مباني راكتورهاي هسته اي

مباني راكتورهاي هسته اي

 

از دوم دسامبر 1942، هنگامي كه اولين راكتور هسته­اي ساخت بشر يك واكنش زنجيره­اي خود نگهدار را توليد نمود، تا کنون چند صد نوع راكتور ساخته شده اند. عليرغم اختلافات ممكن در طراحي، تعدادي ويژگي عمومي وجود دارند كه در كليه راكتورها مشترك است. مركز هر راكتور يك قلب فعال است كه واكنش زنجيره شكافت در آن پايدار مي گردد. قلب فعال داراي(1) سوخت شكافت پذير كه در حین شكافت منبع اصلي تولید نوترونها است، (2) ماده كند كننده در صورتيكه نياز به كند نمودن نوترونها باشد (3) خنك كننده در صورتيكه گرماي توليد شده بوسيله شكافت نياز به خروج  از قلب داشته باشد و (4) ماده ساختماني كه نگهدارنده تماميت فيزيكي قلب است. معمولاً محاط بر قلب فعال یک بازتابنده وجود دارد كه هدف از آن برگشت نوترونهای پراکنده شده به طرف قلب بوده و يا ناحيه پوشش بارور مي باشد كه نوترونهاي نشت يافته از قلب براي توليد ايزوتوپهاي مفيد همچون ⁶⁰Co يا ²³⁹Pu را  گیر می اندازد. قلب راكتور و بازتابنده يا پوشش بارور بنوبه خود جهت به حداقل رساندن پرتوگيری افراد و تجهيزات نزديك راكتور بوسيله يك حفاظ احاطه مي­گردد. در نهايت، كليه راكتورها بايد بطريقي داراي كنترل باشند تا واكنش زنجيره­اي شروع شده تا حد مورد نياز حفظ شده و با امنيت خاموش شود.

تقسيم بندي راكتورها مطابق انرژي نوترونها كه موجب حداکثر شكافتها مي­شوند انجام مي پذيرد. در يک راکتور سريع، نوترونهای شکافت سريع قبل از جذب بوسيله سوخت به منظور توليد نسل جديدی از نوترونهای شکافت به اندازه زيادی کند نمی شوند. بر عکس، در يك راكتور حرارتی تقريباً كليه شكافتها بوسيله نوترونهائي انجام مي شود كه كند شده و با سرعتهاي قابل مقايسه با سرعت اتمهاي موجود در ماده قلب حركت مي كنند، يعني نوترونها در تعادل گرمائي با ماده محيط هستند.

در اين فصل، مباني اصل راكتورهاي هسته اي و واكنش هاي زنجيره اي شكافت مورد بحث قرار مي گيرند. در ابتدا، جمعيت نوتروني حالت پايا در قلب يك راكتور را ملاحظه نموده، و روشهايي براي كمي سازي شرايط لازم براي يك واكنش زنجيره­اي خود نگهدار با جمعيت ثابت نوتروني و رهائي قدرت شكافت را پي جوئي مي كنيم. بويژه، روي راكتورهاي حرارتی تمرکز می کنيم، اگر چه مباني براي راكتورهاي سريع نيز كاملاً يكسان است. در انتهاي اين فصل، ديناميك راكتورها را با افزايش يا كاهش قدرت در پاسخ به تغييرات فيزيكي در راكتور در نتيجه تغييرات اعمال شده خارجي يا از اثرات بازخور مورد بررسي قرار مي دهيم.

 

 کند شدن نوترون

در يك راكتور حرارتی نوترونهای سريع شكافت انرژي جنبشي خود را در ابتدا از طريق پراكندگي الاستيك از هسته­هاي با اعداد جرمي كوچك كند كننده از دست مي دهند. در بحث هاي ابتدائي سينماتيك پراكندگي کشسان نوترون از يك هسته ثابت[1]، ملاحظه نموديم كه انرژي نوترون پراكندگي بينE_max=E وE_min=α E است كه در آن E انرژي نوترون فرودي وα≡ (A-1)²/(A+1)²  است. تعداد پراكندگي ها، بطور ميانگين، مورد نياز براي اين نوتروني با انرژي اوليه E₁ به انرژي پائين تر E₂ برسد از معادله (6-30) داده مي شود. خلاصه اي از اين خواص مهم براي چندين كند كننده در جدول6-1 داده شده است. از مقادير جدول 6-1 مشاهده مي گردد كه هسته هاي پراكندگي با اعداد كوچك A موجب از دست رفتن انرژي ميانگين بزرگتري شده و لذا نوترونهاي سريع را با چند پراكنده كننده بمراتب بهتر از هسته هاي اعداد جرمي بالا كند مي نمايند. علاوه بر آن براي داشتن يك عدد جرمي كوچك، يك كند كننده خوب بايد داراي سطح مقطع بزرگ پراكندگي E_s (براي تأمين پراكندگي) و سطح مقطع كوچك جذبي ∑_α  (براي اجتناب از دست رفتن نوترون قبل از ايجاد شكافت) باشد. و بخش اعظمي از ماده قلب راكتورهاي حرارتی، را كند كننده ای مانند آب سبك يا سنگين، گرافيت يا بريليم تشكيل مي دهد. علاوه بر آن بعنوان يك كند كننده، آب سبك در يك راكتور قدرت مي تواند عامل خنك كننده باشد و بهمين دليل تعجب آور نيست كه راكتورهاي آب سبك (LWR) نوع غالب راکتورهاي قدرت در حال كار در جهان هستند.

 

خواص نوترون حرارتی در سوختها

در راكتورهاي حرارتی تنها ايزوتوپهای شكافت پذير همچون ²³³U، ²³⁵U، ²³⁹Pu مورد استفاده قرار مي گيرند. تا كنون سوختهاي هسته اي بكار رفته غالباً دي اكسيد اورانيوم، با اورانيوم غني شده در ²³⁵U از مقدار طبيعي 720/0% تا چند درصد بوده است. تنها برخی راکتورهای آب – سنگین و کند کننده – گرافیت می تواند از اورانیوم طبیعی استفاده کند. اغلب راکتورها از اورانیوم غنی شده، معمولاً 2 تا 3 درصد، در u²³⁵ استفاده می کنند. نوكليد شكافت پذير ²³⁹Pu در طي عمليات يك راكتور هسته اي قدرت كه سوخت آن حاوي ²³⁸U است (بخش 6-5-3 را ملاحظه كنيد) توليد شده  و در انتهاي عمر سوخت (معمولاً سه سال) تقريباً نصف قدرت بوسيله شكافت ²³⁹Pu حاصل مي گردد. بعضي از راكتورهاي قدرت ²³⁹Pu با اورانيوم غني شده به شكل سوخت "اكسيد مخلوط" مخلوط مي گردد. بعضي از خواص مهم سوختهاي هسته اي در جدول 10-1 داده شده اند. داده ها راهنمائي براي يافته هاي زير هستند.

1- ²³³U داراي بزرگترين مقدار η ، تعداد نوترونهاي شكافت توليد شده بازای جذب یک نوترون حرارتی، بوده و لذا بهترين چشم انداز براي يك راكتور زاينده حرارتی با توليد سوخت شكافت پذير با جذب نوترون از آنچه كه در واكنش زنجيره اي مصرف مي شود، است. در يك راكتور زاينده يك η معادل حداقل 2، مورد نياز است چرا كه يك نوترون براي پايدار نمودن زنجيره واكنش و يك نوترون با جذب در ماده بارور جهت زايش يك اتم سوخت شكافت پذير جديد لازم است. مواد بارور موادي هستند همانند ²³²Th و ²³⁸U كه در هنگام جذب نوترون حرارتی ممكن است توليد مواد شكافت پذير کنند (بخش 6-5-3 را ملاحظه كنيد).

2- اگر چه ايزوتوپهاي پلوتونيوم توليد تقريباً 3 نوترون شكافت بر هر شكافت حرارتی مي كنند. بدليل سطح مقطع هاي بالاي جذب تابشي) (n, gآنها نشان داده شده بوسيله نسبت كم و بيش بالاي (s_g/s_ƒ) منجر به مقادير پائين η مي گردد. با وجود اين براي شكافت هاي حاصل بوسيله نوترونها با انرژيهاي بالاتر از چند صد η،KeV براي هر دو ²³⁹Pu و ²⁴¹Pu بزرگتر از 3 مي­باشد. لذا در راكتورهاي سريع كه در آنها پلوتونيوم به عنوان سوخت مورد استفاده قرار مي گيرد بعنوان راكتورهاي زاينده قابل توجه هستند.

3- ايزوتوپهاي بارور ²³²Thو ²³⁸U داراي سطح مقطع جذب حدود 1 درصد يا كمتر، از آنهائي هستند كه به ايزوتوپهاي شكافت پذير ²³³U و ²³⁹Puتبديل مي شوند.

4- ايزوتوپ بارور ²⁴⁰Pu داراي سطح مقطع بالاي گیراندازی براي توليد ايزوتوپ شكافت پذير ²⁴¹Pu است.

5-  اگر چه در اين جدول نشان داده نشده، سطح مقطع هاي شكافت و جذب براي واكنش هاي نوترونهاي شكافت با انرژي بالا با ايزوتوپهاي شكاف پذير چند صد برابر كمتر از واكنش هاي با نوترونهاي حرارتي است

---

[1] - حركت حرارتی هسته در مقايسه با سرعت نوترونهاي سريع قابل صرف نظر است.

 

چرخه عمر نوترون در يك راكتور حرارتی

در يك راكتور حرارتی، بعضي از نوترونهاي سريع (~2MeV) توليد شده از شكافت، تا انرژيهاي حرارتی (eV025/0~) کند شده، بوسيله سوخت جذب شده و موجب مي گردد تا سوخت شكافته شود، و لذا توليد نسل دومي از نوترونهاي سريع پديد مي­آيد. باقيمانده نوترونهاي سريع كه منجر به شكافت نمي گردد سرنوشتهاي گوناگوني را متحمل مي شوند.

چرخه عمر يك نسل از نوترونها را كه در يك راكتور حرارتی توليد مي شوند ذيلاً در نظر بگيريد. در اينجا n نوترون سريع در قلب توليد مي گردد. اين نوترونها سريع مي توانند موجب چند پديده شكافت سريع شوند (لذا تعداد نوترونهاي نسل دوم بوجود مي آيند)، كه از قلب نشت پيدا كرده، يا مي توانند در هنگام كند شدن به انرژيهاي حرارتی، جذب شوند آن نوترونهائي كه به انرژيهاي حرارتی مي رسند در كل قلب پخش مي شوند بعضي از اين نوترونهاي حرارتی ممكن است بوسيله نشت از قلب يا جذب بوسيله مواد غير سوخت از دست بروند. با وجود اين بسياري از نوترونهاي حرارتی در سوخت جذب مي شوند، ولی تنها کسری از اين جذبها موجب شكافت شده و n نوترون نسل دوم بر شكافت رها   مي گردد. لذا در انتهاي چرخه نسل جديدي از n´ نوترون سريع وجود دارد که مجدداً چرخه را شروع می کنند. آشکارا برای جمعيت نوترون جهت نامگذاری مجدد چرخه ثابت پس از چرخه n´ بايد برابر n گردد ، يعني واكنش زنجيره خود نگهدار خواهد بود.

