انجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259712320130823Multilayer shielding in LEO orbitحفاظهای چندلایه در مدار LEO1611210710.22052/1.3.1FAمظاهراسکندریدانشگاه مالک اشتر- شاهین شهر- اصفهانعلی محمدنیکودانشگاه مالک اشتر- شاهین شهر- اصفهانحسینجهانبخشدانشگاه مالک اشتر- شاهین شهر- اصفهانحسینصادقیدانشگاه مالک اشتر- شاهین شهر- اصفهانJournal Article20220821LEO orbit space radiations in which the protons has the main contribution, have survived devastating effects on electronic components. The damage caused by ionizing protons on the satellite electrical components in the circuit LEO moves was reviewed. By studying the LEO orbit by Shieldose software, the worst-case scenario was evaluated for a satellite. Considering the electronic components based on metal oxide semiconductor (MOS), a design for protection against TID originated from captured protons was done by MULASSIS software based on Monte Carlo calculations. Considering the weight and volume constraints, multiple layers for ionizing dose reduction were studied. Results show that a three-layer combination of shielding materials including low, high and low density materials, which simultaneously optimize the weight and volume, makes the optimum protection.تابشهای موجود در محیط پرتوی فضا در مدار LEO که پروتونها سهم عمدۀ آنها را تشکیل میدهند، آثار مخربی بر روی قطعات الکترونیکی بر جای میگذارند. در این مقاله، اثر آسیب یونیزان پروتونها بر روی قطعات الکترونیکی ماهوارهای که در مدار LEO حرکت میکند، بررسی شد. با بررسیهای انجامشده بر روی مدارهای LEO توسط نرمافزار Shieldose، بدترین سناریوی مطرح برای یک ماهواره، مورد ارزیابی قرار گرفت. با توجه به در نظر گرفتن قطعات الکترونیکی بر پایۀ نیمهرسانای اکسید فلزی (MOS)، طراحی حفاظ برای اثر TID ناشی از پروتونهای بهدامافتاده بهوسیلۀ نرمافزار MULASSIS که بر پایۀ محاسبات مونت کارلو است، انجام شد. با در نظر گرفتن محدودیت وزن و حجم، حفاظهای چند لایه برای کاهش دز یونیزان، بررسی شد. با توجه به نتایج حاصل از محاسبات، حفاظهای سه لایهای با ترکیبی از مواد با چگالی کم، با چگالی زیاد و با چگالی کم، بهمنظور بهینهسازی نسبی همزمان وزن و حجم بهعنوان حفاظ بهینه انتخاب شد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112107_5c97be21e6ef963421dc986863076f69.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259712320130823The effect of weak magnetic field on the diffusion coefficient of radon gasاثر میدان مغناطیسی ضعیف بر ضریب نفوذ گاز رادن71411210810.22052/1.3.7FAیاسمننصیر زادهدانشگاه شهید باهنر کرمانعباسحسینی رنجبردانشگاه شهید باهنر کرمانعلینگارستانیدانشگاه تحصیلات تکمیلی کرمانJournal Article20220821Various studies have been done on the effective factors that cause the emanation of radon gas as the earthquake forecast from the earth. In this study, Magnetic field is examined and the effect of weak magnetic fields of up to 40 gauss applied to paper and aluminum membranes is measured. The results indicate an increase in the diffusion coefficient versus the increase of the applied magnetic field. It is revealed that by using a paper membrane at moistures lower than 10%, the diffusion coefficient of radon is in the absence of the magnetic field and is for a magnetic field of 39.5 G, and when using an aluminum membrane at moistures lower than 10%, it is in the absence of the magnetic field and is for a magnetic field of 39.5 G.مطالعات بسیاری در ارتباط با عوامل مؤثر بر خروج گاز رادن بهعنوان پیشنشانگر زلزله انجام شده است. در این مطالعه، اثر میدان مغناطیسی مورد توجه قرار گرفته است. برای این منظور، تأثیر میدانهای مغناطیسی ضعیف (حداکثر 40 گوس) از سد صافیهای نازک از جنس کاغذ و آلومینیوم مورد آزمایش قرار گرفته است؛ بهطوریکه هنگام استفاده از صافی کاغذی در رطوبت کمتر از 10%، ضریب نفوذ رادن از مقدار برای میدان مغناطیسی صفر تا مقدار برای میدان مغناطیسی 5/39 گوس و هنگام استفاده از صافی آلومینیومی در رطوبت کمتر از 10% از مقدار برای میدان مغناطیسی صفر تا مقدار برای میدان مغناطیسی 5/39 گوس بهدست آمد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112108_cb3467afe96beed48d25e9f867c64a6f.