انجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259713220140522Response optimization of neutron dosimetry in thermal and fast energy range for a diode detectorبهینهسازی پاسخ دزیمتری نوترون در بازه انرژی حرارتی و سریع برای آشکارساز دیودی1811212810.22052/2.2.1FAحسینذکی دیزجیدانشگاه جامع امام حسین(ع)فریدونعباسی دوانیدانشکده مهندسی هستهای، دانشگاه شهید بهشتیطیبکاکاونددانشگاه بینالمللی امام خمینی، قزوینJournal Article20220821During the last few years, real time gamma and neutron dosimeters have been developed and semiconductor diodes are frequently used in these dosimeters. Semiconductor diodes are used to charged particle detection. For sensitizing the detector to neutrons, a converter layer is contacted on the front surfaces of them. Incident neutrons interact with the converter and produce charged particles that can deposit their energy in the detectors and produce a signal. To cover the energy range of thermal and fast neutrons, a silicon diode detector with thermal neutron converters (6LiF) and fast neutron converter (polyethylene) have been used. Response of the diode detector to neutron radiation is depending on the neutron converter and varying of the neutron converter characteristics is performed for achieving dosimetry in the different energies. To achieve proper dosimetry response in a wide range of energy response 0.01 eV-15 MeV, the optimum thickness of the thermal and fast neutron converter is determined 4 micron and one millimeter respectively. The results show that the dosimetry response in the different neutron energies, to some extent was appropriate, and the deviation is acceptable in the wide range of energyدزیمتری فعال فردی گاما و نوترون در سالهای اخیر مورد توجه بودهاند و از این میان، دیودهای نیمههادی گزینۀ مناسبی برای این منظور هستند. دیودهای نیمههادی برای آشکارسازی ذرات باردار استفاده میشوند و برای ایجاد حساسیت نوترونی در آنها از یک لایه مبدل استفاده میشود. نوترونها با انجام واکنش در مبدل نوترون، ذرات باردار ثانویه تولید میکنند. این ذرات باردار ثانویه با رسیدن به آشکارساز ثبت میشوند. برای پوشش دادن به بازه انرژی حرارتی و سریع، یک آشکارساز دیود سیلیکونی بههمراه مبدل نوترون حرارتی (LiF6) و مبدل نوترون سریع (پلیاتیلن) بهکار برده شده است. پاسخ آشکارساز برای تابش نوترون تحت تأثیر مبدل نوترون بوده و با ایجاد تغییر در مشخصات مبدل نوترون، تابع پاسخ آشکارسازی بهمنظور دستیابی به پاسخ دزیمتری نوترون در انرژیهای مختلف تنظیم شده است. برای دستیابی به پاسخ دزیمتری مناسب در بازه گستردۀ انرژی MeV 15- eV 01/0، ضخامت بهینه مبدل نوترون حرارتی و سریع بهترتیب 4 میکرون و یک میلیمتر تعیین شده است. نتایج بهدستآمده نشان میدهد که پاسخ دزیمتری برحسب انرژی نوترون تا حدودی مناسب بوده و میزان انحراف آن در بازه گستردۀ انرژی، قابل قبول است.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112128_a4e3710474898729f438d56fc187bea9.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259713220140522Analyzing the dose response curves for lithium fluoride powder (LiF) in different mesh size induced by Gamma beam for using in thermoluminescence dosimetryبررسی و تحلیل منحنیهای پاسخ پودر فلورید لیتیوم (LiF:Mg,Ti) در مشهای مختلف برای پرتو گاما به منظور استفاده در دزیمتری ترمولومینسانس91211212910.22052/2.2.9FAمهدیقوتیدانشگاه آزاد اسلامی واحد تهران مرکزفرهادمنوچهریسازمان انرژی اتمی ایرانJournal Article20220821The effect of the different parameters on the thermoluminescence