 

کاربرد برخی رادیوایزوتوپها

کاربرد برخی رادیوایزوتوپها2

H-3

تريتيوم به روش های اقتصادی با واکنش هسته ای  توليد مي شود.  حاصل از این واکنش به صورت تجارتی به شکل گاز تريتيوم و  در دسترس است.  در حین آماده سازی و ذخيره بايد تمهيدات خاصی برای جلوگيری از رسيدن رطوبت هوا به محصول و رقيق شدن با هيدروژن غير اکتيو انديشيده شود.

ماکزیمم اکتيويته ويژه قابل دستيابی از نظر تئوری معادل  و مربوط به تريتيوم بدون  حامل است که معادل می باشد که  آبی است که حاوی هیدروژن به شکل   می باشد.

غلظت در تحقيقات زيست محيطی با واحد (نرخ تريتيوم)  استفاده مي شود.  وقتی به ازای  اتم هيدورژن، 1 تريتيوم وجود داشته باشد، غلظت تريتيوم  است. ) (رديابی تريتيوم با استفاده از روش انجام مي شود

اين روش  شامل برقراری ارتباط ميان ماده ای که تريتيوم داده می شود و گاز پرفشار تريتيوم در يک سيستم بسته است.  تبـادل يونی موجب تغيير ترکيبات نشاندار مي شود.  نشاندار کردن ويژه با فرآيندهای تبادل کاتاليست  با روشهای اصلاح شده مناسب مورد استفاده در تجزيه يا تجزيه بيولوژيکی نيز قابل انجام است.

در مطالعه رديابی تريتيوم بايد به اين نکته توجه شود که اين ايزوتوپ موجب بزرگترین اثر ايزوتوپی شده و اين امکان بايد هنگام تفسير نتايج، مد نظر قرار گيرد.

آشکارسازی پرتوهای بسيار نرم  بسيار مشکل است اما کارهای متداول دقيق مناسب با استفاده از تکنيکهای سوسوزن مايع قابل انجام است.  اکتيويته با استفاده از آماده سازی مناسب نمونه ها و نيز آشکارسازی در محل قابل انجام است.

 ⁶⁷Cu

⁶⁷Cu تنها رادیوایزوتوپ مس است که دارای نیمه عمر متجاوز از چندین ساعت است. ( محصول تقریبا بدون حامل از واکنش  بدست می آيد.  تنها با خنک کردن محصولات، از واکنش رقابتی قابل استخراج است.  اکتیویته قابل حصول محدود بوده و  خالص بسیار گران است.

دارای مزیت نیمه عمر بیشتر نسبت به  است.

 

⁸²Br

این ایزوتوپ دارای نیمه عمر یک روز و نیم است و گامای با شدت بالای قابل توجهی
]   [ ساطع می کند.  لذا در تحقیقاتی که جذب پرتو مورد انتظار است استفاده می شود. آماده سازی متداول، محلول
    است که در واکنش( (n,ɣ با اکتیویته بالا تولید می شود اما برخی کاتالوگها ترکیبات آلی نشاندار شده با ⁸²Br را پیشنهاد می کنند.

 

 

⁸⁵Kr

کریپتون راديو اکتيو بعد از  به طور گسترده ای بعنوان ردياب گازی خنثی مورد استفاده است.  با این وجود بعلت نیمه عمر نسبتاً بلند بهترین گزینه برای مطالعات مکانیک سیالات محسوب نمی شود.  این رادیوایزوتوپ از فرآیند مستقیم (n,ɣ) قابل تولید است.  چشمه های تابش سیلد شده حاوی  بدلیل پرتوی بتا با انرژی   که به سختی فوتون دیگری همراه آن دیده می شود اهمیت زیادی پیدا کرده است .  بطور خاص بعنوان جانشین چشمه پرتودهی استفاده شود،  زيرا اثرات خودجذبی آن قابل چشم پوشی است.  ترکیبات ملکولی نوع " اندرون گیر"  (cluthrate) در دو دهه اخیر مورد استفاده فراوانیقرار گرفته اند. گازهای نجیب می توانند بعنوان ظرفیت در ترکیبات آلی حاوی حلقه های آروماتیک بکار روند.  روش مشهور به krypton مربوط به همین موضوع است. آزاد سازی کریپتون رادیواکتیو که در ترکیبات گوناگون و آلیاژها وجود دارد تابعـی از شرایط تجربـی (به ويژه دما) است و این قانـون در تحقیقات متعدد می تواند مفید باشد (اندازه گیری دما- تست  فرسایش - رادیوآنالیز و...).

 

⁸⁶Rb

 ⁸⁶Rb  بعنوان ردياب در زمینه های گوناگون کاربرد دارد،  زیرا  گاماهای قابل آشکارسازی ساطع می کند و نیز دارای نیمه عمر مطلوبی است .  در بسیاری شرایط از این رادیوایزوتوپ به جای  و  استفاده می شود که علت آن نیز نیمه عمرمناسب آن و خواص شیمیایی مشابه با رادیوایزوتوپهای نام برده است.  همچنین این رادیو ایزوتوپ به صورت ارزان تر با میزان اکتیویته ویژه بالاتر با واکنش(n,ɣ)  قابل تولید است.

 

⁸⁵Sr

در برخی شرایط خاص، بر اساس دلائل شیمیایی یا سایر دیدگاهها، تصمیم مبنی بر استفاده از استروسینوم بعنوان ردیاب مناسب است،  گامای ساطع شده از  با نیمه عمر متوسط به جای  مناسب تر است،  زیرا اکتیویته کمتر آن برای شمارش توسط شمارنده سوسوزن مناسب تر است و خطر پرتو آن نیز بعلت نیمه عمر کوتاهترکمتر است.   بطور کلی با واکنش (n,ɣ) و با استفاده از هدف غنی شده  تولید می شود.

استفاده از هدف غنی شده بـرای کاهـش اکتیویتـه حاصـل از  تشکیل شده در واکنش های رقابتی ضروری است ولی ماده خام گران باعث افزایش هزینـه محصول می شود.

پرتو گامای تک انرژی به راحتی قابل آشکارسازی است و به این ترتیب، زمینه کاربرد این رادیوایزوتوپ با وجود هزینه تولید بالا رو به گسترش است.

 

⁹⁰Sr

این ایزوتوپ دارای نیمه عمر بالای قابل توجهی است و لذا برای استفاده به عنوان چشمه های سیلـد شده مناسب است.  از محصولات شکافت است و جداسازی آن کار نسبتاً ساده ای است و هزینه ایزوتوپ بدون حامل آن نیز نسبتاً کم است.

محصول واپاشی آن⁹⁰Y با نیمه عمر 64 ساعت است لذا در تعیین اکتیویته   ذرات پرانرژی  از محصولات واپاشی اندازه گیری می شوند.

در طراحی چشمه های پرتوزای سیلد شده، توجه خاص باید روی بسته بندی آن صورت گیرد زیرا در دسته بسیار خطرناک  قراردارد.  معمولاً در شیشه یا لعاب با درجه گداخت بالا قرار داده می شود وقتی که ماده ی ذوب شده تا دمای بالاتر از گداخت گرم شد، یونهای استرونسیوم در میان کاتیون های دو ارزشی شیشه وارد می شوند(  را ببینید).

 

⁹⁰Y

استفاده از این ایزوتوپ در چشمه های سیلد شده است که موجب بهره بالای یونیزاسیون می شود.  به همین منظور با وجود آنکه همراه مادر خود،  استفاده می شود که اگر این امر محقق شود نیمه عمرظاهری آن معادل مادر خود است.

انرژی مربوط به ذرات کاربری این ایزوتوپ را در اندازه گیری ضخامت های متوسط ممکن می سازد.

    تنها ذرات ساطع می کند که در میان سایر ساطع کنندگان بتا دارای بیشترین انرژی است (  ) درهنگام جداسازی از  ، ایزوتوپ  می تواند بصورت بدون حامل نیز تهیه شود ولی اکتیویته ویژه محصول واکنش (n,ɣ)  از          100 بیشتر است.

 

⁹⁹TC^m

این ایزوتوپ دارای نیمه عمر 05/6 ساعت است و گامای با انرژی  ساطع می کند.  در روش های تشخیص انسانی کاربرد دارد.

در زمینه مطالعات و تحقیقات ردیابی صنعتی که نیاز به ایزوتوپ گسیلنده گامای نرم با نیمه عمر کوتاه است و تابش های جزئی مطلوب نیستند،   می تواند دارای اهمیت باشد.  بعلت نیمه عمر کوتاه تکنسیوم، این ایزوتوپ در محل کاربرد از مولد ایزوتوپ  بدست می آید.  این روش شامل رقت های انتخابی از ستون کروماتوگرافی شامل با اسید رقیق شده است.

روش کاری بر اساس واکنش (n,ɣ)  و ساطع شدن  با ماده اولیه  است یا بر اساس واکنش هسته ای زیراست:

در اندرکنش اخیر بهره شکافت تجمعی از 6% متجاوز است.

وقتی که   از   با نیمه عمر 67 ساعتی جدا شد، بــه صورت محلول حاوی یون های  بدون حامل پرتکنتات  بدست می آید.  مزیت مولد ایزوتوپ در این است که را می توان به دفعات شسشو داد و در هر بار حالت گذرای تعادل میان مادر و دختر برقرار شود.

 

¹²⁴Sb

وقتی که نیاز بـه نیمــه عمـر متوسط و فوتون های گامای پرانرژی باشد  استفــاده می شود.  نظیر این الزامات در ردیابی جرم های بزرگ ماده برآورده می شود.این ایزوتوپ با واکنش (n,ɣ)  و انتخاب مـدت زمـان پرتودهـی مناسـب حاصـل می شود.

 می تواند داخل ترکیبات آلی نظیر تری فنیل استیبن  ساخته شود.  این مواد شیمیایـی به خصـوص در مطالعات ردیابـی در صنایـع نفـت کاربرد دارد.  بـه دفعات در چشمـه هـایتابش استفاده می شود اگر آشکار سازی در پشت لایه های ضخیم جاذب است صورت گیرد.

این ایزوتوپ از انواع نسبتاًارزان گسیلنده گاما است که انرژی گامای آن بیشتر از مقدار آستانه  است و می تواند بعنوان پر کننده(filling) چشمه های گاما- نوترون بر اساس واکنش ⁹Be (n,ɣ) ⁸Be بکار رود.                                                                 

 

 

¹²⁵I

ید 125 دارای نیمه عمر  روز است و گامای بسیار کم انرژی ساطع می کند که در مقایسه با رادیوایزوتوپ کلاسیک ید  اهمیت آن روز به روز افزایش می یابد.

 به صورت رقیق شده قلیایی یا محلول تیوسولفات عرضه می شود.  علاوه بر مطالعات ردیاب،  بعنوان چشمه های اشعه  قابل حمل و نقل نیز کاربری دارد.

