احسان بوستانی - پژوهشکده راکتور و ایمنی هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، تهران، ایران
محمد قنادی مراغه - پژوهشکده چرخه سوخت هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، تهران، ایران
ساره عماری اله یاری - پژوهشکده چرخه سوخت هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، تهران، ایران
امیر چرخی - پژوهشکده چرخه سوخت هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، تهران، ایران

تولید ایزوتوپ های ترانس اورانیوم مثل آمرسیم-۲۴۱ و کالیفرنیم-۲۵۲ با استفاده از سوخت های پرتودیده راکتورها یا پرتودهی اهدافی درون قلب راکتورهای تحقیقاتی انجام می شود که عمده تولید این دو رادیونوکلید در کشورهای آمریکا و روسیه انجام می شود. با توجه به کاربردهای قابل ملاحظه این عناصر در صنعت هسته ای و دیگر بخش ها استحصال آن ها از اهمیت به سزایی برخوردار است. در کار حاضر ابتدا امکان تولید این نوکلیدها با استفاده از سوخت های پرتودیده راکتور تحقیقاتی نوعی برای دو توان ۵ و ۱۰ مگاوات با استفاده از کد ORIGEN انجام شده است. در بخشی دیگر، محاسبات برای هدف اورانیوم تهی شده پرتودیده، که شامل %۷/۹۹ وزنی اورانیوم-۲۳۸ است، نیز انجام شده است. نتایج محاسبات نشان می دهد که بازده تولید رادیونوکلیدهای ترانس اورانیوم در توان ۱۰ مگاوات چندین برابر بیشتر از ۵ مگاوات است. همچنین، میزان تولید رادیونوکلیدها در پرتودهی هدف اورانیوم تهی شده حدود ۲ برابر رادیونوکلیدهایی است که به هنگام استفاده از سوخت پرتودیده راکتور تحقیقاتی ۵ مگاوات تولید می شود.

راکتور تحقیقاتی, عناصر ترانس اورانیوم, کد ORIGEN