انجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259713420141122Optimization of neutron spectrum in northwest beam tube of Tehran research reactor for BNCT, by MCNP codeبهینه سازی طیف نوترونی در بیم تیوب شمال غربی راکتور تحقیقاتی تهران جهت استفاده در روش درمانی نوترون تراپی با بور، توسط کد محاسباتی مونت کارلو1611214210.22052/2.4.1FAمجیدزمانیسازمان انرژی اتمی ایران، مرکز نظام ایمنی هسته ای کشوریاسرکاسه سازسازمان انرژی اتمی ایران، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، پژوهشکده کاربرد پرتوهاحسینخلفیسازمان انرژی اتمی ایران، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، پژوهشکده کاربرد پرتوهامحسنشایستهسازمان انرژی اتمی ایران، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، پژوهشکده کاربرد پرتوهاJournal Article20220821In order to gain the neutron spectrum with proper components specification for BNCT, it is necessary to design a Beam Shape Assembling (BSA), including moderator, collimator, reflector, gamma filter and thermal neutrons filter, in front of the initial radiation beam from the source. According to the result of MCNP4Csimulation, the Northwest beam tube has the most optimized neutron flux between three north beam tubes of Tehran Research Reactor (TRR). So, it has been chosen for this purpose. Simulation of the BSA was done in four above mentioned phases. In each stage, ten best configurations of materials with different length and width were selected as the candidates for the next stage. The last BSA configuration includes: 78 centimeters of air as an empty space, 40 centimeters of Iron plus 52 centimeters of heave-water as moderator, 30 centimeters of water or 90 centimeters of Aluminum-Oxide as a reflector, 1 millimeters of lithium (Li) as thermal neutrons filter and finally 3 millimeters of Bismuth (Bi) as a filter of gamma radiation. The result of Calculations shows that best neutron flux and spectrum will be achieved for BNCT by using this BSA configuration for TRR Northwest beam tube.بهمنظور دستیابی به طیف نوترونی با مؤلفههای مناسب برای بهکارگیری در روش گیراندازی نوترون توسط بور، لازم است مجموعۀ شکلدهندۀ طیف نوترونی شامل کندکننده، موازیکننده، فیلتر نوترونهای حرارتی و فیلتر پرتوهای گاما در سر راه بیم عبوری قرار داده شود. بیم تیوب شمالغربی راکتور تحقیقاتی تهران بهعلت دارا بودن بهینهترین شرایط شار، از میان سه بیمتیوب شمالی انتخاب گردید و توسط کد محاسباتی مونت کارلو، مجموعۀ شکلدهندۀ بیم در طی چهار مرحلۀ مذکور، شبیهسازی و بهینه شد. حالت نهایی طراحی بهینه، شامل 78 سانتیمتر هوا بهعنوان فضای خالی، 40 سانتیمتر آهن و52 سانتیمتر آب سنگین بهعنوان کندکننده، 30 سانتیمتر آب معمولی یا معادل90 سانتیمتر اکسید آلومینیوم بهعنوان بازتابنده، 1 میلیمتر لیتیوم بهعنوان فیلتر نوترون حرارتی و 3 میلیمتر بیسموت بهعنوان فیلتر پرتوهای گاما میباشد. با این پیکربندیِ مجموعۀ شکلدهندۀ طیف نوترونی، بهترین نتایج برای مؤلفههای مناسب برای روش گیراندازی نوترون توسط بور بهدست میآید.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112142_871616605bcd5a51cd9585a1bf709cb8.