 از هدف زینان با واکنش هسته ای  ((n,ɣ  تولید می شود.  روش های جداسازی بکار رفته باعث تولید بدون حامل با خلوص رادیونوکلئیدی بالای 99% و حداقل آلودگی   می شود.  محلول  دارای خلوص رادیوشیمیایی بالاتر از محصولات  است.  بعلت نیمه عمر بالاتر و حد کمتر رادیولیز، محلول می تواند برای مدت زمان طولانی تری نگهداری شود.

پرتو نرم گاما مربوط به این ایزوتوپ در برخی آزمایشها مزیت و دراغلب موارد عیب محسوب می شود.  عیب آن بدلیل ناتوانی در اندازه گیری دقیق حتی با آشکار سازهای سوسوزن حساس بدلیل تلفات جذب است.

 

¹³¹I

 از مهم ترین رادیوایزوتوپ ها است.  به صورت  و یا هر نوع ترکیب نشاندار آلی وجود دارد.  در مطالعات فیزیولوژیکی (تشخیص تیروئید) ، زمین شناسی و نیز بررسی آبهای سطحی کاربرد گسترده ای دارد.

متیل یدید  نشاندار به راحتی تبخیر می شود و لذا در مطالعات سیالات گازی کاربرد دارد.  هر چند که  در واکنش شکافت با بهره بالا تولید می شود ،  اما تولید آن بر اساس هدف دی اکسید تلوریوم است که در معرض واکنش هسته ای (n,ɣ)  و سپس  قرار می گیرد و با جداسازی از ماده هدف با استفاده از تقطیر بدست می آید.

بدلیل آنکه  بدون حامل بسیار فرار است،  لذا  برای اجتناب از آلودگی  در مقدار کمی بافر محلول قلیایی عرضه می شود.  در محلول مایع،  بصورت آنیونی است و در واکنش های  نامتناسب در ارتباط با فرآیندهای پرتودهی شیمیایی شرکت می کند.

خلوص رادیوشیمیایی محلول برای مدت زمان طولانی قابل تضمین نیست.

 

¹³³Xe^m, ¹³³Xe

از ایزوتوپهای گازهای  نجیب،  مخلوط ایزوتوپهای زینان بیشترین کاربرد را دارد.  تست نشتی تیوپها و نیز تحقیقات جریان گازها از بیشترین کاربرد این رادیوایزوتوپ در صنایع است.  مخلوط این ایزوتوپها از واکنش (n,ɣ) و یا واکنش شکافت قابل حصول است.  دو جزء مخلوط قابل جداسازی نیست،  زیرا دارای نیمه عمر بسیار نزدیک هم هستند.

 

 

¹³⁷CS

از پرمصرف ترین رادیوایزوتوپهای سزیم است که دارای گامای بــا انـرژی متوسط

 است که در پی واپاشی بتای منفی   حاصل می شود.  به علت رابطه  میان نیمه عمرها  سیستم  - سیستم در تعادل عام است.  بعبارت دیگر اکتیویته مادر معادل اکتیویته دختر است و کل اکتیویته بر اساس نیمه عمر ایزوتوپ مادر کاهش می یابد.

 بطور عمده در چشمه های سیلد شده کاربرد دارد و گاهی نیز با اکتیویته بالا در چشمه های تابش بکار می رود. از محصولات شکافت بصورت تقریباً بدون حامل و یا سرانجام با باریوم بعنوا ن حامل تولید می شود.  متداولترین نوع تجاری محلول هیدروکلریک و اسید نیتریک آن است.

 

¹⁴⁷Pm

از آنجایی که پرومیتیـوم  در طبیعـت یافت نمی شود در مطالعات ردیابـی شیمیایی استفــاده نمـی شـود، امـــا مزایایــی را در برخــی زمینـه هـا (نظیـــر رنگ هـای شــب نمـا  ، گیج های ضخامت سنج وحذف کننده های استاتیک و... )که نیاز به ایزوتوپهای گسیلنده  ضعیف با نیمه عمر بالاتر است دربر دارد.

از محصولات شکافت و یا از نئودیمیوم  با واکنش  (n,ɣ ) و سپس جداسازی قابل حصول است.  هر دو روش محصول بدون حامل تولید می کنند.

 

¹⁹²Ir

چشمه های تابش  در زمینه های آزمونهای های غیرمخرب مواد، دارای اهمیت زیادی هستند.  درکنار الزامات کلی سیلد کردن درست، نیاز اصلی با توجه به چشمه این است که اکتیویته ویژه تا آنجا که ممکن است بالا باشد و چشمه ها دارای اکتیویته کل در حد  و ابعاد نقطه ای باشند. برآورده کردن کل الزامات به خصوص بدلیل قابل قیاس بودن سطح مقطع فعالسازی با سطح مقطع جذب ایریدیوم فلزی در  واکنش (n,ɣ) ماده هدف ، مشکل است.  در کنار آن شدت پرتوهای گاما چشمه 20%  از آنچه که برای واپاشی محاسبه شده کمتر است که علت آن چگالی  بالا است که موجب افزایش خودجذبی می شود.

البته وجود راکتورهای با شار نوترونی بالا و نیز انتخاب مناسب ابعاد هدف موجب شده است که بیشتر این مشکلات حل شوند.

 

¹⁹⁸Au

طلای رادیواکتیو علاوه بر درمان در مطالعات ردیاب ها نیز کاربرد گسترده ای دارد و مقاومت شیمیایی آن، در کنار پرتو گامای با انرژی متوسط و نیمه عمر 7/2 روز ، مزیت این ایزوتوپ محسوب می شود.

این موضوع در بررسیهای صورت گرفته روی رسوبهای رودخانه با شنهای دانه ریز نشاندار شده با تحقق یافته است.

   بدلیل سطح مقطع فعالسازی بالا از  واکنش (n,ɣ) با اکتیویته ویژه بالا قابل حصول است.  در حین تولید ،وجود واکنش های موفقیت آمیز (n,ɣ) اجتناب ناپذیر است بنابراین همیشه آلودگی با از 5% تا 15% که دارای نیمه عمر معادل  است وجود دارد ولی بطور کلی مشکلی بوجود نمی آورد.  ایروتوپ بصورت حالت جامد فویل فلزی یا کلوئید فلزی با اندازه  تا  یا بصورت محلول آبی به شکل تتراکلرواورات هیدروژنШ قابل تهیه است.

 

 

¹⁹⁷Hg^m-¹⁹⁷Hg

از آنجایی که جیوه یکی از فلزات مایع است ایزوتوپ آن دارای کاربردهایی در زمینه های خاص است.  متاسفانه از بین ایزوتوپهای مورد استفاده جیوه ،¹⁹⁷Hg دارای نیمه عمر 65 ساعت و اکتیویته ویژه نسبتا" بالایی است که همیشه حاوی ایزومر  با نیمه عمر 24 ساعت اسـتکه  باعث بروز مشکلاتـی در تفسیـر اطلاعات می شود.  درصدی کم از نیز وجـود دارد کـه اکتیویته کـل آن بـا زمان افزایـش می یابد.

این ایزوتوپ بصورت تجاری به شکل فلزی و نیز محلول (آبی) اسیدی در ترکیبات گوناگون قابل دسترس است.

 

²⁰³Hg

آماده سازی و تهیه این ایزوتوپ با ایزوتوپهای شامل  و که در فرآیند(n,ɣ)   تولید می شود متفاوت است، بخصوص اینکه  دارای نیمه عمر بالاتر 9/46 روز است و گامای پرانرژی تر ، خلوص رادیونوکلئیدی بالاتر و اکتیویته ویژه کمتری دارد.  زمینه کاربرد  با خواصی که در بالا گفته شد تعیین می شود.

 

²⁰⁴Tl

این ایزوتوپ بعنوان چشمه تابش بتای با انرژی متوسط و با اکتیویته ویژه نسبتاً کم که با واکنش(n,ɣ)  قابل دستیابی است و دارای خودجذبی زیادی نیز هست، شناخته می شود. این ایزوتوپ به تدریج اهمیت خود را در مقایسه با چشمه های  گسیلنده بتا با انرژی مشابه که دارای پرتو گامای قابل اغماضی هستند از دست می دهند.

تالیوم نفتنات نشاندار شده بـا
 از محلول  ساخته می شود که در صنعت نفت بعنوان ردیاب کاربرد دارد.

 

²¹⁰Po

در کنار عناصر فرا اورانیومی  ²¹⁰Po تقریباً گسیلنده خالص است که بصورت مصنوعی ساخته شده و دارای کاربردهای فراوانی است.  ایزوتوپ مذکور دارای نیمه عمر 128 روز است و بعنوان چشمه تابش  و نیز بعنوان پر کننده چشمه ها ی قابل حمل آلفا-نوترون بر اساس واکنش هسته ا ی
 استفاده می شود.

 اهمیت زیاد آن در میان ایزوتوپ های گسیلنده  تولید آن از تبدیل هسته ای    (n,ɣ) ²¹⁰ Bه  ²⁰⁹ Bi است که محصول بدون حامل تولید می شود.

 

²⁵²Cf

از عناصر فرا اورانیومی ²⁵²Cf در روش های ایزوتوپی دارای اهمیت فراوانی است زیرا دارای واپاشی خودبخودی است که با ساطع شدن نوترون پرتوهای  و مقداری نیز پرتو گاما صورت می گیرد.

این ایزوتوپ دارای نیمه عمر 65/2 سال است که توسط پرتودهی ²³⁹ Pu یا Cm  ²⁴⁴ در راکتور با شار نوترونی بسیار بالا تهیه می شود.

زمینه کاربرد آن مربوط به تولید چشمه های نوترون در مقیاس آزمایشگاهی است ( mg1 از آن  نوترون بر ثانیه گسیل می کند).

کاربرد برخی رادیوایزوتوپها

 کاربرد برخی رادیوایزوتوپها

¹⁴C

کاربرد فراوانی در تحقيقات راديوايزوتوپ دارد.  از آنجا کاربرد عمده آن در رديابی ترکيبات آلی است، لذا به طور عمده در داروسازی و قسمتی نيز در صنايع شيمی آلی که امکان انجام  مکانيزم واکنش ها در فرآيند های  بيولوژيکی برای آشکارسازی وجود دارد مورد استفاده قرار می گیرد.

آماده سازی و تهيه محصولات¹⁴C  بر پايه واکنش هسته ای  است.  در خلال آماده سازی و بويژه انتقال ماده خام، بايد توجهات خاصی برای عدم ورود هوا و دي اکسيد کربن در آن صورت گيرد زيرا حضور ردیابهای با تبادل ايزوتوپی به طور موثری باعث کاهش اکتيويته ويژه محصول مي شود.