behavior of LiF:Mg,Ti powder produced by melting method is reported. Standard powder of LiF:Mg,Ti manufactured by Harshaw company, was converted to smaller grains size, to obtain different meshes after melting and cooling steps. Powder in this study are of mesh size: 80 to 100, 120 to 140 and 170 to 200 µm. The results show that the melting process affect the glow curve shape, fading factor and repeatability factor of the produced phosphorدر این تحقیق، پودر استاندارد LiF:Mg,Ti (TLD-100) ساخت شرکت هارشاو، بعد از انجام مراحل ذوب و سرد کردن، طی فرایندهایی به دانههای کوچکتر تبدیل میشود تا بتوان مشهای مختلفی را از آن بهدست آورد. پودر مورد مطالعه در این تحقیق، دانههایی با اندازه مشهای 80 تا 100، 120 تا 140 و 170 تا 200 میباشند که تغییرات حاصل در رفتارها و فاکتورهای دزیمتری آنها مورد مطالعه و بررسی قرار میگیرد. از مهمترین نتایج بهدستآمده میتوان به روند تغییرات در فاکتورهای مهم دزیمتری از جمله منحنی درخشندگی، منحنی پاسخ دز، محوشدگی، تکرارپذیری، در اثر ذوب شدن اشاره کردhttps://rsm.kashanu.ac.ir/article_112129_77dbb9184a95a07c92eda7ba6ef14797.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259713220140522Study the shielding for PET/CT imaging installations of Shariati hospital of Tehran with Monte Carlo codeارزیابی حفاظ سامانه تصویربرداری PET/CT بیمارستان شریعتی تهران بهکمک روش مونتکارلو132011213010.22052/2.2.13FAمجتبیشمسایی ظفرقندیدانشگاه صنعتی امیر کبیرفرشتهغلامیدانشگاه صنعتی امیر کبیراحسانعلی بیگیدانشگاه صنعتی امیر کبیرJournal Article20220821Nowadays medical imaging systems like PET/CT are widely used in cancer diagnosis. Due to serious and irreversible harms of ionization radiations, protection of all those who are exposed is the main concern of health issues. The main basis of the calculation of the shielding design in the medical imaging systems is that the absorbed dose should not exceed the allowed limit. Using the Monte Carlo N-Particle Transport Code (MCNP), a potential suite for a positron emission tomography/Computed Tomography (PET/CT) facility was designed. The design considers three different areas as required in a PET/CT facility: scanning room, waiting area, and injection room. MCNP-X calculation code is used to ensure that the controlled and uncontrolled areas (with allowed dose of 0.1 mSv/week and 0.02mSv/week, respectively) does not exceed the limits. Since this center accepts four patients every day with mean total activity of 77 mCi, the dose rates are calculated from 2.6E-06 mSv/Week to 9.35E-3 mSv/week. The simulation results revealed that even if this center increase its service to eight patients per day, the dose rates will be from 4.88E-06 mSv/week to 2.81E-02 mSv/week, which is still below the allowed dose rateبا توجه به پیشرفت روزافزون سامانههای تصویرگر تشخیصی در سرطان از جمله PET/CT، نیاز به حفاظت در برابر پرتوهای یونساز که میتوانند سبب ایجاد آسیبهای جدی و برگشتناپذیر برای تمام کسانی که بهنحوی با پرتو سروکار دارند، امری جدی بهحساب میآید. اطمینان از اینکه دُز دریافتی افراد از حد مجاز تجاوز نکند، محور طراحی و محاسبات حفاظ سامانههای تصویرگر و درمانی است. در این تحقیق، وضعیت حفاظ موجود در بیمارستان شریعتی تهران، برای تأسیسات تصویرگر PET/CT برای اتاقهای تزریق، انتظار و اتاق پویش با استفاده از کد محاسباتی MCNPX برای مناطق کنترلشده با نرخ mSv/Week1/0 و مناطق غیر کنترلی mSv/Week 02/0 بررسی شد. با توجه به اینکه این مرکز روزانه تا 4 بیمار را با فعالیت میانگین mCi77 تحت خدمات قرار میدهد، مقادیر نرخ دُز از E-06mSv/Week ۶۷/۲ تا E-03mSv/Week ۳۵/۹ محاسبه شد. نتایج شبیهسازی نشان میدهد که چنانچه این مرکز بخواهد خدمات خود را تا 8 بیمار در روز افزایش دهد، نرخ دُز از E-06mSv/Week ۸۸/۴ تا