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259713420141122The measurements of CTDIw and DLP in routine CT protocols and comparison with reference dose level in Kashan, Iranبررسی میزان CTDIwوDLP در پروتکلهای معمول CT دربیمارستان شهید بهشتی کاشان درسال 1393 ومقایسه آن با میزان دز مرجع71211214310.22052/2.4.7FAاکبرعلی اصغرزادهدانشگاه علوم پزشکی کاشانحسینعلی اکبریدانشگاه علوم پزشکی کاشانسید مسعودجعفر پوردانشگاه علوم پزشکی کاشانJournal Article20220821The use of computed tomography (CT) as a diagnostic tool has been considerably increased. Therefore, the controlled and protection-based use of the CT scan is necessary to reduce the detrimental effects of radiation. This study was carried out to determine patient dose level in routine CT protocols and measure CTDIW and DLP in routine CT protocols among adult patients in Kashan Shahid Beheshti Hospital. The CT scanner used, was a single-slice Toshiba model Asteion CXGS-10A. Scan parameters for each protocol were registered for 10 standard-sized patients. Then, the data were applied to the CT system and mean values of CTDIW and DLP were calculated. Finally, the values were compared with the reference dose level. The mean values of CTDIw and DLP for Head, PNS, Chest, Abdomen, and Pelvis protocols were 34.11, 19.67, 15.47, 13.95, 10.08 mGy and 362.67, 153.97, 307.33, 346.07, 189.37 mGy.cm, respectively. The mean values of CTDIW and DLP obtained in all protocols were less and in some of the protocols even less than half compared with the European guidelines and UK reference values. This may be probably due to the mAs and lesser length of scan area. But the mean values of CTDIw in the Chest and Abdomen protocols were greater than IAEA reported values due to reduced use of mAs in this study. To obtain the maximum reduction in patient dose, the lower mAs level with higher KVp, lesser number of slices, length of scan area, and shorter scan time are recommended.امروزه استفاده از سی تی اسکن بهعنوان یک نوع ابزار تشخیص، بهطور چشمگیری افزایش یافته است. بنابراین، استفادۀ کنترلشده و مطابق مقررات حفاظتی بهمنظور کاهش اثرات مضر تشعشعی آن، امری ضروری است. هدف از انجام این پژوهش، اندازهگیری میزان دز دریافتی بیماران در پرتکلهای معمول سی تی اسکن بود. این پژوهش در بخش رادیولوژی بیمارستان شهید بهشتی کاشان و با استفاده از دستگاه CT تک اسلایس Toshiba مدلAsteion CXGS-010A ، در گروه سنی بزرگسالان برای اندازهگیری دو کمیت CTDIW و DLP در پرتکلهای معمول انجام شد. پارامترهای اسکن هر پرتکل برای 10 بیمار نرمال ثبت و با اعمال آن به دستگاه CT مقادیر میانگین CTDIW و DLP محاسبه و با حدود دز مرجع مقایسه شد. در این پژوهش، مقادیر CTDIw برای پرتکلهای Head, PNS, Chest Abdomen, Pelvis بهترتیب از چپ به راست، 11/34، 67/19، 47/15، 95/13 و 08/10 میلیگری و DLP بهترتیب 67/362، 97/153، 33/307، 07/346 و 37/189 میلیگری سانتیمتر بود. مقادیر CTDIW و DLPبهدستآمده در تمامی پرتکلها از حدود اعلامشده در دستورالعمل کمیتۀ اروپایی EG و انگلستان UK کمتر و حتی در بعضی از پرتکلها کمتر از نصف بود. اما در دو پرتکل Chest و Abdomen مقدار CTDIw نسبت به حدود اعلامشده توسطIAEA بیشتر بود که این امر به دلیل تفاوت در پارامترهای انتخابی اسکن است. برای کاهش هرچه بیشتر دز بیماران، میبایست در صورت امکان از میزان mAs کمتر همراه با KVp بالاتر، تعداد اسلایس کمتر، طول ناحیۀ اسکن و زمان کل اسکن کوتاهتری استفاده کرد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112143_712ab292e2223a7c08afa43071fcded7.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259713420141122The effect of sintering on thermoluminescence response of hydroxyl apatite nano-structure synthesized via hydrolysis method from dosimetric point of viewتأثیر عملیات پخت بر پاسخ ترمولومینسانس هیدروکسی اپاتیت نانوساختار فراهمشده به روش هیدرولیز از دیدگاه دزیمتری131811214410.22052/2.4.13FAمصطفیشفائیدانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات تهرانفرهودضیائیپژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران0000-0002-1726-7081داریوشسرداریدانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات