Gamma dose rate determination of TRR irradiated fuel assemblies

Bagheri, Somayeh; Khalafi, H.; Faghihi, F.; Ezzati, Arsalan; Keyvani, M.; Ghods, H

doi:10.1016/j.pnucene.2021.103950

Cited by 4 publications

(1 citation statement)

References 13 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…Database ORIGEN2.1 mencakup tiga keluarga nuklida: 130 nuklida tergolong aktinida 850 nuklida tergolong fragmen fisi, dan 720 nuklida tergolong produk aktivasi (tota 1.700 nuklida) masing-masing dengan pustaka yang berbeda. Seperti disebutkan sebelumnya, spektrum dan intensitas fluks gamma dari bahan bakar yang diiradiasi dihitung pada 18 kelompok energi dan kemudian didefinisikan sebagai sumber foton dalam Gamset untuk penentuan panas gamma [22].…”

Section: B Produksi Radioisotopunclassified

ESTIMASI PANAS GAMMA PADA PRODUKSI RADIOISOTOP Lu-177, Ir-192, DAN Au-198 DI TERAS MOLIBDENUM RSG-GAS

Riskiana

Rohanda

Abdullatif

2022

urania

View full text Add to dashboard Cite

ESTIMASI PANAS GAMMA PADA PRODUKSI RADIOISOTOP Lu-177, Ir-192, DAN Au-198 DI TERAS MOLIBDENUM RSG-GAS. Panas gamma (Gamma heating) merupakan isu penting terkait keselamatan fasilitas iradiasi suatu reaktor dan sampel iradiasinya. Panas gamma dihasilkan dari interaksi energi gamma dengan material target. Energi gamma yang dihasilkan dari reaktor memiliki karakteristik energi gamma yang berbeda yang salah satunya dipengaruhi oleh jenis bahan bakar (jenis teras). Uranium molibdenum (UMo) merupakan bahan bakar masa depan yang memiliki beberapa keunggulan dibandingkan uranium oksida (UO2) dan silisida (USi) salah satunya dapat meningkatkan operasi reaktor. Untuk itu dilakukan studi komputasi panas gamma RSG-GAS dengan bahan bakar UMo pada beberapa proses produksi radioisotop seperti radioisotop Lu-177, Ir-192, dan Au-198. Penelitian ini menggunakan code ORIGEN untuk menghitung energi gamma yang dihasilkan untuk jenis bahan bakar UMo. Estimasi panas gamma menggunakan program Gamset, suatu program didesain dan sudah teruji untuk menghitung panas gamma di RSG-GAS. Hasil perhitungan panas gamma berbahan bakar UMo di RSG-GAS dalam kisaran 4,85 W/g ~ 8,69 W/g . Hasil ini lebih kecil dibandingkan dengan panas gamma pada uranium silisida (USi) yaitu sekitar 9,27 W/g ~ 13,3 W/g. Radioisotop Lu-177 memiliki panas gamma terbesar sekitar 8,69 W/g, yang diikuti oleh Au-198 dan Ir-192 yang masing-masing sebesar 5,89 W/g dan 7,12 W/g. Panas gamma pada ketiga radioisotop yang diproduksi oleh RSG-GAS berbahan bakar UMo tidak melebihi panas gamma maksimum (20 W/g) yang telah ditentukan sehingga dapat diartikan aman untuk reaktor dan sampel.Kata kunci: Panas gamma, UMo, RSG-GAS, radioisotop

show abstract

Section: B Produksi Radioisotopunclassified

ESTIMASI PANAS GAMMA PADA PRODUKSI RADIOISOTOP Lu-177, Ir-192, DAN Au-198 DI TERAS MOLIBDENUM RSG-GAS

Riskiana

Rohanda

Abdullatif

2022

urania

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

The effect of central flux trap on-line sampling on Tehran Research Reactor(TRR) core safety parameters

Bagheri,

Khalafi

2023

Nuclear Engineering and Design

View full text Add to dashboard Cite

Shutdown dose rate calculations in high-temperature gas-cooled reactors using the MCNP-ORIGEN activation automation tool

Fairhurst-Agosta,

Kozlowski

2023

nuclscitechnolopenres

View full text Add to dashboard Cite

Background High-temperature gas-cooled reactors (HTGRs) have many distinct features from the current light water reactor (LWR) fleet, and potential decommissioning strategies should take them into consideration. The proper characterization of the shutdown dose rates can establish a suitable strategy. Methods This article introduces a new shutdown dose rate calculation capability that relies on the MCNP-ORIGEN activation automation tool and the MCNP repeated structures to explicitly model the TRistructural ISOtropic (TRISO) particles as decay radiation sources. Results Three exercises are conducted with this capability, and their results discussed. The first two exercises verify and demonstrate the workflow. The third exercise proposes a decommissioning strategy for a high-temperature gas-cooled microreactor and studies its feasibility from the shutdown dose rate standpoint. The calculations yield a dose rate map above at the reactor citadel after a three month cool-down, showing values above 40 mSv/h. Conclusions The findings imply that the decommissioning strategy based on placing the reactor in a safe shutdown state and allowing it to cool down for three months before removing various components and extracting the fuel assemblies, may not be sufficient to minimize unnecessary exposure of personnel.

show abstract

Gamma dose rate determination of TRR irradiated fuel assemblies

Cited by 4 publications

References 13 publications

ESTIMASI PANAS GAMMA PADA PRODUKSI RADIOISOTOP Lu-177, Ir-192, DAN Au-198 DI TERAS MOLIBDENUM RSG-GAS

ESTIMASI PANAS GAMMA PADA PRODUKSI RADIOISOTOP Lu-177, Ir-192, DAN Au-198 DI TERAS MOLIBDENUM RSG-GAS

The effect of central flux trap on-line sampling on Tehran Research Reactor(TRR) core safety parameters

Shutdown dose rate calculations in high-temperature gas-cooled reactors using the MCNP-ORIGEN activation automation tool

Contact Info

Product

Resources

About