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259712320130823Position optimization of brachytherapy sources at 2D and 3D using genetic algorithmبهینهسازی مکان چشمههای براکی تراپی در دو و سه بعد با کاربست الگوریتم ژنتیک152011210910.22052/1.3.15FAعلی اصغرمولویدانشگاه حکیم سبزواریمحمودزیبنده گرجیدانشگاه پیام نور تهرانسعیدمحمدیدانشگاه پیام نور مشهدهادیصدوقی یزدیدانشگاه فردوسی مشهدJournal Article20220821Optimization in radiotherapy is one of an important and attractive topic in Medical Physics. In this study, we have written a computer code base on genetic algorithm using MATLAB software, to optimize the best places of brachytherapy sources with optimal value of a parameter which is determined by weight. The weight parameter is related to the activity of each seed implant brachytherapy sources, such as iodine -125, or the irradiation time in each place after loading brachytherapy source like Iridium-192. We have run the code for some arbitrary tumor’s shapes in two and three dimensions spaces and the optimized places for seeds of Ioine-125 brachytherapy source and their activities are founded. For each tumor, the optimization is done so that the points on the boundary edge of two-dimensional or three-dimensional object, points on the surface and all points within a given dose greater or equal to the dose on the surface or in the border areas have. The Isodose curves show the result of dose optimization is done at the desirable level.بهینهسازی در روش پرتودرمانی براکی تراپی، یکی از موضوعات مهم و جذاب فیزیک پزشکی است. در این تحقیق، یک کُد کامپیوتری برای الگوریتم ژنتیک بهکمک نرمافزار متلب برای بهینهسازی نوشته شده است که مناسبترین مکانهای چشمۀ براکی تراپی بههمراه بهینۀ مقدار یک پارامتر وزنی را تعیین میکند. این پارامتر وزنی مربوط به فعالیت چشمههای براکی تراپی کاشتنی مثل ید-125 است یا مدت زمان تابشدهی چشمه در هر مکان، برای چشمههای براکی تراپی پس- بارگذاری مثل ایریدیم- 192 است. کد را برای چند شکل اختیاری تومور در فضاهای دو بعدی و سه بعدی بهکار برده و مناسبترین مکانهای قرار گرفتن دانۀ چشمههای براکی تراپی و فعالیت هر یک پیدا شده است. برای هر تومور مورد نظر، بهینهسازی بهگونهای انجام شده که نقاط واقع بر لبۀ مرز، درحالت دو بعدی یا نقاط روی سطح در حالت سه بعدی، دز معین را داشته و همۀ نقاط درون تومور، دزی بیشتر یا برابر با دز تعیین شده روی سطح یا نقاط واقع در مرز را داشته باشند. نتایج منحنیهای همدز نشان میدهد که بهینهسازی در حد بسیار مطلوبی انجام شده است.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112109_21637fa4477c85203bfdd4d2a3004c63.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259712320130823Investigation of electronic behavior of an irradiated diode circuit for gamma radiation purposesبررسی رفتار الکترونیکی یک مدار دیودی در معرض تابش برای آشکارسازی پرتوهای گاما212611211010.22052/1.3.21FAاحمدرمضانی مقدمدانشگاه کاشانمحمدنظیفی فرددانشگاه کاشانJournal Article20220821The ionizing radiations are able to make either a permanent or temporarily damage in the electronic circuits. The temporary effects during irradiation can be used to detect the ionizing radiation. In this study a diode in reverse bias has been used to investigate the effects of ionization radiation on semiconductors. The variation of reverse current of diode has been monitored due to interaction of gamma with semiconductor material. The commercially available diode N4001 was used in serial connection with resistant. Results show the major effect of irradiation on diodes is the increase in reverse current. The increase in reverse bias current is linked to the creation of mid-gap states. It is possible to detect the gamma radiation using a simple diode circuit in reverse bias. Thus, a silicon diode can be thought of as a solid-state equivalent to an ionization-chamber radiation detector.