Le réacteur de recherche TRIGA de la Commission de l'énergie atomique du Bangladesh (BAEC) est une installation nucléaire unique du pays généralement mise en œuvre pour une grande variété d'applications de recherche et constitue une excellente source de neutrons. Pendant le fonctionnement du réacteur, il est nécessaire de mesurer et de contrôler la concentration d'activité de l'eau de la piscine pour la détection des défaillances des éléments combustibles et pour la détermination de la contamination. La présente étude traite de l'estimation de la concentration d'activité du Na-24 présent dans le liquide de refroidissement de l'eau produit à la suite de la réaction 23Na (n, γ) 24Na. Plusieurs équations directrices ont été utilisées pour estimer théoriquement les concentrations d'activité de Na-24 à différents niveaux de puissance du réacteur, y compris la puissance maximale du réacteur de 2,4 MW. À partir du résultat obtenu, il est assuré que l'activité estimée de Na-24 de 8,83 × 10−3 μCi/cm3 n'est pas suffisamment significative pour tout danger radiologique. Ainsi, pour assurer la sécurité radiologique du réacteur de recherche, l'évaluation effectuée dans le cadre de la présente étude a une implication.

El Reactor de Investigación TRIGA de la Comisión de Energía Atómica de Bangladesh (BAEC) es una instalación nuclear única del país generalmente implementada para una amplia variedad de aplicaciones de investigación y sirve como una excelente fuente de neutrones. Durante la operación del reactor es necesario medir y controlar la concentración de actividad del agua de la piscina para la detección de fallas en el elemento combustible y para la determinación de la contaminación. El presente estudio se ocupa de la estimación de la concentración de actividad para Na-24 presente en el agua refrigerante producida como resultado de la reacción 23Na (n, γ) 24Na. Se han empleado varias ecuaciones de control para estimar las concentraciones de actividad de Na-24 teóricamente en diferentes niveles de potencia del reactor, incluida la potencia máxima del reactor de 2,4 MW. A partir del resultado obtenido se asegura que la actividad estimada de Na-24 de 8.83 × 10−3 μCi/cm3 no es lo suficientemente significativa para ningún peligro radiológico. Por lo tanto, para garantizar los problemas de seguridad radiológica del reactor de investigación, la evaluación realizada en el presente estudio tiene una implicación.

The Bangladesh Atomic Energy Commission (BAEC) TRIGA Research Reactor is a unique nuclear installation of the country generally implemented for a wide variety of research applications and serves as an excellent source of neutron. During reactor operation it is necessary to measure and control the activity concentration of the pool water for fuel element failure detection and for the determination of contamination. The present study deals with the estimation of activity concentration for Na-24 present in water coolant produced as a result of 23Na (n, γ) 24Na reaction. Several governing equations have been employed to estimate the Na-24 activity concentrations theoretically at different reactor power levels including maximum reactor power of 2.4 MW. From the obtained result it is ensured that the estimated Na-24 activity of 8.83 × 10−3 μCi/cm3 is not significant enough for any radiological hazard. Thus for ensuring radiological safety issues of the research reactor the assessment performed under the present study has an implication.

مفاعل تريغا البحثي التابع للجنة بنغلاديش للطاقة الذرية (BAEC) هو منشأة نووية فريدة من نوعها في البلاد يتم تنفيذها بشكل عام لمجموعة واسعة من التطبيقات البحثية ويعمل كمصدر ممتاز للنيوترون. أثناء تشغيل المفاعل، من الضروري قياس ومراقبة تركيز نشاط مياه المسبح للكشف عن فشل عنصر الوقود ولتحديد التلوث. تتناول هذه الدراسة تقدير تركيز النشاط لـ Na -24 الموجود في سائل تبريد الماء المنتج نتيجة تفاعل 23Na (n, γ) 24Na. تم استخدام العديد من المعادلات الحاكمة لتقدير تركيزات نشاط Na -24 نظريًا عند مستويات طاقة مفاعل مختلفة بما في ذلك طاقة مفاعل قصوى تبلغ 2.4 ميجاوات. من النتيجة التي تم الحصول عليها، يتم التأكد من أن نشاط Na -24 المقدر بـ 8.83 ×10 μCi/cm3 ليس كبيرًا بما يكفي لأي خطر إشعاعي. وبالتالي، لضمان قضايا السلامة الإشعاعية لمفاعل البحث، فإن التقييم الذي تم إجراؤه في إطار هذه الدراسة له تأثير ضمني.