حداکثــر اکتيويتــه ويــژه قابل دستیابی بصورت تئوری معادل  است که در صورت لحاظ کردن بازدهی %100 برای تک اتم نشاندار، اکتیویته مولی مربـوط بــه کربــــــن     خواهد بود.  هر چند که اين عدد بصورت عملی قابل دستيابی نيست، با اين وجود اکتيويته ويژه که بعنوان ماده خام در تجزيه آلی استفاده می شود بجای مقدار اندازه گیری شده   در بهترین حالت که برابر  برابر   است.  اندازه گيری پرتوهای بسيار نرم  مربوط به  در گذشته با بازدهی کم صورت مي گرفت تا امروز که شمارنده های سوسوزن مايـع در روشهای اخير اندازه گيری اطلاعات و داده های دقيق تـری را فراهم مي کنند.

 

²²Na

در موارد خاصی بویژه در صنعت سیلیکات و مطالعات طولانی مدت استفاده از
 به دلیل نیمه عمر کوتاهش مفید نیست و از   با نيمه عمر سال استفاده مي شود.  یکی از محصولات سيکلوترون است و کاربردهای فراوانی دارد.

علاوه بر تابش پوزیترونی و واپاشی همراه با گیراندازی الکترون ، فوتونهای گامای  با انرژی متوسط گسیل می کند ثابت دز آن تقریبا مانند  است

 برای توليد آن از واکنش  ²⁴Mg استفاده مي شود.  بعلت نيمه عمر بالا، به پرتودهی بلند مدت نياز دارد و بعلت گران قیمت بودن کار با سيکلو ترون، يک محصول گران قيمت محسوب می شود.

خلوص راديونوکلئيدي آن معمولاً بالا است زيرا نيمه عمر ساير محصولات توليد شده با آن، از کوتاهتراست.  با اين وجود در فرآوری و خالص سازی محصول،  امکان آلوده شدن با ناخالصی های غير اکتيو وجود دارد و وجود مقادیری از نمکها نیز انتظار می رود.

 

²⁴Na

معمولاً در صنايع از بعنوان ردياب استفاده می شود.  علت عمده  استفاده از آن، طول عمر آن  و نيز آشکارسازی مطلوب اين ايزوتوپ و تا اندازه ای نيز ارزان بودن آن است.

در حقيقت  تنها يک ردياب خاص برای نشاندار کردن اتم ها ويونهای سديم نيست بلکه در زمينه های گوناگون مطالعاتی مانند پخش (Diffusion )، مخلوط کردن (mixing)، انتقال جرم (mass transport ) و...  مفيد است.  اين راديوايزوتوپ با اندرکنش²³Na(n,ɣ) ²⁴Na  توليد مي شود که سطح مقطع مناسب جذب نوترون باعث توليدآن بااکتيويته ويژه بالا مي شود.

نيمه عمر کوتاه و پرتوهای گامای پر انرژی از مزايا و معايب هستند.  بعلت واپاشی سريع معمولاً  از اکتيويته های بالا درکارهای عملی استفاده می شود، لذا در کارهای عملی نياز به مراقبت و طراحی حفاظ وجود دارد.

 

³²P

با وجود اينکه فسفر راديواکتيو بيشتر در تحقيقات فرآيندهای بيولوژيکی استفاده می شود، پرتوهای  پر انرژی آن باعث مفید شدن این ايزوتوپ به عنوان ردياب در مطالعات صنعتی و چند زمينه تحقيقاتی شده است.

در برخی کاربردهای صنعتی بصورت فسفر قرمزعنصری که در اندرکنش
 ايجاد می شود مورد استفاده قرار  می گیرد.  با اين وجود،  بيشتـر کاربـران بـه آماده سازی فسفـات بدون حامل  نياز دارند.  فسفـات بدون حامل در واکنش هستـه ای  و با جداسازی،استخراج و تقطير تولید می شود.

محصول اولیه، محلول اسيد هيدروکلريک  است، در صورتی که محلولهای با مقادیر PH متفاوت بستــه بــه مقــدار ثابـت مربـوط بـه اسيـد مخلوط دارای ليگاندهـای گوناگــون خواهـد بود لذا  ليگانـدهای
 به ترتيب در محدوده  و بزرگتر از 13 وجود خواهد داشت.

بدليل واکنش های هسته ای رقابت کننده، تشکيل  غير قابل اجتناب است، با اين وجود حضور اين نوکلئاید که گسیلنده ذرات کم انرژی  است و نیمه عمر طولانی تری دارد ، در اندازه گیری ها ایجاد مزاحمت نمی کند و مشارکت آن در کل اکتيويته بسيار ناچيز است.

 

³⁵S

ايزوتوپ گوگرد ذرات کم انرژی ساطع می کند و در صنایع کشاورزی و داروسازی مورد استفاده است.  توليد آن توسط  واکنش
 است که بازدهی پایینی دارد،  لذا محصول بدون حامـل بـه صورت تجـاری از واکنش  
توليـد می شود.  اکتيويته ويژه بالا در آشکار سازی ذرات  بـا انرژی .0  مطلوب است که در غيــر ايــن صورت مشکلات جــدی بـه علـت خـودجـذبـی پـديــد مـی آيــد. مراکز تولید ایزوتوپ  ،تولید  را در قالــب سـايــر تــرکيبــات نظیر   و ... بر اساس نیاز پیشنهاد می کنند.

 

⁴²K

 تنهـا ايزوتـوپ پتاسيـم کـه معمـولا" استفــاده می شـود  اسـت کـه حاصـل واکنـش  (n,ɣ) می باشد.  هما ن نکاتی که پیشتر برای  بیان شد برای این رادیو ایزوتوپ نیز صادق است و بعنوان ردیاب استفاده می شود. گامای گسیل شده از  دارای شدت بسیار کمتری نسبت به گامای حاصل از  است،  اما پرتوی بتای پرانرژی ای دارد و قسمت عمده این پرتو دارای انرژی معادل  است.

مانند ، بصورت محلول مایع و نمک کلرید عرضه می شود.

 

⁴⁵Ca

این ایزوتوپ کلسیم دارای نیمه عمر 165 روز است که بیشتر  برای تشخیص های انسانـی بـکـار می رود تا استفاده  در صنایع سیلیکات.  این ایزوتوپ با واکنش  (n,ɣ)و اکتیویته ويژه متوسط و بصورت بـدون حامـل  از اندرکنش                                    تولید می شود.   واکنش اخیر بسیـار هزینـه بر است امـا در حالت های خاصی آشکارسـازی بسیار پر بازده ذرات  با انـرژی  بــرای کاهـش تاثیــر خـودجــذبی ضـروری است.  ایزوتـوپ کلسیم در میــان ایـزوتـوپهـای فلـزات قلیایی خاکی نظیر,⁴⁵Ca, ⁸⁵Sr, ⁸⁹Sr, ⁹⁰Sr ,¹³³Ba,¹⁴⁰Ba  ²⁸Mg نقش ثانویـه ای  بازی می کند و میتواند جایگزین ایزوتوپی شود که به راحتی آشکارسازی می شود. ⁴⁷Ca گسیلنده گاما دارای نیمه عمر 54/4 روز است و به عنــوان ردیـاب نیز مـــورد استفاده قرار می گیرد.

 

⁵¹Cr

کروم رادیواکتیو در مطالعات خوردگی و متالوژیکی مورد استفاده قرار می گیرد اما کاربرد آن در تست های فرسایش (wearing test)  نیز از نکات بارز آن محسوب می شود.  این موارد استفاده برخلاف کاربردهـای تشخیصـی نیـاز بـه اکتیویتـه ویژه بالا ندارد،  لذا محلول های تجاری موجود
   Na₂ ⁵¹ Cro _4,توسط پرتودهـی هـدف های غنی شده
تهیه می شوند که اکتیویته ویژه آنها به 1PBq/Kg می رسد و یا از آن تجاوز می کند.  بهره فوتون های 0.32MeV کم است ولی در کل به خوبی قابل آشکار سازی است.  

برای مصارف صرفاً صنعتی یا چشمه های سیلد (seald) شده ،کروم فلزی مورد استفاده قرار می گیرد که دارای اکتیویته ویژه پایین تری است.

 

⁵⁵F

 از 2 ایزوتوپ آهن، یکی از آنها که از واکنش(n,ɣ)^, حاصل می شود ⁵⁵F است که دارای نیمه عمر بالاتری است ولی بعلت انرژی کم پرتو کمتر به عنوان ردیاب استفـاده می شود و بیشتر بعنوان پرکننده چشمه های سیلد شده ویژه، استفاده می شود.  در چشمه های سیلدشده، آهن با روش الکتروپلتینگ (electroplating) تعبیه می شود.   برای کاهش مقدار خود جذبی لایه ای از کوچکترین ضخامت ممکن برای الکترولیز آماده می شود. پوشش آن نیز طبق نیازهای موجود طراحی می شود.

 

⁵⁹Fe

⁵⁹Fe با نیمه عمر6/45 روز  در صنعت بخصوص صنایع ریخته گری و نیز تحقیقات، برای نشاندار کردن آهن بکار می رود.  این ایزوتوپ با اکتیویته ویژه بالا در واکنش(n,ɣ)^, با استفاده از هدف غنی شده
 و یا بصورت  بدون حامل (carrier free) از واکنش Co (n, p)⁵⁹Fe ⁵⁹  قابل تهیه است.  عیب واکنش (n, p) این است که واکنش های رقابتی آن یعنی (n,ɣ) موجب پیدایش مقدار زیادیCo ⁶⁰ خواهد شد.

جداسازی ⁵⁹Fe و نیزتعیین دقیق میزان آلودگی Co ⁶⁰ در محصول بدلیل شباهت بسیار زیاد طیف گامای دو ایزوتوپ بسیار سخت است .

محصول نهایی که بصورت تجاری قابل عرضه است ⁵⁹Fe Cl₃ است.

محصول بدست آمده از هر دو روش بسیار گران است، لذا در برخی مطالعات از مخلوط ⁵⁹Fe و ⁵⁵Fe استفاده می شود که به مراتب ارزان تر هستند.

 

⁵⁸Co

در مطالعات ویژه ردیاب ها
 جایگزین مناسب  است بویژه هنگامیکه نیمه عمر کوتاهتـر برای نشاندار کردن کبالـت مد نظر باشد.  ایزوتـوپ بدون حامل از واکنش هسته ای  حاصل می شود. هم فوتون گامای  حاصل از نوکلئایــد  و هم پرتو نابودی ناشی از واپاشی پوزیترون با دقت کافی قابل آشکارسازی است.  علاوه بر آن،  نیمه عمر 3/71 روز امکان مطالعات بلند مدت را میسر می سازد. آماده سازی آن بصورت محلول نیترات و یا نمک کلراید     عرضه می شود.

 

⁶⁰Co

از ایزوتوپهای مصنوعی که بـه عنـوان چشمـه های پرتـوزا مـورد استفاده قرار می گیرند می توان را  نـام بـرد که دارای تاریخچه طولانی است و توجه خاصی به آن شده است. چندین چشمه پرتوزای بزرگ (که تجهیزات پرتودهی نامیده می شوند) با   با اکتیویته  تجهیز شده اند.