پرتوهای یونساز میتوانند آثار دائمی یا موقت بر عملکرد مدارهای الکترونیکی داشته باشند. آثار موقت که در حین تابشدهی ظاهر شوند، میتوان بهعنوان نشانهای از وجود پرتو یونساز در محیط دانست که برای آشکارسازی پرتو یونساز مفید هستند. در این مطالعه، اثر فوتونهای گاما بر جریان معکوس دیود در حالت بایاس معکوس و مقایسۀ آن با همان جریان در حالت بدون تابش مورد بررسی قرار گرفت تا از این طریق، امکان بهکارگیری پیوند دیودی برای مصارف آشکارسازی بررسی شود. در مدار دیودی از یک دیود N4001بهصورت سری با یک مقاومت بزرگ استفاده شده است. برای تأمین پتانسیل خارجی مدار دیودی از یک منبع تغذیه ولتاژ مستقیم گردید. برای اندازهگیری جریان اشباع معکوس و تغییرات جریان ناشی از تابش پرتو گاما، ولتاژ در دو سر مقاومت اندازهگیری شد. نتایج نشان میدهند که یک مدار سادۀ دیودی تحت تأثیر تابش گاما دارای اختلاف معناداری در جریان اشباع معکوس خود، نسبت به حالت بدون تابش است؛ بنابراین، میتوان تغییرات مشاهدهشده در جریان اشباع معکوس را در گام سادۀ اول، بهعنوان علامت وجود پرتو گاما در محیط در نظر گرفت.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112110_276bb28b8f6ac279808b99d231419100.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259712320130823Radiological management in nuclear accidentsمدیریت سوانح هستهای از دیدگاه حفاظت پرتوی273411211110.22052/1.3.27FAمریمموسویدانشگاه گیلانمسعودوهابی مقدمدانشگاه گیلانJournal Article20220821Nuclear energy offers the opportunity of meeting a significant contribution in diverse electricity portfolio of many countries. However, like many other technological achievements it suffers from the potential of probable accidents which are capable of doing harm to human beings and the environment. Therefore, emergency planning to encounter nuclear accidents including preparatory plans for operators, rescue teams and the general public is indispensable. Radiation protection optimization along with some personal dose limitations on the basis of reference levels plays a crucial role in emergency response actions. Exposure pathways, potentially exposed groups of people as well as radiation field specifications are of main concern in this regard. In the first stage, primary assessment of the accident and required actions to constrain the outcomes are the main task. Radiation monitoring and estimation of radiation doses onsite and offsite along with the determination of the type and levels of released radioactive materials are also considered in this stage. Radiological management strategies are then drawn on the basis of potential doses and specified reference levels. Radionuclides dispersion through potential pathways is then assessed followed by execution of emergency plan. Special care should be taken in communicating sensitive information to the public. Further stages would include mid-term and long-term plans to decrease collective doses as much as possible and to assess the rehabilitation programs.کاربرد انرژی هستهای بهمنظور تولید برق در بهرهبرداری عادی و در مقام مقایسه، گزینۀ مطلوبی در سبد انرژی بسیاری از کشورها بهشمار میرود؛ اما در عین حال، پتانسیل آسیبرسانی به مردم و محیط زیست را به هنگام بروز سوانح، هر چند با احتمال اندک، نظیر سایر دستاوردهای فناوری بشر در بر دارد. برنامهریزی موارد اضطرار برای مقابله با این رویدادها، با احتمال هر چند اندک، و ایجاد آمادگیهای لازم در پرسنل بهرهبردار، گروههای نجات و جوامعِ پیرامونی اجتنابناپذیر است. محور اصلیِ مقابله را بهینهسازی حفاظت پرتوی، همراه با اعمال برخی محدودیتهای دُزِ فردی بر مبنای ترازهای مرجع تشکیل میدهد. در این راستا، مسیرهای پرتوگیری، جوامع در معرض پرتوگیری و ویژگیهای پرتودهی مورد بررسی واقع میشود. در مرحلۀ نخست، ارزیابی اولیه از وسعتِ سانحه و تلاش در مهار آن در اولویت قرار دارد. انجام پرتوپایی از جنبههای مختلف و برآورد میزان پرتوگیری در داخل و خارج تأسیسات به همراه تعیین نوع و میزان مواد پرتوزای آزاد شده نیز در این مرحله صورت میگیرد و براساس آن، مدیریت عملیات و تقسیم وظایف با توجه به میزان دُزِ محتمل و در نظر داشتن ترازهای دُزِ مرجع اِعمال میشود. در پیِ آن، برآورد چگونگی پخش مواد پرتوزا از مسیرهای مطرح و به موازات آن، مراقبت در اجرای برنامه از پیش تدوین شدۀ اضطرار بر مبنای مسئولیتهای تعریفشده انجام میپذیرد. طیِ این مراحل، مراقبت در چگونگی انعکاسِ رویدادها به جامعه، تبیین ریسک و توجه به تأثیر آن بر افکار عمومی، حائز اهمیّت فراوان است. مراحلِ بعدیِ این مدیریت، برنامهریزی برای اقدامات میانمدّت و درازمدّت، بر حسب مورد، و بررسی اقداماتِ لازم برای خروج از وضعیّتِ بحران و ارزیابی استراتژیهای بازگشت به وضعیّتِ عادی را شامل میشود.