تهرانمجیدمجتهدزاده لاریجانیپژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایرانJournal Article20220821In this study, the pure nano-structure hydroxyl apatite samples were synthesized via hydrolysis method. The powder samples were sintered at various temperatures of 500°C, 700°C and 900°C in a furnace. X-ray diffraction (XRD) and Fourier transform infra-red (FTIR) spectroscopy systems were used to characterize the synthsized samples. Comparison of the glow curves shows that the most sensitivity and highest thermoluminescence (TL) intensity is belong to the samples sintered at 900°C. Dose response curve of the samples is linear in the dose range of 25Gy-1kGy. Other dosimetry characteristics such as dose-response function, fading, and reproducibility of the TL response were also studied. In order to eliminate the error originating due to fading effect, an annealing process was applied on the samples. The results shows that the sintered nano-structure hydroxyl apatite sample can be used for dosimetry in gamma radiation fields.در این مطالعه، نمونههای خالص هیدروکسی اپتایت نانوساختار با استفاده از روش هیدرولیز فراهم شد. سپس نمونههای پودری شکل در دماهای مختلف °C500، °C 700 و °C900 تحت عملیات پخت قرار گرفت. برای بررسی ساختاری و مولکولی ماده از دستگاههایXRD و FTIR استفاده شد. مقایسۀ منحنیهای درخشش نمونهها نشان داد که نمونۀ پختشده در دمای °C900 دارای بیشترین شدت و حساسیت در پاسخ ترمولومینسانس است. پاسخ دز این نمونه در گسترۀ Gy25 تا kGy1 خطی است. دیگر خصوصیات دزیمتری مانند تابع دز-پاسخ، محوشدگی و تکرارپذیری نتایج نیز مورد ارزیابی قرار گرفت. بهمنظور حذف خطای ناشی از محوشدگی سریع پاسخ ترمولومینسانس نمونهها از روش تابکاری پس از تابشدهی استفاده شد. نتایج این پژوهش نشان داد که هیدروکسی اپتایت نانوساختار پختشده در دمای °C900 را میتوان بهمنظور دزیمتری میدانهای گاما استفاده کرد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112144_932fa715feb692e761d2e9bd019fb083.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259713420141122Multilayer shielding simulation for a cylindrical 241Am-Be source in order to further reduce neutron equivalent dose using MCNP5 codeشبیهسازی حفاظی چندلایه برای یک چشمه استوانهای 241Am-Beبهمنظور کاهش هرچه بیشتر دز معادل نوترون با استفاده از کد MCNP5192211214510.22052/2.4.19FAمهدینصری نصرآبادیدانشگاه اصفهانصدیقهسجادی فردانشگاه اصفهانJournal Article20220821In order to simulate neutron shields, MCNP5 calculation code was used and three types of homogeneous and separated shield multilayer arrangement, irradiated with 241Am-Be neutron sources were investigated. In these shields, the polyethylene (C2H4) and polystyrene (C8H8) were used as moderator material, and the boron carbide (B4C), as a thermal neutron absorber material and stainless steel as a absorber gamma rays materials. The ultimate goal of this research, was obtaining the best type of arrangement for the source to achieve the lowest fluence and dose produced outside to ensure their allowable level. To verify the simulation, the results were compared with an experimental work.در این تحقیق، برای شبیهسازی حفاظهای نوترونی از کد محاسباتی MCNP5 استفاده شده و سه نوع چیدمان حفاظ تفکیک شده چندلایه و همگن که توسط چشمۀ نوترونی 241Am-Be مورد تابش قرار گرفتند، بررسی گردید. در این حفاظها، از پلی اتیلن (C2H4) و پلی استایرن (C8H8) بهعنوان مواد کندکننده، از کربید بور (B4C) بهعنوان مادۀ جاذب نوترونهای حرارتی و از فولاد ضد زنگ (Stainless Steel) بهعنوان جاذب پرتوهای گاما استفاده شد. هدف نهایی این تحقیق، درنظرگرفتن بهترین نوع چیدمان برای چشمۀ مورد نظر جهت دستیابی به کمترین مقدار شار و دز تولید شده در بیرون حفاظ بهمنظور اطمینان از سطح مجاز آنهاست. بهمنظور راستیآزمایی شبیهسازی، نتایج محاسبات با یک کار تجربی مقایسه شد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112145_204b6c350bea3e827e6f5c3d869d6a9a.