E-02mSv/Week ۸۱/۲ افزایش یافته و همچنان پایینتر از نرخ توصیهشده استhttps://rsm.kashanu.ac.ir/article_112130_3b092a37b8f31aa0e0fd4e37df114948.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259713220140522Simulation of graphite calorimeter using EGS4 codeشبیهسازی کالریمتر گرافیتی با بهرهگیری از کد EGS4212611213110.22052/2.2.21FAفرهودضیائیپژوهشگاه علوم و فنون هستهای0000-0002-1726-7081النازرحمنیدانشگاه آزاد اسلامی واحد تهران مرکزیJournal Article20220821In this paper, graphite calorimeter device which is using to calibrate the electron beam of therapy accelerators in the range of the low dose was simulated using the EGS4 calculation code. Then, the electron beam dose distributions were calculated in it and the effects of parameters such as thickness of the calorimeter core, the distance to the source, thickness of air gap around the core, thickness of graphite plates around the core, and the dimensions of the electron beam window, upon the amount of absorbed dose in the colorimeter core were investigated.در این مقاله، دستگاه کالریمتر گرافیتی که بهمنظور کالیبراسیون باریکۀ الکترونهای حاصل از شتابدهندۀ درمانی در محدودۀ دز جذبی پایین بهکار میرود، با استفاده از کد محاسباتی EGS4 شبیهسازی شد. سپس توزیع دز باریکۀ الکترون در داخل آن محاسبه و اثر پارامترهایی مانند ضخامت قلب کالریمتر، فاصلۀ چشمه تا دستگاه، ضخامت شکاف هوای اطراف قلب، ضخامت صفحات گرافیتی پیرامون قلب، و ابعاد پنجرۀ باریکۀ الکترون، روی مقدار دز جذبی در قلب کالریمتر مورد بررسی قرار گرفت. سرانجام پارامترهای بهینه برای حصول بالاترین مقدار دز جذبی در قلب کالریمتر که موجب افزایش قدرت تفکیک میگردد، محاسبه شد. نتایج حاصل از این شبیهسازی با نتایج تجربی منتشرشده توسط دیگر پژوهشگران، تطابق خوبی را نشان داد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112131_38641215879cb2cffba8b0c6eb25fd5b.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259713220140522Dose rate calculation caused by natural radioactivity in granite samples used as building materials in Iranمحاسبات آهنگ دز ناشی از پرتوزایی طبیعی موجود در سنگهای گرانیتی ساختمانی در ایران273011213210.22052/2.2.27FAفریداصغری زادهسازمان انرژی اتمی ایران، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ایمحمدقنادی مراغهسازمان انرژی اتمی ایران، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ایبهرامسلیمیسازمان انرژی اتمی ایران، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ایالهامصدق گویاسازمان انرژی اتمی ایران، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ایJournal Article20220821All building materials contain various amounts of natural radioactive nuclides. Materials derived from rock and soil contain mainly natural radionuclides of the uranium (238U) and thorium (232Th) series, and the radioactive isotope of potassium (40K). Radiation exposure due to building materials can be divided into external and internal exposure. The external exposure is caused by direct gamma radiation. The internal exposure is caused by the inhalation of radon (222Rn), thoron (220Rn) and their short-lived decay products. In this study, the external exposure caused by direct gamma radiation from granite samples as the building materials