یکی از مهم ترین مزایای  که بر رادیوم ارجحیت یافته است سهولت ارزیابی نرخ دز و دقت بیشتر است.  علت آن نیز وجود دو انرژی گامای گسسته   کبالت رادیواکتیو است کـه در محاسبات باید لحاظ شود.  مقـدار ثابت دز آن برابر  است که  این مقدار برای رادیوم می باشد.

از واکنش (n,ɣ) تولید می شود.  هدف استفاده شده برای تولید چشمه های کوچکتر از آلیاژی با ترکیب  نیکل و کبالت تشکیل شده است.   بـرای ساخت چشمـه هـای بـا اکتیویته های بالاتر از فلز خالص کبالت استفاده می شود.  برای اکتیو نگهداشتن چشمه در کوچک ترین ابعاد ممکن باید مقدار اکتیویته ویژه در حد  باشد.

 

⁶⁴Cu

رادیو ایزوتوپ مس به طور عمـده در صنایـع الکتروپلتینگ  استفــاده می شود.  یکی از دو رادیو ایزوتوپ مفید مس که دارای نیمه عمر کوتاهتـری است  

است که به مشکل بدون حامل  از واکنشZn (n, p)⁶⁴Cu  ⁶⁴ یا با اکتیویته ویژه بالا از واکنش (n,ɣ) قابل تهیه است.

محصول بدون حامل با اثر زیلارد – چالمرز قابل دستیابی است. با این وجود بهره کم  این روش باعث کم اهمیت بودن روش شده است.  نوکلئاید، علاوه بر گاما و پرتو نابودی و  ساطع می کند که بسته به نوع تحقیقات ،آشکارسازی پرتوی موردنظر صورت می گیرد. آماده سازی ها ( محلول هیدروکلرواسید  یا فلز خالص  ) از خلوص بالایی برخوردارند و تنها شامل مقادیر کم آلودگی
 می باشند .

غني‌سازي ايزوتوپي اورانيم

غني‌سازي ايزوتوپي اورانيم

 

اورانيم به صورتي كه در طبيعت رخ مي‌دهد حاوي دو ايزوتوپ اصلي 235-U و 238-U به ترتيب با نسبت 711_/0 درصد و 28_/99 درصد وزني است. تنها 235-U به وسيله نوترون‌هاي حرارتي قابل شكافت بوده و در حالي‌كه رآكتورهاي ماگنوكس و كندو به طريقي طراحي شده‌اند كه در آنها اورانيم طبيعي مورد استفاده قرار مي‌گيرد، بقيه رآكتورها نياز به افزايش غناي اورانيم در حدود 5-3 درصد دارند. اين فرآيند غني‌سازي نام گرفته و اگرچه بسياري از فرآيندهاي ممكن قابل استفاده هستند ولي فقط دو فرآيند انتشار گازي و سانتريفيوژ گازي با سرعت بالا، تاكنون از نظر تجارتي مورد بهره‌برداري قرار گرفته‌اند.

ابتدا توجه زيادي براي غني‌سازي اورانيم با سطوح بسيار بالاتر تمركز يافته بود. در زماني‌كه جداسازي شروع ايزوتوپ‌ها به يك مرحله كليدي وضروري براي توسعة برنامه‌هاي جنگ افزارهاي هسته‌اي تبديل شده بود (پروژه مان‌هاتان). در اويل جنگ جهاني دوم پيشرفت‌هايي بر روي مراحل مختلف به موازات هم صورت گرفت كه شامل سانتريفيوژ‌هاي گازي، انتشارهاي گازي همچنين ساير تكنولوژي‌ها مانند جداسازي الكترومغناطيسي، انتشار دمايي و فرآيندهاي شيميايي بودند. در حقيقت روش الكترومغناطيس اولين بار در برنامه‌هايUS مورد استفاده قرار گرفت. اما ثابت گرديد كه فقط براي توان عملياتي بسيار كوچك مناسب است و لذا به صورت تجارتي مورد استفاده قرار نگرفت اين روش بر پايه اصول اسپكترومتر جرمي عمل مي‌كند. بخاري از يون‌هاي اورانيم از يك ميدان مغناطيسي متقاطع عبور داده مي‌شود و در حين عبور از يك مسير منحني‌وار براساس نسبت بار به جرم به صورت ايزوتوپ‌هاي مختلف جداسازي مي‌شود. چنين فرآيندهايي امروزه فقط براي مقادير كم ايزوتوپ‌هاي مخصوص براي داروسازي يا ساير اهداف تحقيقاتي به‌كار مي‌روند.

تمام تكنيك‌ها در يك دوره زماني كوتاه مدت پيشرفت‌هاي قابل ملاحظه‌اي كردند در حالي‌كه همچنان اولويت با توليد مقادير زياد اورانيم غني‌سازي شده براي جنگ افزارهاي هسته‌اي بود. فقط انتشار گازي و سانتريفيوژ گاز براي استفاده در مقياس‌هاي بالا مورد توجه قرار گرفتند. با توجه به مشكلات اين انرژي و تكنيك در مورد روش آخر اين روش كمتر به عنوان تكنيكي موفق در كوتاه مدت مورد توجه قرار گرفت و كار بر روي سانتريفيوژ‌ها در سال 1944 پايان پذيرفت. انتشار گازي در US، UK و روسيه بلافاصله بعد از پايان جنگ جهاني مورد پذيرش قرار گرفت.

در دهة 1950 غني‌سازي اورانيم توسط سه تأسيسات انتشاري بزرگ آمريكا در
Portsmouth Ohio Oak Ridge Tennessee, Paducah Kentucky  مشابه با تأسيسات انگليسي در Capenhurst, Cheshire فعال گرديدند. Oak Ridge با توجه به دليل مصرف انرژي بالاي آن كه منجر به هزينة عملياتي بالا مي‌شد تعطيل گرديد دو تأسيسات ديگر آمريكايي به فعاليت خود براي توليد اورانيم با غني‌سازي پايين به عنوان سوخت رآكتورهاي غيرنظامي ادامه دادند و در اوايل دهة 1970 تأسيسات جديدي در Pierrelatte در فرانسه براي civil market ساخته شد. تأسيسات انتشاري capenhurst اگرچه در سال 1981 تعطيل گرديد ولي با تأسيسات سانتريفيوژي جديد جايگزين شد(Capenhurst و Alme 10 در هلند Grondu در آلمان). روشن شد كه كارهاي مشابهي هم بر روي سانتريفيوژها در روسيه از سال 1900 به بعد انجام شده است.

در غني‌سازي اورانيم با هر روشي اندازه‌گيري ظرفيت تأسيسات‌ها و يا خروجي جداسازنده واحدهاي كاري نسبت به وزن محصول اورانيم غني‌سازي شده معمول است، و مقادير اضافه شده به غلظت بستگي دارد.

جدول (4 . 1) تأسيسات غني‌سازي در جهان به سال 1980 ميلادي را نشان مي‌دهد. 

اگرچه انتشار اولين نسل تكنولوژي و سانتريفيوژ دومين تكنولوژي غني‌سازي به‌‌شمار مي‌آيند، در دهه گذشته فعاليت‌هاي عمده در مورد نسل سوم تكنولوژي، يعني جداسازي ايزوتوپي صورت پذيرفته، ولي فاصله زيادي تا تجاري شدن دارد. اين سه نسل تكنولوژي در ذيل مورد بحث و بررسي قرار مي‌گيرند.

غني سازي اورانيوم

غني سازي اورانيوم

 

امروزه در سرتاسردنيا رآكتورهای آب سبك بيشتري نسبت به رآكتورهاي ديگر در حال كار هستند.

كاركرد اين رآكتورها بوسيله اورانيوم طبيعي امكان پذير نيست. براي شروع و پايدار نمودن يك واكنش زنجيره‌اي ايزوتوپ-235 اورانيوم در سوخت هسته‌اي بسته به نوع و طراحي رآكتور بايد داراي غلظت تا5 درصد باشد. اورانيوم-235 تنها ايزوتوپ اورانيوم است كه مي تواند بوسيله نوترونهاي حرارتي شكافته شود. با وجود اين، اورانيوم طبيعي، تنها داراي 71/0 درصد ایزوتوپ-235 مي‌باشد. بخش باقيمانده بطور چشمگيري از ايزوتوپ 238-U  تشکیل شده كه قابل شكافت نمي‌باشد. لذا غني‌سازي اورانيوم-235 سبكتر مرحله فني لازم در ساخت سوخت هسته‌اي از اورانيوم طبيعي است.

براي بارگذاري مجدد ساليانه رآکتور آب تحت فشار استاندارد با ظرفيت الکتریکی MW 1300  و ميزان سوختي معادل tU/GWd50در حدود 24 تن اورانيوم با غلظت معادل 95/3 درصد از 235-U لازم است در اين صورت با فرض تهي‌شدن 235-U تا 3/0 درصد تقريباً 213 تن اورانيوم طبيعي بكار می رود و در حدود 124 تن كارجداسازي براي غني‌سازي لازم است. كارجداسازي سنجشی از موارد تلاش براي غني‌سازي اورآنيوم بوده ومفصلاً درفصل بعد توضيح داده شده است. براي غني‌سازي اورانيوم تعدادي فرایند‌هاي جداسازي اختراع و بنوبه خود توسعه يافته‌است .ازآنجا كه اصول اين فرایندها می تواند براي غني‌سازي اورانيوم تا غلظتهاي بسيار بالاي 235-U  بکاررود که می تواند منجر به ساخت  سلاحهاي هسته‌اي شود، تفصيل فني تقريباً كليه فرایندهای غني‌سازي تابع مقررات شديد امنیتی بوده و تنها  بصورت محدود در اين جا مورد بحث قرار مي گیرند.

امروزه تنها فرايندهاي دیفيوژن گازي و سانتريفيوژ در مقياس صنعتي مورد بهره‌برداري قرار گرفته‌اند. مطالعات اساسي دررابطة با فرايند‌هاي جديد غني‌سازي نيزدرسطح جهاني(بوسيله روش ليزر)انجام پذيرفته است. اگرچه انتظار می رود فرايند ليزر از نظر اقتصادي از ديفيوژن  گازي موثرتر باشد، نشانه‌هائي وجود دارد كه بتواند با فرايند صنعتی سانتريفيوژ رقابت نمايد.

درمان با استفاده از رادیوایزوتوپها :

درمان با استفاده از رادیوایزوتوپها : 

هدف از کاربرد درمانی یک رادیونوکلید نابود کردن سلولهای معیوب یک ارگان بوسیله پرتوهای ساطع شده از آن می باشد. کاربردهای درمانی تابش و رادیوداروها نسبت به کاربردهای تشخیصی محدودتر هستند. زمانی که تابش برای درمان بکار می رود مقصود  نابود نمودن یک قسمت خاص از بافت مریض یا آسیب زدن به تقسیم بندی سریع سلولها بوسیله تابش است. از همین طریق رشد برخی سرطانها را می توان کنترل کرد.

