نوع مقاله : مقاله پژوهشی
نویسندگان
1 پژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران- ایران
2 شرکت پارس ایزوتوپ، صندوق پستی: 1439955416، تهران- ایران
چکیده
صفحه‌ی مینیاتوری LEU پرتودهی شده در رآکتور تحقیقاتی تهران که برای تولید رادیوایزوتوپ مولیبدن-99 استفاده می‌شود، منبع پرتوزایی متشکل از رادیوایزوتوپ‌های مختلف است. محاسبه و تخمین آهنگ دز تابش‌های گامای گسیلی از این منبع، به منظور مقایسه با مقادیر آهنگ دز مجاز توصیه شده برای حمل‌ونقل مواد پرتوزا و حفاظت پرتویی کارکنان حین انجام تست‌های آزمایشگاهی داغ، پیش از هر اقدام عملی، امری ضروری است. در این مقاله، اعتبار یک روش پیشنهادی جهت تخمین آهنگ دز تابش‌های گامای گسیلی از هدف داغ، ضمن مقایسه با اندازه‌گیری‌های تجربی، مورد بررسی قرار گرفت. در روش پیشنهادی از کد مونت‌کارلو MCNPX و الگوریتم چند گامی نوشته شده در کد MATLAB استفاده شد. نتایج نشان داد که برای اهداف داغ، آهنگ دز محاسباتی به روش پیشنهادی همواره کمتر از آهنگ دزهای اندازه‌گیری شده است. از این‌رو، بر اساس یک نگرش محافظه‌کارانه، بهتر است جهت تخمین ضخامت مناسب حفاظ، مقادیر آهنگ دز محاسبه شده را در عدد 2 ضرب نمود و سپس با حدود مجاز مقایسه کرد.
کلیدواژه‌ها
عنوان مقاله [English]
Dose rate estimation of gamma-rays emitted from a LEU miniature plate
نویسندگان [English]
- S.M. Miremad 1
- A.B. Samani 1
- S.S. Sayyahi 2
1 Nuclear Fuel Cycle Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, AEOI, P.O.Box: 11365-3486, Tehran - Iran
2 Pars Isotope Company, P.O.Box: 1439955416, Tehran-Iran
چکیده [English]
The LEU miniature plate irradiated in the Tehran Research Reactor, which produces the radioisotope molybdenum-99, is a radioactive source consisting of various radioisotopes. Before any practical application, it is necessary that the dose rate of gamma rays emitted from this source be calculated. This was done for comparison with the recommended dose rates for radioactive materials transport and radiation protection of employees during hot tests. In this paper, the validity of a proposed method for calculating the dose rate of gamma rays emitted from hot targets was investigated, experimentally. The Monte Carlo code MCNPX and multi-step algorithm written in MATLAB were used in the proposed method. The results showed that the calculated dose rate was always lower than the measured dose rate. Therefore, based on a conservative view, it is better to multiply the calculated dose rate values by 2 and then compare them with the allowable limits. This will enable you to determine the appropriate shield thickness.
کلیدواژه‌ها [English]
- Dosimetry
- LEU target
- Transportation container
- Shielding
- MCNPX
- IAEA, Non-HEU Production Technologies for Molybdenum-99 and Technetium-99m, Technical Report No. NF-T-5.4, Vienna, (2013).
- E. National Academies of Sciences and Medicine, Opportunities and Approaches for Supplying Molybdenum-99 and Associated Medical Isotopes to Global Markets: Proceedings of a Symposium, Washington, DC: The National Academies Press (in English), 86 (2018).
- S.E. Hosseini, et al, Evaluation of promethium-147 production as a by-product of the fission molybdenum-99 process in Tehran research reactor, Radiochimica Acta, 109(4), 295-300 (2021).
- S.K. Lee, et al, Development of fission 99Mo production process using HANARO, Nuclear Engineering and Technology, 52(7), 1517-1523 (2020).
- M.E. de Melo Rego, et al, Study on Shielding Requirements for Radioactive Waste Transportation in a Mo-99 Production Plant–13382, WM2013 Conference, (Phoenix, Arizona USA, 2013), 1-7 (2013).
- R.G. Abrefah, P.A.A. Essel, H.C. Odoi, Estimation of the dose rate of nuclear fuel of Ghana Research Reactor-1 (GHARR-1) using ORIGEN-S and MCNP 6, Progress in Nuclear Energy, 105, 309-317 (2018).
- Z. Gholamzadeh, M. Gholshanian, S.M. Mirvakili, ThO2 spent fuel assembly’s gamma dose rate dependency to burnup and cooling time, Radiation Physics and Engineering, 1(3), 43-48 (2020).
- D.B. Pelowitz, et al., MCNPX 2.7.E Extensions, (2011).
- Nuclear Energy Agency, JANIS 4.1, https://www.oecd-nea.org/jcms/pl_39910/janis.
- American National Standards Institute, ANSI/ANS-6.1.1.https://www.webstore.ansi.org/Standards/ANSI/ANSIANS2020.
- IAEA, Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material 2018 Edition Specific Safety Requirements, No. SSR-6(Rev. 1), (2018).
- N. Kržanović, et al, Development and testing of a low cost radiation protection instrument based on an energy compensated Geiger-Müller tube, Radiation Physics and Chemistry, 164, 108358 (2019).
- E. Abedi, et al, Neutronic and thermal-hydraulic analysis of fission molybdenum-99 production at Tehran Research Reactor using LEU plate targets, Applied Radiation and Isotopes, 118, 160-166 (2016).
- H. Al Kanti, et al, Conversion coefficients calculation of mono-energetic photons from air-kerma using Monte Carlo and analytical methods, Journal of King Saud University-Science, 32(1), 288-293 (2020).
- R. Casanovas, E. Prieto, M. Salvadó, Calculation of the ambient dose equivalent H*(10) from gamma-ray spectra obtained with scintillation detectors, Applied Radiation and Isotopes, 118, 154-159 (2016).
)