is considered. Total absorbed dose rate and annual effective dose rate in air due to under test granite samples were calculated. The obtained values for absorbed dose rate in all samples, except for sample No. 2 is more than the corresponding population-weighted world-averaged value of 60 nGy h−1. Applying dose criteria recommended by the European Commission Report on Radiological Protection Principles Concerning the Natural Radioactivity of Building Materials, 1999 for superficial materials, all investigated samples meet the exemption dose limit of 0.3 mSv y-1.همۀ مواد ساختمانی دارای مقادیر مختلفی از مواد پرتوزای طبیعی هستند. مواد بهدستآمده از سنگ و خاک، عموماً حاوی رادیونوکلیدهای اورانیوم (اورانیوم-238)، توریم (توریم-232) و هستۀ پرتوزای طبیعی پتاسیم-40 میباشند. پرتوگیری از مواد ساختمانی به دو دستۀ پرتوگیری خارجی و داخلی تقسیم میشود. پرتوگیری خارجی در اثر تابش مستقیم پرتوهای گاما از رادیونوکلیدهای طبیعی موجود در این مواد بوده و پرتوگیری داخلی ناشی از استنشاق گاز رادن (رادن-222 و رادن-220) و محصولات واپاشی نیمهعمر کوتاه آنهاست که محصول واپاشی اورانیوم و توریم در این مواد هستند. در این مطالعه، پرتوگیری خارجی ناشی از تابش مستقیم پرتوهای گاما از سنگهای گرانیت استفادهشده در ساختمانها در ایران، مورد بررسی قرار گرفته و آهنگ دز جذبی و دز مؤثر سالیانۀ حاصل از آن، در نمونههای تحت بررسی محاسبه و ارائه شده است. آهنگ دز جذبی بهدستآمده، بهجز مورد نمونۀ شمارۀ 2، بیش از متوسط پرتوزایی طبیعی جهانی، یعنی60 نانوگری در ساعت است. با رجوع به معیارهای دز توصیهشده در گزارش سال 1999، اتحادیۀ اروپا در خصوص اصول حفاظت پرتوی پرتوزایی طبیعی مواد ساختمانی برای مواد استفادهشده در سطح، همۀ نمونهها زیر حد دز معاف 3/0 میلی سیورت در سال هستند.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112132_894291f13bddb0e5d5fb6ef517fa64ee.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259713220140522Reevaluating the necessity to wearing personal dosimeters in dental radiologyارزیابی ضرورت بهکارگیری دزیمتر فردی در رادیولوژی دندان313611213310.22052/2.2.31FAفریدونمیانجیسازمان انرژی اتمی ایرانفریباقشلاقیسازمان انرژی اتمی ایرانمجیددارابیسازمان انرژی اتمی ایرانسید جوادحسینیسازمان انرژی اتمی ایرانJournal Article20220821Lowness of the registered doses by the personal dosimeters (film badge in Iran) for most of dental radiology practitioners has made some of them doubtful about the rightness of the employed dosimetry method. On the other hand, some relatively considerable occupational exposures in dental radiology have been reported. These two opposite facts propose a comprehensive statistical and analytical research on the exposure levels in this practice. A thorough investigation on the available personal dosimetry data for dental radiology was carried out to define the occupational dose distribution of the practitioners. Furthermore, employing a supplementary assessment through questioners on the cases exceeding the investigation dose level, validity of such cases was verified. The results showed that more than 90% of the dental radiology practitioners receive doses near to the background level and 99% of them receive doses less that the annual dose limit for the public (1mSv/y). The investigations showed that only few cases have been registered doses over the investigation level, out of which, only one case has been the real exposure of the person to the ionizing radiation. In sum, occupational exposure in dental radiology is negligible and needlessness of the practice to personal dosimeters can be concluded.