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259713420141122Evaluation of bremsstrahlung photon contamination resulting from electron therapy at the Ayat-O-llah Khansari hospitalمحاسبه میزان دز پرتوهای ترمزی ناشی از الکترون ها در پرتو درمانی با الکترون در بیمارستان آیت ا...خوانساری اراک233211214610.22052/2.4.23FAمهساحسینیدانشگاه اراکسعیدحمیدیدانشگاه اراکفتح اللهمحققدانشگاه علوم پزشکی اراکملیحهرستم پوردانشگاه اراکعلیمحمدیدانشگاه اراکزهراغلامیدانشگاه اراکJournal Article20220821During the radiation therapy with electron beam, due to electron interaction and scattering from structures of the head of the medical linear accelerator, unwanted photons are produced. The main contribution of the photon contamination is resulted from the various components of the medical linear accelerator on the way of the high energy electron beam, and few percent is due to the interaction of the beam with the phantom or the patient's body. Structure and material of the head of the medical linear accelerator have effective roles on production of x-rays dose from the electrons beam. Therefore, the parameters of electron beam produced by a linear accelerator manufactured by different companies were varied. This difference may be seen even among the accelerators produced by one company. Therefore, this parameter must be described separately for each machine. In order to measure photon contamination at the electron mode of the Elekta Precise linear accelerator, thermoluminescence detectors (TLD700 & GR200) at two energies (10 & 15MeV) in polyethylene phantom were applied. These data were compared with the calculations using MCNPX code. Our results show an appropriate match between theory and experimental data at both energies. It shows that the rate of produced bremsstrahlung photons dose for tallies that are close to the phantom are in mSv range. Then it will be possible to calculate bremsstrahlung photon dose for different point of radiotherapy room of the Ayat-O-lah Khansari hospital by the Monte Carlo codes.هنگام پرتودرمانی بیماران با پرتوهای الکترونی، بهدلیل برهمکنش الکترونها با اجزای مختلف سر شتابدهندۀ خطی، فانتوم یا بدن بیمار، مقداری اشعۀ ایکس ناخواسته تولید میشود، لذا برای محاسبۀ دز آلودگی فوتون ترمزی ناشی از برهمکنش باریکههای الکترونی شتابدهندۀ خطی پزشکی الکتا Precise واقع در بیمارستان آیتالله خوانساری اراک، ابتدا میزان تولید دز پرتوهای ترمزی در انرژیهای ۱۰ و MeV۱۵ با استفاده از آشکارسازهای ترمولومینسانس اندازهگیری شد، سپس این مقادیر با نتایج حاصل از شبیهسازی اتاق رادیوتراپی و دستگاه لیناک با کد MCNPX مقایسه شد. ضمن همخوانی مناسب بین دادههای تئوری و تجربی در هر دو انرژی مد نظر، نتایج بهدستآمده دز حاصل از پرتوهای ترمزی نسبت به دز الکترون تابشی را روی سطح فانتوم بهطور متوسط، ۲ تا ۵ درصد و در محدودۀ میلی سیورت برآورد میکند.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112146_ba5cc9c4e31e6017422d1f5e49acdb1f.