رادیو ایزوتوپ‌های مولیبدن-99 و سزیم-137 ازجمله پرکاربردترین رادیو ایزوتوپ‌ها، به ترتیب در حوزه‌های پزشکی و صنعتی به شمار می‌روند. مرسوم‌ترین روش تولید این دو رادیو ایزوتوپ، روش شکافت می‌باشد که امروزه به‌صورت تجاری در دنیا از آن برای تولید بهره می‌برند. هدف اصلی این رساله، بررسی دقیق فرآیند تولید این رادیو ایزوتوپ‌ها از طریق شکافت هسته‌ای در هدف‌های قابل سوختن در راکتورهای تحقیقاتی و ارزیابی ایمنی پرتوی و بهینه‌سازی حفاظ‌های موردنیاز در تأسیسات مرتبط است. این بدان منظور است که پیش از هر اقدامی، باید شناخت دقیقی از منبع پرتوزا به دست آید تا بتوان ضمن تخمین موجودی رادیو ایزوتوپی چشمه‌ی داغ و تعیین جملات چشمه، زیرساخت‌های لازم برای استحصال رادیو شیمیایی ایمن را فراهم نمود. در این رساله، ابتدا مفاهیم پایه و روش‌های تولید رادیو ایزوتوپ‌ها شامل بمباران نوترونی، گداخت و ... با محوریت روش شکافت هسته‌ای بررسی‌شده‌اند. سپس ابزارها و نرم‌افزارهای محاسباتی موردنیاز برای تحلیل جملات چشمه و شبیه‌سازی دقیق ارائه‌شده است. در ادامه، به مدل‌سازی مواد و تجهیزات مورداستفاده برای تولید و جداسازی رادیونوکلئیدها پرداخته‌شده و روند محاسبات حفاظ سلول‌های داغ و کانتینرهای حمل ایمن بررسی‌شده است. در اینجا محاسبات ایمنی و بهینه‌سازی با استفاده از کدهای محاسباتی MCNP 6.2 و ORIGEN2.1 انجام‌شده و نتایج آن‌ها با داده‌های تجربی اعتبارسنجی شده است. طراحی و بهینه‌سازی سلول‌های داغ با لایه‌های مختلف از بتن باریت،سرب و فولاد کربنی برای اطمینان از ایمنی پرتوی در فرآیندهای صنعتی تولید مولیبدن-99 و سزیم-137 در این رساله موردبررسی قرارگرفته است و بر اساس محاسبات از پیش اعتبار سنجی شده، ضخامت دیوارهای مناسب برای سلول‌های داغ پیشنهادشده است. برای تولید 100 کوری 99Mo (6 روزه) در هر هفته، سلول داغ سه لایه می‌تواند گزینه‌ی مناسبی باشد. یک سلول سربی به ضخامت دیواره‌ی 5 سانتی‌متر برای بررسی آزمایشگاهی استحصال سزیم-137 از یک‌دهم سوخت مصرفی راکتور تحقیقاتی تهران با مصرف سوخت 4 % به‌قدر کافی ایمن است. همچنین برای حمل اهداف پرتودیده، کانتینرهای مناسب شامل لایه‌هایی از اورانیوم تهی‌شده و سرب طراحی و مورد تجزیه‌وتحلیل قرارگرفته است. به‌علاوه محاسبات مربوط به پراکندگی گازهای رادیواکتیو منتشرشده در تأسیسات تولید 99Mo توسط کد CAP88-4.1 انجام شد که نشان داد، استک با ارتفاع حدود 60 متر باعث کاهش دز تابشی به افراد در مناطق اطراف تأسیسات در امیرآباد تهران خواهد شد. درنهایت، این پژوهش به ارزیابی راکتورهای همگن آبی به‌عنوان جایگزین برای روش‌های مرسوم تولید رادیو ایزوتوپ‌ها پرداخته و مزایای این راکتورها ازجمله قیمت پایین، امنیت ذاتی ایمنی پسیو ذاتی (امنیت ذاتی) و فرآیند ساده‌تر خالص‌سازی مورد تأیید قرارگرفته است. نتایج شبیه‌سازی‌ها نشان می‌دهد که با توجه به نیاز کشور به ایزوتوپ‌های مختلف، می‌توان از این راکتورها با توان‌های مختلف برای تولید رادیو ایزوتوپ‌های کاربردی استفاده کرد. این پژوهش، با ارائه محاسبات و نتایج کاربردی، می‌تواند به بهبود ایمنی، بهره‌وری و طراحی بهینه تأسیسات تولید رادیو ایزوتوپ‌ها کمک شایانی کند.
