رضا پورایمانی

انجام فرایند رادیو شیمیایی بر روی هدفهای حاوی 235Uکه در راکتورها پرتودهی شدهاند، روشی تجاری و پربازده جهت تولید رادیو ایزوتوپ 99Moهست. این هدفها در ابعاد و فرمولهای شیمیایی مختلفی با غناهای کم ( )LEUو زیاد ( )HEUمورداستفاده قرار میگیرند. در تأسیسات تولید رادیو ایزوتوپها همراه لازم است پیش از هر اقدام عملیاتی، با تخمین موجودی رادیو ایزوتوپی در هر مرحله از فرایند، مطالعات حفاظت پرتویی بر اساس شاخصههای چشمه پرتوزا انجام شود. در این مقاله موجودی رادیو ایزوتوپی هدفهای بومی مورداستفاده در تولید 99Moبا هندسهی صفحه تخت و فرمول شیمیایی ،U3O8Alxو همچنین طیف گامای گسیلی، پس از پرتودهی در راکتور تحقیقاتی تهران توسط کد ORIGEN 2.1تخمین زده شد. از این نتایج برای طراحی حفاظ تجهیزاتی که در تولید مولیببدن- 99درگیر هستند استفاده ش