مجله فناوری و انرژی هسته ای

شماره جاری

بر اساس شماره‌های نشریه

بر اساس نویسندگان

بر اساس موضوعات

نمایه نویسندگان

نمایه کلیدواژه ها

درباره نشریه

اهداف و چشم انداز

اعضای هیات تحریریه

اصول اخلاقی انتشار مقاله

بانک ها و نمایه نامه ها

پیوندهای مفید

پرسش‌های متداول

فرایند پذیرش مقالات

اطلاعات آماری نشریه

اخبار و اعلانات

امکان‌سنجی تولید رادیوایزوتوپهای مختلف با استفاده از تابش دهی هدف نمک مذاب اورانیوم توسط شتابدهنده پروتونی سیکلوترون MeV 30

,

چکیده

استفاده از نمک­های مذاب فلوراید اورانیوم-توریم در ترکیبات مختلف به طور گسترده­ای در راکتورهای نمک مذاب انجام شده است. در واقع یکی از مهمترین مزیت این نمک­های مذاب، دمای ذوب و جوش بسیار بالای آنها است. لذا استفاده از هدف­های نمک مذاب فلوراید اورانیوم می­تواند نیاز به انتقال حرارت را در سیستم­های تولید رادیوایزوتوپ توسط شتابدهنده برطرف سازد. لذا در این کار، بررسی اولیه استفاده از این نمک مذاب به عنوان ماده هدف در شتابدهنده سیکلوترون به منظور تولید رادیوایزوتوپها مختلف انجام گردید. از کد محاسباتی MCNPX و ALICE/ASH جهت محاسبات استفاده شد. نتایج حاصل از این کار نشان می­دهد. استفاده از این نمک های مذاب می تواند معضلات انتقال حرارت هدف و محدودیت اعمال جریان باریکه پروتونی بر ماده هدف را برطرف سازد. ضمن اینکه تولید و برداشت محصولات مختلف رادیوایزوتوپ را به طور همزمان فراهم می سازد. با بهینه کردن هندسه هدف می توان بهره تولید محصولات مختلف شکافت را در ماده نمک مذاب افزایش داد. همچنین استفاده از شتابدهنده می­تواند وابستگی تولید رادیوایزوتوپهای مورد استفاده پزشکی و صنعت را به راکتورهای هسته­ای کاهش دهد.