انتخاب رادیونوکلید برای درمان برعکس انتخاب شرایط آن برای تشخیص است. در این حالت رادیونوکلید باید ذرات آلفا یا بتا گسیل نماید و ترجیحا دارای تابش ایکس یا گاما نباشد . چشمه تابش می تواند داخلی یا خارجی باشد. در برخی شرایط درمانی برای نابودی یا تضعیف سلولهای غیرعادی پرتودرمانی مفید است و از چشمه های خارجی توليد کننده تابش در شکل باریکه های الکترونی یا پرتو ایکس استفاده می شود.

زمانی که نفوذ بیشتری از تابش لازم است پرتوگاما از از یک چشمه بسته رادیونوکلید مورد استفاده قرار می گیرد. بسیاری از دستگاهها         می توانند برای تولید این تابشها بکار روند ولی شتابدهندهای  خطي کوچک بیشترین کاربرد را دارند.

برای نمونه می توان از سیستم های لیناک و چاقوي گاما  نام برد. در شرایطی دیگر می توان رادیوایزوتوپی که پرتو را تولید می کند  را در عضو مورد نظر جایگذاری کرد و در واقع از تکنیک کاشت استفاده کرد.

در سراسر دنیا تحقیقات پزشکی مهمی براي چسباندن رادیونوکلیدها به مواد شیمیایی بیولوژیکی مثل آنتي بادیها انجام گرفته است.  نشانگذاری سلولها  می تواند برای درمان انواع بیماریها مورد استفاده قرار گیرد.

      روش های درمان شامل موارد ذیل می باشد :

1)      رادیوتراپی

2)      براکی تراپی

3)      (Targeted Alpha Therapy)  TAT

4)      BNCT   ((Boron Neutron Capture Therapy

 

      رادیوتراپی:

 رادیوتراپی یا پرتو درمانی یعنی از بین بردن تومورهای بدخیم توسط تاباندن پرتو به آن که شامل انواع پرتو ایکس و گاما می شود.

 دستگاههای مورد استفاده در رادیوتراپی در گروه تشخیص و درمانی قرار می گیرند. هدف از انجام رادیوتراپی رساندن حداکثر آسیب به بافت سرطانی و حداقل آسیب به بافت های سالم سر راه است.

در این روش عموما از رادیوایزوتوپ کبالت -60 استفاده می شود و شتابدهنده خطی پرتو ایکس هم، می تواند این کار را انجام دهد.

 

      براکی تراپی (درمان از نزدیک):

 یکی از روشهای درمان به کمک پرتوهای یونساز است که در آن  چون چشمه های رادیواکتیو در  درون تومور یا در کوتاهترین فاصله از آن کاشته می شوند پرتوگیری بافت های سالم در کمترین اندازه ممکن بوده و دز رسانی به تومور به بهترین شکل انجام می گیرد. از براکی تراپی غالبا برای درمان معضلاتی همچون سرطان پروستات و گاهی سرطانهای سر و سینه استفاده می شود. در این روش عملا پرتو درمانی بوسیله کاشت با قرار دادن مواد پرتوزا داخل پروستات صورت می گیرد. این دانه های کاشته شده عموما از ایزوتوپهایی مثل ایریدیوم-192 ، طلای-198  و ید-125 و پالادیوم-103 تشکیل شده اند.

 

      TAT:

یکی از روشهای جدید درمان TAT نام دارد که مخفف Targeted Alpha Therapy است که به معنی آلفا تراپی هدفمند است. این روش برای سرطانهای پراکنده بکار می رود. تابش مقدار کمی از آلفاهای پر انرژی به بافت سبب می شود که کسر عظیمی از انرژی تابشی به هدف برخورد کند . در این روش یک حامل رادیونوکلیدهای گسیلنده آلفا را  به مکان مورد نظر منتقل می کند.

 

      BNCT:

یک پیشرفت تجربی در زمینه آلفا تراپی روش درمان به وسیله گیراندازی نوترون توسط بور -10 می باشد که در تومور بدخیم مغزی متمرکز می شود . سپس بیمار توسط نوترون حرارتی مورد تابش قرار می گیرد که شدیدا بوسیله بور جذب می شود و ذرات آلفای پر انرژی را برای کشتن سلولهای سرطانی آزاد می کند. در اين روش به جاي آنكه راديو ايزوتوپ به بيمار داده شود، بيمار در معرض نوترون قرار مي گيرد.

 

تحقیق:

امروزه رادیونوکلیدها با کاربرد پزشکی نقش بسیار مهمی در پیشرفت پزشکی داشته و به وفور در زمینه تحقیقاتی در ریشه یابی بیماری ها، مطالعه رفتارهای بیولوژیکی بدن، و بررسی رفتار سیستم های مختلف بدن و غیره دارند. از این رو تولید رادیونوکلیدها يی در این زمینه بسیار حائز اهمیت است.

 

پزشکی هسته ای

پزشکی هسته ای

یکی از بزرگترین دستاوردهای بشر در قرن بیستم کشف رادیواکتیویته و خواص مختلف پرتوهاست،  که تاثیر شگرفی بر زندگی بشر و پیشرفت او داشته است :

امروزه کاربردهای ارزشمند و بی نظیر این فناوری در سایر علوم به ویژه در پزشکی،  علوم و تحقیقات کشاورزی ،  علوم پایه و صنعت به  درجه ای از اهمیت رسیده است که به جرات می توان ادعا کرد در برخی زمینه ها تحول های شگرفی را در این علوم ایجاد کرده است .

یکی از این شاخه های علوم ، که دانش هسته ای  تاثیر به سزائی در آن داشته است ،  علم پزشکی است به گونه ای که در این زمینه رشته ای  تحت  عنوان پزشکی هسته ا ی شکل گرفته که  از تابش برای تشخیص و درمان بیماری ها اعم از تورموهای سرطانی استفاده می شود.

با پیشرفت دانش بشر و دستیابی به کاربردهای وسیع علم فیزیک و دانش هسته ای در حیطه پزشکی نقش سازنده و اهمیت فراوان استفاده از پرتوهای یونساز و غیر یونساز و تابشهای ذره ای در شاخه های مختلف پزشکی اعم از تشخیص و درمان بیش از پیش جلوه گر شده است. این موضوع تا حدی است که گاهی رسیدن به هدف نهائی یعنی تشخیص به موقع و درمان مطلوب بیمار بدون تکیه به این ابزار توانمند و قدرتمندامری محال و غیر ممکن است. در این راستا می توان به کاربردهای گسترده مواد رادیواکتیو،پرتو X،گاما، لیزر وغیره در مقاصد پزشکی اشاره نمود.

در عکسبرداری هسته ای بسیاری از اعضای بدن مانند قلب ، ریه ، کلیه ، کبد ، طحال ، استخوان براحتی قابل عکسبرداری هستند  و  بی نظمی در آنها قابل آشکارسازی می باشد. این امر می تواند با پرتودهی مستقیم بیمار با یک چشمه تابش خارجی یا با تزریق داروهای نشاندارشده با گونه های رادیواکتیو به بیمار تحقق یابد.  در بیشتر موارد اطلاعات بسیار دقیق ، درست و سریعی حاصل می شود که پزشک را در تشخیص بیماری ها کمک می کند. داروهای نشاندار رادیواکتیو که به بیمار تزریق یا خورانده می شوند رادیودارو نامیده می شود.

در کشورهای پیشرفته  (26% جمعیت جهان)  فراوانی تشخیص بوسیله پرتوپزشکی 9/1% درسال است.  همچنین درمان بوسیله رادیوایزوتوپ ها حدود یک دهم این مقدار است. استفاده از رادیوداروها در حال افزایش به مقدار 10% در سال است .

در حال حاضر رادیونوکلئیدها به سه طریق عمده تولید می شوند:

1 –  پرتودهی نوکلئیدهای پایدار در راکتورهای هسته ای .

2 –  پرتودهی نوکلئیدهای پایدار در یک شتابدهنده .

3 –  شکافت نوکلئیدهای سنگین تر.

رادیوایزوتوپ ها غالبا" بوسیله گیراندازی نوترون در راکتورهسته ای  و برخی ديگر توسط سیلکوترون تولید می شوند. در روش سیلکوترون پروتون به هسته القا شده و هسته دارای پروتون اضافه می شود.

مکانیک آماری هوآنگ

فایل کتاب مکانیک آماری هوآنگ در اختیار دانشجویان فیزیک قرار می گیرد:

این کتاب در سالهای اخیر بعنوان مرجع طرح سوالات آزمون دکتری در برخی دانشگاه بوده است.

http://www.4shared.com/dir/9471162/a11e3aae/sharing.html

توليد و فرآوري بعضي از ايزوتوپ‌هاي عادي توليد شده در رآكتور

توليد و فرآوري بعضي از ايزوتوپ‌هاي عادي توليد شده در رآكتور

 

فسفر-32

اين راديوايزوتوپ گسيل‌كننده ^-b خالص با انرژي b_max برابر MeV71_/1 است . نيمه عمر آن 262_/14 روز بوده و به عنوان ردياب در تحقيقات كشاورزي مورد استفاده قرار مي‌گيرد. توليد آن به دو روش زير است:

(الف) پرتودهي عنصر فسفر به وسيله نوترون : P³¹ داري 100% فراواني طبيعي است. واكنش P³²(n,g) P³¹ داراي اكتيويته ويژه پاييني از P³² است. با وجود اين محصول عاري از ناخالصي P³³ است.

(ب)  پرتودهي عنصر سولفور بوسيله نوترون‌هاي سريع : سولفور طبيعي داراي 95 درصد S³²  است. واكنش P³² (n,p) Sn³² داراي اكتيويته ويژه بالايي مي‌باشد. معمولاً 100 ميلي‌كوري P³² در100 گرم از سولفور هنگام پرتودهي با شار نوتروني ^1-s^2-n cm10¹² به مدت 30 روز توليد مي‌گردد. مقداري جزئي P³³ از واكنش همراه P³³(n,p) S³³
كه گسيل كننده ^-b با نيمه عمر 34_/25 روز است ناخالصي اجتناب‌ناپذير راديونوكليدي در اين روش است. سولفور پرتوديده تحت فشار كاهش يافته و دماي بالاتر تقطير مي‌گردد. P³² باقي‌مانده، با HCl رقيق شسته شده و از ميان يك مبادله كننده كاتيوني براي جابه‌جايي ناخالصي‌ها عبور داده مي‌شود. محلول شسته شده تغليظ و تا مرحله خشك شدن تبخير، مجدداً در HCl رقيق حل و محصول به صورت اسيد اورتو فسفريك نشان‌دار P³² عرضه مي‌گردد، اين تركيب به نوبه خود در سنتز نوكلئوتيدهاي (بيومولكول‌هاي) نشان‌دار همچونg-ATP پيشرو است. 

