تولید رادیو ایزوتوپهای 153smو 177lu از طریق فعالسازی نوترونی داخل یک راکتور هسته ای به عنوان یک روش مناسب در مراجع مورد بررسی قرار گرفته است که البته در اکثر موارد شار نوترون حرارتی بالا در دسترس بوده است، لذا تحلیل نوترونیک قلب راکتور، بویژه اطلاعات دقیق شار و طیف نوترون حرارتی محلهای تابش دهی نمونه های تولیدی، پارامتر بسیار موثری در این تحقیق می باشد، دراین خصوص در این مطالعه سعی شده است با به کارگیری صحیح ابزار محاسباتی، قلب راکتور تحقیقاتی تهران بوسیله کد مونته کارلو mcnp مدلسازی گردد، مقدار چشمداشتی شار نوترونهای حرارتی و بعضاً فوق حرارتی و سریع در محیط قلب و در ستونهای پرتودهی محاسبه و تحقیقاتی نیز در زمینه طیف شکافت بدین وسیله انجام گرفت، توزیع محوری و شعاعی شارحرارتی درکانالهای پرتودهی بوسیله کد بررسی گردید. برای اطمینان از صحت شبیه سازی و نتایج حاصل از محاسبات، مونیتورینگ شار نوترون در دو کانال پرتودهی b3 وe3 به روش فعالسازی پولک طلا و سیم مسی (analysis activation) و شمارش توسط آشکارساز سنتیلاتور nai و hpge موجود در سازمان انرژی اتمی انجام گرفت. برای هر واکنش با استفاده از نمودار سطح مقطع آن در انرژیهای مختلف نوترونها، حاصل از فایل کتابخانه ایendf/b وهمچنین طیف نوترونی درکانالهای پرتودهی مختلف قلب، انرژی نوترونهای حرارتی بهینه شناسایی و سطح مقطع موثر فعالسازی واکنش تولید محاسبه گردید، سپس از آنجایی که معیار اصلی در تولید رادیو نوکلئیدها تابشی موثر بر میزان مناسبی از ماده هدف و تحت زمان مناسب بمباران نوترونی بر مبنای استقرار در جایگاه مناسب می باشد، آزمایشاتی بر پایه محاسبات اولیه و آنچه در technical documentهای آژانس پیشنهاد شده طراحی گردید. نمونه هایی تهیه و پس از انجام فرایندهای آماده سازی، تحت شرایط مختلفی درآرایشهای متفاوت قلب پرتودهی گردید، پس از ترخیص این نمونه ها و انجام فرایند شیمیایی استخراج، فعالیت ویژه نهایی محصولات توسط یک دز کالیبراتور استاندارد(isomed 1010) اندازه گیری شد. این آزمایشات منجر به مقایسه نتایج حاصل از محاسبات با اندازه گیریها ضمن شناخت بیشتر موقعیتهای مختلف پرتودهی و ویژگیهای رادیوایزوتوپ موردنظر و تمهیدات لازم در این راستا بویژه در مورد ایزوتوپ خاص" لوتشیم " گردید. از آنجائیکه شار حرارتی نوترون دارای اهمیتی ویژه در تولید رادیو ایزوتوپ در راکتور medium flux تهران می باشد، در این پروژه مطالعاتی در زمینه تاثیر میله های کنترل بر توزیع شار نوترونی در محل نمونه گذاری و نیز سایه اندازی نمونه های مجاور نمونه اصلی و نیز تاثیر تغییر محیط بازتابندگی کپسول نمونه گذاری به منظور افزایش نوترونهای حرارتی جذب شده در نمونه انجام پذیرفت، با توجه به ویژگیهای عنصر هدف لوتشیم و اهمیت مطالعه زمان پرتودهی جهت بهینه سازی، burn-up نمونه هدف طی مدتهای مختلف پرتودهی بررسی گردید و در این راستا اصلاحاتی درروابط معادله فعالسازی برای دقیق ترکردن محاسبات تولید لوتشیم پیشنهاد گردید. سپس با توجه به نتایج غیرمنطقی فعالیت حاصل از محاسبات و آزمایشات تولید لوتشیم و عدم تطابق غیر منطقی آن دو، پس از مطالعات icrp، در خصوص ویژگیهای این عنصر، بر پایه قراردادهای h?gdhal وwest cott فاکتور gw برای ایزوتوپ لوتشیم با استفاده از نمودار سطح مقطع و ? بدست آمده برای راکتور تهران، محاسبه و ضریبی جهت تصحیح روابط مربوط به محاسبه بهره تولید ایزوتوپ لوتشیم در راکتور تحقیقاتی تهران بدست آمد(q). در ادامه طرح پس از بررسیهای ذکر شده و تعریف ضریب تصحیح kf برای دستیابی به هدف اصلی این پروژه که بعد از امکان سنجی میزان فعالیتmci 3000-2000 ساماریم -153 و فعالیت ویژهci/mg 6000 و ci/mg10000 لوتشیم -177 توسط پرتودهی هدف در راکتور تحقیقاتی تهران، بدست آوردن میزان فعالیت مورد نظر، با بهینه جرم و زمان پرتودهی و حداکثر استفاده از شار موجود در راکتور تهران می باشد، سعی شد راهکارهای عملی مرتبط با موقعیت مناسب پرتودهی و وزن و زمان پرتودهی بهینه بر اساس محاسبات فعالیت اشباع ارائه گردد، برای آزمودن شرایط پیشنهاد شده نمونه هایی تحت پرتودهی قرار گرفت و خلوص رادیونوکلئیدی محصول توسط اسپکترومتری گاما با آنالیزورهای متصل به دتکتورهای hpge با توان تفکیک بالا تعیین گردید.