کلیدواژه‌ها

مراجع
  1. Ottewitte, E.H., 1992. Cursory First Look at the Molten Chloride Fast Reactor as an Alternative to the Conventional BATR Concept.
  2. Ignatiev, V., Merzlyakov, A., Afonichkin, V., Khokhlov, V. and Salyulev, A., 2002, October. Transport properties of molten-salt reactor fuel mixtures: the case of Na, Li, Be/F and Li, Be, Th/F salts. In Seventh Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, 14th-16th October, Jeju, Republic of Korea.
  3. Williams, D.F., Toth, L.M. and Clarno, K.T., 2006. Assessment of Candidate Molten Salt Coolants for the Advanced High Temperature Reactor (AHTR) (pp. 1-69). United States. Department of Energy.
  4. Pelowitz, D. B. 2008. MCNPX User's Manual. Vol. LA-CP-07-1473 Version 2.6.0. Los Alamos, NM: U. S. Department of Energy, Los Alamos National Laboratory.
  5. Konobeyev, A.Y., Korovin, Y.A., Lunev, V.P. and Blann, M., 2006. ALICE/ASH-Pre-compound and evaporation model code system for calculation of excitation functions, energy and angular distributions of emitted particles in nuclear reactions at intermediate energies.
  6. Mirvakili, S.M., Alizadeh, M., Vaziri, A.J., Gholamzadeh, Z. and Davari, A., 2015. Computational investigation of 99Mo production yield via proton irradiation of natU and 232Th targets. Applied Radiation and Isotopes, 101, pp.127-134.
  7. Malambu, E., 2004. Sub-critical core design of the small-scale XADS: sizing, drawings, fuel handling. Deliverable D12–revision 1 of PDS-XADS project. FIKW-CT-2001-00179, September.
  8. Ottewitte, E.H., 1992. Cursory First Look at the Molten Chloride Fast Reactor as an Alternative to the Conventional BATR Concept.
  9. Ignatiev, V., Merzlyakov, A., Afonichkin, V., Khokhlov, V. and Salyulev, A., 2002, October. Transport properties of molten-salt reactor fuel mixtures: the case of Na, Li, Be/F and Li, Be, Th/F salts. In Seventh Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, 14th-16th October, Jeju, Republic of Korea.
  10. Williams, D.F., Toth, L.M. and Clarno, K.T., 2006. Assessment of Candidate Molten Salt Coolants for the Advanced High Temperature Reactor (AHTR) (pp. 1-69). United States. Department of Energy.
  11. Pelowitz, D. B. 2008. MCNPX User's Manual. Vol. LA-CP-07-1473 Version 2.6.0. Los Alamos, NM: U. S. Department of Energy, Los Alamos National Laboratory.
  12. Konobeyev, A.Y., Korovin, Y.A., Lunev, V.P. and Blann, M., 2006. ALICE/ASH-Pre-compound and evaporation model code system for calculation of excitation functions, energy and angular distributions of emitted particles in nuclear reactions at intermediate energies.
  13. Mirvakili, S.M., Alizadeh, M., Vaziri, A.J., Gholamzadeh, Z. and Davari, A., 2015. Computational investigation of 99Mo production yield via proton irradiation of natU and 232Th targets. Applied Radiation and Isotopes, 101, pp.127-134.
  14. Malambu, E., 2004. Sub-critical core design of the small-scale XADS: sizing, drawings, fuel handling. Deliverable D12–revision 1 of PDS-XADS project. FIKW-CT-2001-00179, September.
  15. Ottewitte, E.H., 1992. Cursory First Look at the Molten Chloride Fast Reactor as an Alternative to the Conventional BATR Concept.
  16. Ignatiev, V., Merzlyakov, A., Afonichkin, V., Khokhlov, V. and Salyulev, A., 2002, October. Transport properties of molten-salt reactor fuel mixtures: the case of Na, Li, Be/F and Li, Be, Th/F salts. In Seventh Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, 14th-16th October, Jeju, Republic of Korea.
  17. Williams, D.F., Toth, L.M. and Clarno, K.T., 2006. Assessment of Candidate Molten Salt Coolants for the Advanced High Temperature Reactor (AHTR) (pp. 1-69). United States. Department of Energy.
  18. Pelowitz, D. B. 2008. MCNPX User's Manual. Vol. LA-CP-07-1473 Version 2.6.0. Los Alamos, NM: U. S. Department of Energy, Los Alamos National Laboratory.
  19. Konobeyev, A.Y., Korovin, Y.A., Lunev, V.P. and Blann, M., 2006. ALICE/ASH-Pre-compound and evaporation model code system for calculation of excitation functions, energy and angular distributions of emitted particles in nuclear reactions at intermediate energies.
  20. Mirvakili, S.M., Alizadeh, M., Vaziri, A.J., Gholamzadeh, Z. and Davari, A., 2015. Computational investigation of 99Mo production yield via proton irradiation of natU and 232Th targets. Applied Radiation and Isotopes, 101, pp.127-134.
  21. Malambu, E., 2004. Sub-critical core design of the small-scale XADS: sizing, drawings, fuel handling. Deliverable D12–revision 1 of PDS-XADS project. FIKW-CT-2001-00179, September.
  22. Ottewitte, E.H., 1992. Cursory First Look at the Molten Chloride Fast Reactor as an Alternative to the Conventional BATR Concept.
  23. Ignatiev, V., Merzlyakov, A., Afonichkin, V., Khokhlov, V. and Salyulev, A., 2002, October. Transport properties of molten-salt reactor fuel mixtures: the case of Na, Li, Be/F and Li, Be, Th/F salts. In Seventh Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, 14th-16th October, Jeju, Republic of Korea.
  24. Williams, D.F., Toth, L.M. and Clarno, K.T., 2006. Assessment of Candidate Molten Salt Coolants for the Advanced High Temperature Reactor (AHTR) (pp. 1-69). United States. Department of Energy.
  25. Pelowitz, D. B. 2008. MCNPX User's Manual. Vol. LA-CP-07-1473 Version 2.6.0. Los Alamos, NM: U. S. Department of Energy, Los Alamos National Laboratory.
  26. Konobeyev, A.Y., Korovin, Y.A., Lunev, V.P. and Blann, M., 2006. ALICE/ASH-Pre-compound and evaporation model code system for calculation of excitation functions, energy and angular distributions of emitted particles in nuclear reactions at intermediate energies.
  27. Mirvakili, S.M., Alizadeh, M., Vaziri, A.J., Gholamzadeh, Z. and Davari, A., 2015. Computational investigation of 99Mo production yield via proton irradiation of natU and 232Th targets. Applied Radiation and Isotopes, 101, pp.127-134.
  28. Malambu, E., 2004. Sub-critical core design of the small-scale XADS: sizing, drawings, fuel handling. Deliverable D12–revision 1 of PDS-XADS project. FIKW-CT-2001-00179, September.
مجله فناوری و انرژی هسته ای
دوره 1، شماره 1 - شماره پیاپی 1
خرداد 1401
صفحه 36-48
فایل ها
هم رسانی
ارجاع به این مقاله
آمار