 

سولفور – 35

اين نوكليد نيز يك گسيل كننده^-b با انرژيb_max برابر MeV167_/0 است. نيمه عمر آن 51_/87

روز بوده و از طريق واكنش‌هاي (n,p) يا (n,g) تهيه مي‌گردد. با وجود اين، در عمل واكنش S³⁵(n,p) Cl³⁵ براي توليد به كار مي‌رود(b35_/0=s) . معمولاً 220 ميلي‌‌كوري بر گرمS³⁵ از Cl در هنگام پرتودهي براي مدت 30 روز با شار نوتروني ^1-s^2-n cm10¹² فراهم مي‌شود. اين نمونه يكي از معدود مثال‌هاي واكنش (n,p) است كه تحت اثر نوترون‌هاي حرارتي اتفاق مي‌افتد. هدف پرتودهي شده (KCl) در اسيدكلريدريك (HCl) رقيق حل شده و از ميان ستون آلومين عبور داده مي‌شود. S³⁵ با OH₄NH يك نرمال شستشو داده مي‌شود. نمك آمونيم با ₃HNO غليظ نابود شده و S³⁵ به صورت ₄SO ³⁵ ₂H  عرضه مي‌گردد.

 

موليبدن -99 

اهميت راديوايزوتوپ Mo⁹⁹ به دليل دختر آن تكنسيم- m99(^mTc⁹⁹) است، چرا كه راديوايزوتوپ فوق داراي خواص مناسبي بوده و به طور گسترده‌اي براي مطالعات تشخيصي در پزشكي هسته‌اي مورد استفاده قرار مي‌گيرد. Mo⁹⁹ (با نيمه عمر 94_/65 ساعت) درتعادل‌گذاري با ^mTc⁹⁹  ( با نيمه عمر 01_/6 ساعت) مي‌باشد.

معمولاً Ci m800 Mo⁹⁹ بر گرم از موليبدن طبيعي در پرتودهي به مدت يك هفته در شار نوتروني ^1-s^2-n cm10¹³×5 توليد مي‌گردد.موليبدن طبيعي داراي 8_/14درصد Mo⁹²، 1_/9 درصد Mo⁹⁴، 1_/ 15 درصد Mo ⁹⁵، 7_/16 درصد Mo ⁹⁶، 5_/9درصدMo⁹⁷، 4_/24 درصدMo⁹⁸ و 6_/9 درصد Mo¹⁰⁰ مي‌باشد. از ميان اين ايزوتوپ‌هاي موليبدن سطح مقطع واكنش نوترون Mo⁹² بسيار پايين بوده و محصول Mo⁹³ داراي عمر بسيار طولاني است. Mo¹⁰⁰ نوترون‌ها را براي توليد Mo¹⁰¹ (با نيمه عمر 61_/14 دقيقه) جذب مي‌كند. ديگر ايزوتوپ‌هاي موليبدن محصولات پايدار توليد مي‌كنند. لذا پس از مدت كوتاهي سرد كردن كل اكتيويته هدف ناشي ازMo⁹⁹ مي‌باشد. به كار بردن هدف‌هاي غني شده در Mo⁹⁹ موجب به‌وجود آمدن اكتيويته ويژه بالاي Mo⁹⁹ مي‌گردد. واكنش (n,g) روي ناخالصي‌هاي ₃MoO ناخالصي‌هاي راديونوكليدي ايجاد مي‌كند كه هنگام جداسازي از Mo⁹⁹ با ^mTc⁹⁹ حمل مي‌شوند. مثلاً واكنش هسته‌هاي زير در هنگامي كه هدف موليبدن داراي ناخالصي تنگستن است به وقوع مي پيوندد.

 

(ب) روش شكافت : Mo⁹⁹(n,f) U²³⁵

(آلياژ)Al-U ²³⁵ يا (فلزي) U²³⁵ : هدف

بهره شكافت 1_/6 درصد، b585 : s_th

معمولاً Ci20 موليبدن-99 بر گرم ازU²³⁵ در مدت 7 روز پرتودهي با شار نوتروني
 ^1-s^2-n cm10¹³ در فرآيند شكافت توليد مي‌گردد. اختلاف اساسي بين Mo⁹⁹ (n,g) و
Mo⁹⁹ (n,f) اين است كه فرآيند اخير داراي اكتيويته بسيار بالا (Mo g/Ci10³ > ) مي‌باشد. با وجود اين، موليبدن–99 بدون همراه‌بر به وسيله روش (n,f)، به طوري كه ايزوتوپ‌هاي ديگر موليبدن همچون Mo⁹⁸ (پايدار) و Mo¹⁰⁰ (پايدار) چه در طي مرحله شكافت و چه در طي خنك شدن پس از پرتودهي به دليل فروپاشي از پيشروها تشكيل مي‌گردد. در نتيجه كاهشي در اكتيويته ويژه Mo⁹⁹ به وجود خواهد آمد.

توليد Mo⁹⁹ از طريق مسير شكافت نياز به جداسازي Mo⁹⁹ به‌صورت خيلي خالص از هدف اورانيم طبيعي و حضور قابل توجهي از محصولات شكافت راديواكتيو دارد. جداسازي بلافاصله پس از پرتودهي انجام مي‌پذيرد، چرا كه فروپاشي پس از پرتودهي توليد موليبدن پايدار حاصل از كاهش بيشتر در اكتيويته ويژه مي‌كند. فرآيند جداسازي مشابه بازفرآوري بوده  اگر چه در مقياس پايين‌تري است و نياز به هزينه بالائي از تجهيزات سازه‌اي براي جابه‌جايي محصولات شكافت و دفع پسمان راديواكتيو دارد. فرآيندهاي گوناگون شيميايي براي استخراج مقادير كوريMo⁹⁹ توسعه يافته‌اند. در يكي از فرآيندها هدفU²³⁵ غني شده پرتوديده در اسيد نيتريك M6 حل شده و به دنبال آن همراه‌بر تلوريوم افزوده مي‌شود. سپس محلول از ميان يك ستون آلومين عبور داده مي‌شود. موليبدن و تلوريوم به طور انتخابي جذب شده در حالي‌كه اورانيم و ديگر محصولات شكافت در طي شستشو به طرف محلول ديگر سرازير مي‌شوند. موليبدن با يك مولارOH₄NH از ستون شسشتو بازيابي مي‌گردد. بهره شيميايي برابر70 درصد مي‌باشد. هدف‌هاي براي پرتودهي مي‌توانند اورانيم با غناي پايين(LEU) (U²³⁵،20%(<  يا اورانيم با غناي بالا (HEU) (U²³⁵ ، 93% ) باشند. ناخالصي‌هاي اصلي راديونوكليدي عبارتند از I¹³¹ ، Ru¹⁰³، Sr⁸⁹، Sr⁹⁰، Cs¹³⁷، Ce¹⁴¹ و ... و لازم است در كاربردهاي پزشكي Tc ^m99 از نظر خلوص مورد نظر حضور نداشته باشند.

روش تهيه Mo⁹⁹ و لذا اكتيويته ويژه آن بيانگر روش به كار رفته براي جداسازي ^mTc⁹⁹  از Mo⁹⁹ مادر است. با اكتيويته ويژه بالاي Mo⁹⁹ مولدهاي ستون آلومين مورد استفاده قرار مي‌گيرد. در اكتيويته‌هاي ويژه پايين Mo⁹⁹ روش استخراج باحلال با به كار بردن متيل‌اتيل كتون (MEK) به طور گسترده‌اي كاربرد دارد. 

 

يد – 125

I¹²⁵ به روش EC با نيمه عمري معادل 408/59 روز فروپاشي مي‌كند. اين راديونوكليد پرتوهاي -g با انرژي keV 35 و keV28 گسيل نموده و لذا كاربرد گسترده‌اي به عنوان ردياب در راديوايمونواسي(RIA) دارد. I¹²⁵ با پرتودهي نوتروني گاز طبيعي يا غني شده زينان توليد مي‌گردد.

 معمولاً mCi130 از I¹²⁵ بر گرم از  Xe(طبيعي) در پرتودهي به مدت 15 روز با شار نوتروني ^1-s^2-n cm10¹³×5 توليد مي‌گردد. حداكثر اكتيويته ويژه قابل حصول برابر mCi/mg 17 از يد است. علاوه بر ايزوتوپ‌هاي ديگر زينان طبيعي داراي Xe¹²⁶ مي‌باشد.

يد – 131

يد-131 باگسيل ^-b و با نيمه عمر 0207_/8 روز فروپاشي مي‌كند. محصول دو پرتو -g با انرژي‌هاي keV364 و keV637 گسيل مي‌نمايد. اين راديوايزوتوپ مهم در پزشكي براي درمان و تشخيص مورد استفاده قرار مي‌گيرد. يد –131 با پرتودهي فلز تلوريوم توليد مي‌گردد.

تلوريوم داراي چندين ايزوتوپ پايدار است. تلوريوم طبيعي از Te¹³⁰ (5_/34 درصد)،
Te¹²⁸ (8_/31درصد)، Te ¹²⁶ (7_/18 درصد)، و بقيه Te¹²⁵، Te¹²⁴، Te¹²³، Te¹²² و Te¹²⁰ با درصدهاي پايين‌تر تشكيل شده است.

معمولاً 100 گرم از فلز تلوريوم به مدت 15روز با شار نوتروني معادل ^1-s^2-n cm10¹³×5 پرتودهي مي‌گردد كه حاصل آن 35 كوريI¹³¹ است. پرتودهي به مدت بيشتر موجب كاهش اكتيويته ويژه به دليل توليد I¹²⁷ غيراكتيو (پايدار) و I¹²⁹ با عمر بسيار بلند مي‌گردد.

هدف فلزي پرتوديده در اسيدكروميك يا اسيد سولفوريك حل مي‌شود. افزايش اسيداگزاليك باعث كاهش و تبديل گونه‌هاي مختلف يد به شكل عنصري مي‌گردد كه متعاقباً به صورت I¹³¹Na تقطير مي‌گردد. يد در طي پرتودهي در حالات مختلف اكسايش توليد مي‌شود. لذا، وجود چرخه اكسايش و كاهش در طي فرآوري جهت اطمينان از بازيابي يد تشكيل شده ضروري است.

ميزان پسمان اكتيو توليد شده در اين روش نسبتاً بالا است. همچنين از معرف‌ها و مواد شيميايي لازم براي فرآوري، مقادير جزئي از يد حامل در محصول نهايي وجود خواهد داشت. اين امر موجب كاهش اكتيويته ويژه مي‌شود. مثلاً برخلاف آنچه كه از اكتيويته ويژه تئوري در حدود Ci/mg120 انتظار مي‌رود، مقدار اكتيويته حاصل شده در عمل برابر
 Ci/mg 40-20 مي‌باشد.

فرآيند ديگر جداسازي يد از Te استفاده از هدف ₂TeO و روش تقطيرخشك است. اين روش نه تنها موجب كاهش قابل ملاحظه پسمان مي‌گردد بلكه موجب افزايش خلوص شيميايي يد نيز مي‌شود. اين، به نوبه خود، حتي يدينه شدن راديواكتيو قابل اطمينان و در عين حال يدينه شدن مؤثر مولكول‌‌هاي حساس شيميايي و مواد بيولوژيكي را تضمين مي‌كند. مدل فرآوري خودكار براي تقطير خشك I¹³¹ از هدف ₂TeO در حال حاضر براي به‌كارگيري در تأسيسات حفاظت شده گلاوباكس يا سلول داغ قابل دسترسي است.