پرتوکاران راکتور به دلیل شرایط کاری حاکم بر آن ها ناگزیر از دریافت مقداری دز در محیط کاری خود می باشند. در نتیجه، مطلوب آن است که بر پایه اصل پرتوگیری " هر چه کمتر موجه شدنی" (alara) دز دریافتی این افراد به حداقل مقدار خود برسد. از آن جایی که در گزارشات 60 icrp و 103 icrp حد آستانه مجاز دز دریافتی برای کارکنان 20 تعیین شده است، باید شرایط موجود به صورتی فراهم گردد که میزان دز دریافتی پایین تر از حد مجاز باشد. دزسنجی کارکنان راکتور تحقیقاتی تهران از زمان تاسیس این مجموعه تا کنون با استفاده از روش های گوناگونی انجام شده است. اهدافی که در این پژوهش دنبال شده و این کار را نسبت به تحقیقات پیشین متمایز ساخته است، شامل دزسنجی برخی از اندام های حیاتی و پرخطر به صورت جداگانه و دزسنجی در نواحی غیر مجاز می باشد. به منظور دست یابی به این اهداف دو روش شبیه سازی تجربی و شبیه سازی محاسباتی به کارگرفته شده است. شبیه سازی تجربی توسط فانتوم راندو و دزسنج های tld-100h و شبیه سازی محاسباتی با استفاده از کد محاسباتی که بر پایه روش مونت کارلو می باشد، انجام پذیرفته است. در شبیه سازی تجربی 52 عدد قرص tld-100h درجه بندی شده، در جایگاه های آناتومی اندام های حساس به پرتو فانتوم راندو مرد نظیر چشم، تیروئید، گناد ها و...و همچنین بر روی سینه چپ، محل نصب دزیمتری جیبی، به منظور سنجش دز تمام بدن قرار داده شدند. سپس فانتوم به مدت 8 ساعت کاری در سه ناحیه (اتاق کنترل، نزدیک به محل ترخیص نمونه و مجاور استخر راکتور) در محیط اطراف استخر راکتور قرار داده شد و در پایان میزان دز دریافتی با توجه به اطلاعات حاصل از خواندن tld ها محاسبه گردید. در شبیه سازی محاسباتی، پس از شبیه سازی قلب راکتور تهران به عنوان چشمه ساطع کننده پرتو، طراحی استخر و فانتوم توسط کد mcnp، میزان دز دریافتی اندام های مورد نظر نسبت به تمام بدن محاسبه گردید. در انجام شبیه سازی به علت حجم زیاد آب در اطراف و بالای قلب راکتور و همچنین حضور دیوار های بتونی اطراف قلب و استخر راکتور، ترابرد ذرات به صورت مستقیم (آنالوگ) امکان پذیر نبوده و محاسبه میزان دز دریافتی با اعمال روش های کاهش واریانس میسر گردید. دز دریافتی موثر با اعمال ضرایب وزنی بافت ها موجود در گزارشات 60 icrp و 103 icrp محاسبه و برای اندام های مختلف با یکدیگر و همچنین با تمام بدن مقایسه شده است. نتایج حاصل از این پژوهش بیانگر این موضوع می باشند که میزان دز دریافتی پرتوکاران راکتور تحقیقاتی تهران در شرایط کار عادی از حدود مجاز تعیین شده کمتر می باشد.

چکیده ندارد.