مدیریت پسماند‌های پرتوزای احتمالی حاصل از تولید مولیبدن-99 شکافتی از هدف اورانیومی با غنای پایین

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، صندوق پستی 11365-8486 تهران، ایران

10.22052/rsm.2024.253441.1036

چکیده

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.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Management of potential radioactive wastes from fission molybdenum-99 production from low-enriched uranium target

نویسندگان [English]

  • Nafise Salek
  • Ali Yadollahi
  • Hamid Sepehrian
  • Reza Davarkhah
  • javad Fasihi Ramandi
  • Mohsen Tabasi
Nuclear fuel cycle Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, P.O.BOX 14893-836, Tehran, Iran
چکیده [English]

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.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Molybdenum-99
  • Low-enriched uranium
  • Radiation calculations
  • Waste classification
  • Waste management
  1. E. Basmanov, W. Baehr, V. M. Efremenkov, J. Holub, P. Luycx, F. Maton, A. F. Tsarenko, H. V. Ruiz, R. Van Kleef, W.V. de Villers, P. Wong. Management of Radioactive Waste from 99Mo Production. IAEA- TECDOC-1051, Vienna, 1998.
  2. A. A. Sameh, H. J. Ache. Fission Molybdenum for Medical Use. IAEA-TECDOC-515, Vienna, 1989.
  3. C. Hutter, B. Srinivasan, M. Vicek, G. F. Vandegrift. Production of Mo-99 using low-enriched uranium silicide. No. ANL/CMT/CP--84245. Argonne National Lab. 1994.
  4. R. Münze, O. Hladik, G. Bernhard, W. Boeßert, R. Schwarzbach. Large-scale production of fission 99Mo by using fuel elements of a research reactor as starting material. Int. J. Appl. Radiat. Isot. 35 (8) (1984) 749-754.
  5. A. Mushtaq, M. Iqbal, A. Muhammad. Management of radioactive waste from molybdenum-99 production using low enriched uranium foil target and modified CINTICHEM process. J. Radioanal. Nucl. Chem. 281 (3) (2009) 379-392.
  6. L. W. Thomson. The Molybdenum-99 production facility annual safety review 2003. Rep. AECL-MISC-303-03, 2003.
  7. A. J. Bakel, G. F. Vandegrift, K. J. Quigley, S. B. Aase, M. K. Neylon, K. P. Carney, A. Travelli. ANL progress in minimizing effects of LEU conversion on calcination of fission-product 99Mo acid waste solution. No. INIS-XA-C-007, 2003.
  8. M. M. Osterhout. Decontamination and decommissioning of nuclear facilities. Springer Science & Business Media, 2012.
  9. M. Laraia. Pending issues in decommissioning of nuclear installations in developing countries. InProc. 4th US Department of Energy Int. Decommissioning Symp., Knoxville, TN, 2000.
  10. International Atomic Energy Agency. Decommissioning of Nuclear Facilities: Decontamination, Disassembly and Waste Management, Technical Reports Series (TRS), IAEA, Vienna (230) 1983.
  11. F. Helus. Radionuclides Production. Vol. 2 (Routledge Revivals). 1st ed. Boca Raton, CRC Press, 2019.
  12. International Atomic Energy Agency. Radioisotope Production and Quality Control, Technical Reports Series (TRS), IAEA, Vienna (128) (1971) 698-701.
  13. International Atomic Energy Agency. Quality Assurance for Radioactive Waste Package, Technical Reports Series (TRS) IAEA, Vienna (376) 1995.
  14. International Atomic Energy Agency. Inspection and Testing in Conditioning of Radioactive Waste. IAEA TECDOC, IAEA, Vienna (959) 1997.
  15. International Atomic Energy Agency. Characterization of Radioactive Waste Forms and Packages, Technical Reports Series (TRS), IAEA, Vienna (383) 1997.
  16. International Atomic Energy Agency. Requirements and Methods for Low and Intermediate Level Waste Package Acceptability. IAEA TECDOC, IAEA, Vienna (864) 1996.
  17. International Atomic Energy Agency. Minimization and Segregation of Radioactive Wastes. IAEA TECDOC, IAEA, Vienna (652) (1992).
  18. International Atomic Energy Agency. Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, IAEA Safety Standard, Safety Series, Vienna (6) (1990).
  19. م. طبسی، ع. بهرامی سامانی، س. د. شیروانی آرانی، م. قنادی مراغه، ا. محمدی. ارزیابی زنجیره تامین رادیونوکلید مولیبدن-99 از طریق شکافت اورانیم با غنای پایین در ایران. مجله علوم و فنون هسته‌ای 42 (3) (1400) 104-110.