU-foil annular target in Brazil, Ann. Nucl. Energy 165 (2022) 108646.
  11. R. S. Detwiler, R. J. McConn, T. F. Grimes, S. A. Upton, E. J. Engel.Compendium of material composition data for radiation transport modeling, Pacific Northwest National Lab.(PNNL), Richland, WA (United States), 2021.
  12. ASTM, Standard specification for aggregates for radiation-shielding concrete, 2009.
  13. A. Laptev, O.N. Belooussova, C.J. Bianconi, M.A. Griffin, P.S. Hoover, B.T. Keller, G.R. Murrell, R.T. Perry, Jr. Photon and neutron fluence-to-dose conversion factors for external radiation: A comparison of the new ICRP DCFs with those currently in use at LANL-paper 10. American Nuclear Society-ANS, USA, 2014.
  14. R. Vishwakarma, P. Subrahmanyam, G. J. B. o. R. P. Venkataraman, Implementation of the recommendations of ICRP-60 dose limits in industrial radiography practice, Bull. Radiat. Prot. 15(1) (1992) 1-2.

فایل ها

هم رسانی

ارجاع به این مقاله

آمار