 

كبالت –60

Co⁶⁰ تنها راديوايزوتوپ مهم در مقياس‌هاي مورد نياز در حد مگاكوري است. اين راديونوكليد به وسيله واكنش (n,g) روي هدف Co⁵⁹ تك نوكليدي) b36=s ) توليد مي‌گردد. از آنجا كه Co⁶⁰ داراي نيمه عمر 274_/5 سال مي‌باشد براي به دست آوردن بهره و اكتيويته ويژه مناسب، ضروري است فعال‌سازي هدف Co به مدت چندين سال در رآكتورها صورت بگيرد. چنانچه يك گرم كبالت در شار نوتروني معادل^1-s^2-n cm10¹³×5 به مدت 2 سال و 5 سال پرتودهي گردد، اكتيويته Co⁶⁰ حاصل شده به ترتيب برابر Ci114 و Ci363 خواهد بود. از آنجا كه سطح مقطع برابر b36 بوده و نياز به پرتودهي طولاني مدت وجود دارد، خود جذبي در هدف Co قابل ملاحظه مي‌شود و بهره فعال‌سازي با زمان كاهش مي‌يابد. لذا بهره واقعي بسيار پايين‌تر است. در صورت امكان سيستم كانتينر حلقوي هدف براي فعال‌سازي ترجيح داده مي‌شود. علاوه بر آن قرص‌هاي بسيار كوچك Co (mm1×mm1 با پوشش نيكل) براي بالا بردن بهره‌هاي فعال‌سازي به كار مي‌روند. در اين روش Co⁶⁰ با اكتيويته ويژه بسيار بالا توليد مي‌گردد. هدف آلترناتيو ديگر ميله‌هاي Co (باقطر mm6 ×mm25 با غلاف آلومينيم) است كه منجر به اكتيويته ويژه تقريباً Ci/g 150-100 مي‌شود. براي تهيه چشمه‌هاي درماني، Co⁶⁰ با اكتيويته ويژه بالا (Ci/g200> ) مورد نياز است، درحالي‌كه ‌اكتيويته ويژه متوسط براي تهيه قلم‌هاي چشمه‌اي براي استفاده در تأسيسات فرآوري شيميايي مناسب مي‌باشد.

در هندوستان Co⁶⁰ در نيروگاه‌هاي هسته‌اي كوتا (Kota)، نارورا (Narora) و كاكراپار(Kakrapar) توليد مي‌شود. با توجه به كار ممتد اين رآكتورهاي قدرت، و به منظور استفاده از اين مزيت هدف كبالت در شكل “ميله‌هاي تنظيم كننده” به كار مي‌رود. تأسيسات فرآيندي براي توليد در مقياس بالا نياز به چندين سلول داغ، ابزار و تجهيزات مربوطه و استخر آب جهت دريافت و نگه‌داري ميله‌هاي فعال‌شده دارد. ظرفيت توليد براي Co⁶⁰ در هندوستان تقريباً 1 مگاكوري در سال (MCi/y1) است. هندوستان جزو معدود كشورهايي است كه داراي چنين ظرفيت بالاي توليد Co⁶⁰ است.

 

ايريديم –192 ، برم –82 و ...

Ir¹⁹² (با نيمه عمر 83_/73 روز ) ايزوتوپ مهم ديگري است كه به تعداد زياد به عنوان چشمه براي دوربين‌هاي راديوگرافي گاما ( تا Ci100 براي هر دوربين) و به صورت سيم Ir¹⁹² در حدود چند ميلي‌كوري بر سانتي‌متر براي درمان به وسيله براخي‌تراپي (brachytherapy)
مورد نياز است. Ir¹⁹² به وسيله فعال‌سازي هدف ايريديم طبيعي توليد مي‌گردد.

فعال‌سازي يك گرم از هدف ايريديم (Ir¹⁹¹ با 3_/37 درصد) با شار نوتروني^1-s^2-n cm10¹³×5 به مدت يك و سه ماه منجر به توليد به ترتيب Ci144 و Ci335 بهره فعال‌سازي مي‌گردد. 

Na²⁴ و Br⁸² راديوايزوتوپ‌هاي مهم ديگري هستند كه به عنوان ردياب‌هاي صنعتي در پروژه‌هاي تحقيقاتي مورد استفاده قرار مي‌گيرند. اين دو راديونوكليد به ترتيب با فعال‌سازي هدف‌هاي ₃CO₂Na و Br₄NH توليد مي‌شوند، فرآيند پس از پرتودهي شامل انحلال ساده و پخش مي‌باشد. 6-3 كوري از Br⁸² ممكن است براي بعضي از مطالعات به كار رود.

راکتور یا سیکلوترون

رآكتور يا سيكلوترون

انتخاب روش توليد به چندين عامل بستگي دارد. در انتخاب يك راديونوكليد كه براي يك كاربرد ويژه يا آزمايشي مناسب است عواملي چون نيمه عمر، روش فروپاشي، انرژي، اكتيويته ويژه، خلوص راديونوكليدي و زمان فرآوري و ... مؤثر هستند. مثلاً Na²⁴ (با نيمه عمر 959_/14 ساعت) نمي‌تواند به عنوان يك ردياب در يك آزمايش كه دوران آن بيش از يك ماه باشد مورد استفاده قرار گيرد. در چنين حالتي Na²² (با نيمه عمر 6019_/2 سال) توليد شده در سيكلوترون، انتخاب مي‌گردد Na]²² (d,a) Mg²⁴ [. امكان توليد يك راديوايزوتوپ ويژه ممكن است محدود به دستگاه (رآكتور، شار نوترون، ذرات باردار، جريان باريكه، ملاحظات هدف ...) يا سطح مقطع واكنش باشد.

معمولاً راديوايزوتوپ‌هاي توليدي رآكتور در مقايسه با ايزوتوپ‌هاي توليد شده با استفاده از سيكلوترون ارزانتر بوده و به دست آوردن آن‌ها براساس يك روش ثابت آسانتر است. دريك رآكتور، هدف‌هاي زيادي به طور همزمان پرتودهي شده و توليد راديوايزوتوپ در بسياري از حالات براي عمليات عادي رآكتور ضروري است. در حالي‌كه در سيكلوترون، معمولاً تنها يك هدف در هر زمان مي‌تواند بمباران شود. اگرچه هزينه توليد دراين تجهيزات بالا مي‌باشد، اما  سيكلوترون‌ها محصولات متعدد با كمبود نوترون توليد مي‌كنند. لذا دو حالت فروپاشي توليد مكمل هم وجود خواهد داشت.

 

بهره‌هاي پرتودهي

دانستن اين مطلب كه چه ميزان از يك راديونوكليد در هنگام پرتودهي يك عنصر در بمباران نوتروني يا ذرات باردار توليد مي‌شود داراي اهميت است. تعداد ذرات فرودي به ازاي سانتي‌متر مربع در ثانيه روي يك هدف شار(f) ناميده مي‌شود. اما در مورد يك باريكه از ذرات باردار در يك سيكلوترون معمولاً جريان باريكه داريم تا شار. جريان باريكه برحسب آمپر(A) بيان مي‌شود. هر آمپر معادل 10¹⁸×24_/6 پروتون بر ثانيه يا 10¹⁸×12_/3 ذره a برثانيه مي‌باشد. هنگامي كه پرتودهي به مدت 1، 2 و 3 نيمه‌ عمر انجام پذيرد، اكتيويته تشكيل شده به ترتيب5_/0، 75_/0 و 875_/0 برابر اكتيويته اشباع خواهد بود. معمولاً براي توليد راديوايزوتوپ، پرتودهي بيشتر از مدت سه برابر نيمه عمر انجام نمي‌پذيرد.

فرآوري راديوشيميايي

ايزوتوپ‌هاي گسيل كننده -g همچون Co⁶⁰ و Ir¹⁹² به عنوان چشمه‌هاي منابع تابش در راديوگرافي صنعتي مورد استفاده قرار مي‌گيرند. هدف‌ها در شكل مناسب پرتودهي شده و ماده پرتودهي شده پس از قرار گرفتن در يك ظرف محافظ مستقيماً مورد استفاده قرار مي‌گيرد. هنگامي كه ايزوتوپ همچون Sc⁴⁶ به عنوان ردياب به كار مي‌رود، اسكانديم پرتو ديده در شكل مناسب بدون هرگونه خالص‌سازي براي آزمايشات مورد بهره‌برداري قرار مي‌گيرد. ناخالصي‌هاي همراه تداخلي در كار رديابي ندارند. ولي در بسياري از حالات هدف‌هاي پرتوديده با مراحل فرآوري شيميايي جهت به دست آوردن يك ايزوتوپ خالص در شكل مناسبي و خلوص موردنظر (خلوص راديونوكليدي، راديوشيميايي و شيميايي) لازم است. نياز براي مراتب فرآوري‌هاي شيميايي از اين حقيقت كه طي بمباران نوترون يا ذرات باردار بيش از يك نوع واكنش هسته‌اي به طور هم‌زمان همچون واكنش‌هاي (n,a)، (n,p) و (n,g) وجود دارد لازم است. اين امر منجر به توليد نوكليدهاي مختلف مي‌گردد. علاوه بر آن، ناخالصي‌ها در هـدف نيز موجب افزايش محصولات ديگر راديونوكليدي ميزبان مي‌شود. لذا انتخاب هدف‌هاي خالص و در مواقعي هدف‌هاي غني شده لازم است.

فرآوري راديوشيميايي هدف پرتو ديده نياز به يك يا چند روش جداسازي عادي همچون روش‌هاي جذب سطحي و هم رسوبي، استخراج با حلال، تبادل يوني يا كروماتوگرافي جامد- مايع، تقطير، تبخير يا الكتروشيميايي دارد. لازم است فاكتور‌هاي زير در طي فرآوري در نظر گرفته شوند.

(الف) زمان – حدود زماني فرآوري به طور كل بستگي به _2/1t ايزوتوپ دارد. روش‌هاي جداسازي سريع راديوشيميايي براي ايزوتوپ‌‌هاي با عمر كوتاه به‌كار مي‌رود.

(ب) كميت – معمولاً مقادير بسيار پايين، ماده راديواكتيو توليد مي‌شود و جداسازي شيميايي با بهره بالا در اين سطوح بسيار آسان نيست. مثلاً 1_/0 ميلي‌كوري از Co⁵⁸ به وسيله واكنش Co⁵⁸(n,p) Ni⁵⁸ در مدت يك هفته تابش‌دهي با شار نوتروني^1-s^2-n cm10¹² توليد مي‌گردد. اين مقدار معادل^9-10×3 گرم از Co⁵⁸ است. همراه‌بري افزوده نمي‌شود(NCA)، يعني جداسازي‌‌هاي بدون استفاده از همراه‌بر در اين سطوح انجام مي‌پذيرد.

(پ)   تابش با توجه به تابش همراه كليه عمليات شيميايي در داخل گلاوباكس‌ها، تأسيسات با حفاظ سربي، سلول‌هاي داغ بسته به مقدار اكتيويته جابه‌جا شده و نوع و انرژي تابش گسيل شده انجام مي‌پذيرد