پایین بودن دز ثبتی بهوسیلۀ دزیمتر فردی (در ایران فیلم بج) بیشتر پرتوکاران رادیولوژی دندان، در مواردی این تردید را در برخی کاربران ایجاد کرده است که روش دزیمتری بهکاررفته درست نیست. از دیگر سو، گزارشهایی هرچند کمشمار از پرتوگیریهای شغلی نسبتاً قابل توجه، در رادیولوژی دندان وجود دارد. این دو وضعیت متضاد، انجام یک بررسی آماری و تحلیلی در راستای تعیین سطح دز مؤثر دریافتی در این کاربرد پرتوی را آشکار میسازد. این مقاله با انجام یک بررسی فراگیر آماری بر روی دادههای موجود از دزیمتری فردی در رادیولوژی دندان، ضمن بهدستآوردن فراوانی سطوح پرتوگیری، با بررسیهای تکمیلی به راستیآزمایی پرتوگیریهای غیرعادی در این گروه پرداخته است. نتایج نشان میدهد که بیش از 90% پرتوکاران در این گروه، دز سالانهای نزدیک به زمینه دریافت میکنند و پرتوگیری شغلی سالانه بیش از 99% آنها کمتر از حد دز برای مردم عادی است. از اندک افرادی که دارای دز دریافتی بالاتر از آستانۀ بررسی در دورۀ دو ماهه (1 میلی سیورت) هستند تنها یک نفر دز واقعی بالاتر از آستانۀ بررسی دریافت کرده است. با توجه به همۀ این نتایج، میتوان با اطمینان از بینیازی کارکنان رادیولوژی دندانی به دزیمتر فردی و در حد زمینه بودن پرتوگیری ایشان سخن گفت.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112133_e0b7bd1f5db057ec87d594a206b4ec7b.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259713220140522Measurement of radon concentration in some dwellings of Kashan city in Iranاندازهگیری غلظت رادن در برخی ساختمانهای مسکونی شهر کاشان374111213410.22052/2.2.37FAمنصورجعفری زادهسازمان انرژی اتمی ایرانمصطفیزاهدیفردانشگاه کاشانمهرانطاهریسازمان انرژی اتمی ایرانسمانهبرادرانسازمان انرژی اتمی ایرانJournal Article20220821Radon concentration was measured in some dwellings in Kashan city. List of buildings was chosen randomly including old buildings made up of mud brick & clay and new buildings constructed with bricks and cement. Population weighted Radon concentration survey was followed and measurements were carried out using polycarbonate (lexan) track detector at the levels of basement to second floor of the buildings. Obtained results show the maximum average radon concentration level in winter to be 127 Bqm-3, while in autumn is 108 Bqm-3, in spring is 96 Bqm-3and the minimum average radon concentration was measured in summer to be 85 Bqm-3. Also the analysis of the measured data show that in %95 of the measured dwellings the radon concentration level is bellow 300 Bqm-3, the reference level proposed by ICRP in 2009در این پژوهش، اندازهگیری غلظت رادن در برخی واحدهای مسکونی شهر کاشان انجام شده است. فهرست ساختمانها بهصورت تصادفی، شامل ساختمانهای قدیمی ساختهشده از خشت و گل و ساختمانهای نوساز از آجر و سیمان انتخاب شده است. طبقۀ وقوع واحدها زیرزمین تا طبقۀ دوم بوده است. با درنظرگرفتن معیارهای ارزیابی غلظت رادن بر مبنای وزندهی جمعیت، بدون درنظرگرفتن نوع مصالح ساختمانی و طبقۀ وقوع واحد مسکونی میانگین غلظت رادن در فصل زمستان، دارای بیشترین مقدار Bq-3m 127 و بهترتیب، در پاییز Bq-3m 108، در بهار Bq-3m 96 و در تابستان، کمترین مقدار Bq-3m 85 میباشد. نتایج اندازهگیریها نشان میدهد که غلظت رادن در بیش از 95% از واحدهای مسکونی اندازهگیری شده کمتر از Bq-3m300 است که کمتر از سطح مرجع غلظت رادن پیشنهاد شده توسط ICRP در سال 2009برای ساختمانهای مسکونی Bq-3m 300 میباشد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112134_67a2d92a644de62f945e5e46f2d7e514.pdf