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112111_4f5976a598b395e78689edb34a017397.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259712320130823Fabrication of LiF:Mg,Cu,P thermoluminescent dosimeter and investigation of the effect of copper impurity on its dosimetric featuresساخت دزیمتر گرماتاب LiF:Mg,Cu,P و بررسی تأثیر ناخالصی مس بر خصوصیات گرماتابی آن354011211210.22052/1.3.35FAاحسانصادقیدانشگاه کاشانمصطفیزاهدیفردانشگاه کاشانمحسنمحرابیدانشگاه کاشانJournal Article20220821LiF powder having particle size of 50-200 µm doped with Mg, Cu and P impurities was produced using melting method. The whole construction process was conducted in a nitrogen atmosphere. The effect of Cu impurity on the thermoluminescence glow curve was investigated and the appropriate amount of Cu was determined. The TL properties of the fabricated phosphor was compared to commercial LiF:Mg,Cu,P (GR-200). The results show the same sensitivity and glow curve shape for the both samples.نمونۀ پودر دزیمتر لیتیم فلوراید آلاییده با ناخالصیهای منیزیم، مس و فسفر با اندازۀ 50-200 میکرومتر به روش ذوب ساخته شد. برای رسیدن به شرایط ایدئال کل مراحل ساخت در اتمسفر نیتروژن انجام و از بوتۀ پلاتینی استفاده شد. تأثیر ناخالصی مس بر نمودار گرماتابی و هر یک از قلههای آن بررسی شد و بهترین میزان در 05/0 مول درصد از ناخالصی مس بهدست آمد. دزیمتر ساختهشده با نمونۀ تجاری (GR-200) LiF:Mg,Cu,P مقایسه شد که حساسیت و نمودار گرماتابی تقریباً یکسانی برای نمونههای ساختهشده و تجاری مشاهده شد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112112_15dcce1374dcddd8da7c304a0e6af92b.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259712320130823Calculation of neutron flux and spectrum in three north beam tubes of Tehran research reactor for BNCT, by MCNPمحاسبه طیف و شار نوترونی در سه بیمتیوب شمالی راکتور تحقیقاتی تهران برای استفاده در نوترونتراپی با بور با کد محاسباتی مونت کارلو414511211310.22052/1.3.41FAمجیدزمانیسازمان انرژی اتمی ایرانحسینخلفیسازمان انرژی اتمی ایرانمحسنشایستهسازمان انرژی اتمی ایرانJournal Article20220821In order to investigate the possibility of using the T.R.R beam tubes in BNCT, it is necessary to select the best one from three north beam tubes. This beam tube should have more flux and better spectrum compared to others. So, after simulation of the last configuration of reactor’s core (NO.55) by MCNP4C code, the neutron flux and spectrum were calculated at the start, middle, and end of each three north beam tubes (B1, B2, B3). Because of the relation between these parameters and the state of core, this calculation was done in three different situations of reactor’s core: BOC, MOC and EOC. The analyses of results showed that the neutron spectrum is almost the same in all of the beam tubes, but the neutron flux in northwest beam tube is better than the others .So, this beam tube is more proper to be used in BNCT.بهمنظور بررسی امکان استفاده از بیمتیوبهای راکتور تحقیقاتی تهران در درمان، بهوسیلۀ گیراندازی نوترون توسط بور1، لازم است یکی از بیمتیوبهای ششگانۀ راکتور تهران که از نظر شار و طیف نوترونی مناسبتر است، انتخاب شود. برای انتخاب مناسبترین بیمتیوب، آخرین وضعیت قلب راکتور (قلب شمارۀ 55) با کد محاسباتی مونت کارلو2، شبیهسازی شد و سپس طیف و شار نوترون در ابتدا، میانه و انتهای هر یک از سه بیمتیوب شمالی در حالتهای مختلف داخلبودن میلههای کنترل3 محاسبه شد. نتایج نشان میدهد با آنکه طیف نوترونی در همۀ بیمتیوبها تقریباً یکسان است، شرایط شار در بیمتیوب شمال غربی بهتر است؛ لذا برای کاربرد در روش نوترون تراپی با بور1، مناسبتر است.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112113_5e2c995cb282703ea7bc9b4003d4dcdf.pdf