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259713420141122Radon and Thoron measurements in active faults of North-East of Iranاندازهگیری گاز رادون و تورون در مجاور گسل های فعال شمال شرق ایران333811214710.22052/2.4.33FAعلی اصغرمولویدانشگاه حکیم سبزواریفرهادمحمدجعفریدانشگاه پیام نور قوچانعلیرضابینشدانشگاه پیام نور فریمانJournal Article20220821Radon and Thoron are the radioisotopes which radiate high alpha energy particles. These two gases can enter in the body by different ways such as inhalation, eating and drinking and then destroy body`s internal tissues and cause the lung cancer. The condensation of these gases differs in various areas and is more in zones near active faults. In this research, first the relation of Radon and Thoron concentration with the effect of distance of North east active faults in about 100 residential places of Iran is studied. Results show that residential places near active faults have more concentration of Radon and Thoron than other places. Also in these places the concentration of Thoron is two or three times more than Radon. The maximum amounts of Radon and Thoron concentration are 188Bq/m3 and 803Bq/m3 with the average amounts of 71.52Bq/m3 and 326/44Bq/m3 respectively.گازهای رادون و تورون رادیوایزوتوپهایی هستند که از خود، ذرات آلفای پرانرژی ساطع میکنند. این دو گاز میتوانند از راههای مختلف مانند استنشاق و خوردن و آشامیدن وارد بدن شده و سبب تخریب بافت داخلی بدن و بروز سرطان ریه شوند. غلظت این دو گاز در مناطق مختلف متفاوت و در مجاورت گسلهای فعال، بیشتر از سایر نقاط است. در این تحقیق، میزان غلظت این دو گاز با نسبت دوری یا نزدیکی از گسلهای فعال شمال شرق ایران در 100 منطقۀ مسکونی، مورد بررسی قرار گرفت. نتایج نشان میدهد مناطق مسکونی نزدیک به گسلهای فعال اکثراً دارای تمرکز گاز رادون و تورون بیشتری نسبت به سایر مناطق مسکونی بودهاند. در بیشتر مناطق مسکونی، تراکم گاز تورون دو تا سه برابر گاز رادون بود. حدود 20 درصد از مناطق مسکونی مورد تحقیق، در معرض گاز رادون و تورون، بیشتر از حد مجاز قرار داشتند. بیشترین غلظت گاز رادون و تورون بهترتیب Bq/m3188، Bq/m3803 ومیانگین غلظت آنها در اندازهگیریها بهترتیب Bq/m352/71، Bq/m344/326 بهدست آمد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112147_f45474997233db72a93ffb7012db76db.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259713420141122Evaluation of public dose due to natural radiation of Gamma and Radon in Kashan city in Iranارزیابی پرتوگیری مردم از پرتوهای طبیعی زمینه گاما و رادن در شهر کاشان394511214810.22052/2.4.39FAمنصورجعفری زادهسازمان انرژی اتمی ایرانمصطفیزاهدیفردانشگاه کاشانمهرانطاهریامور حفاظت در برابر اشعه کشور، سازمان انرژی اتمی ایرانسمانهبرادرانسازمان انرژی اتمی ایرانفلامرزترکزادهسازمان انرژی اتمی ایرانJournal Article20220821In this research work public dose of Kashan inhabitants has been evaluated. Average annual effective dose due to inhalation of radon gas as well as external exposure to gamma rays have been evaluated to be 2.77±0.22 mSv and 0.97±0.05 mSv respectively. This leads to average annual public dose of 3.74 ± 0.22 mSv. Passive methods such as TLD pellets of LiF:Mg,Cu,P and polycarbonate film (lexan) have been applied for gamma and radon measurements respectively. Based on the results obtained during the course of this research work, Kashan city is regarded as a low natural radiation area.در این پژوهش، پرتوگیری مردم کاشان از پرتوهای طبیعی گاما و رادن ارزیابی شده است. میانگین دز مؤثر سالانۀ مردم ناشی از تنفس گاز رادن mSv22/0 ±77/2 و میانگین پرتوگیری خارجی مردم ناشی از پرتوهای گامای محیطی حدود mSv05/0 ± 97/0 در سال و در مجموع، میانگین پرتوگیری سالانۀ مردم از پرتوهای گاما و رادن mSv22/0±74/3 ارزیابی شده است. برای اندازهگیری پرتوهای گاما از دزسنج ترمولومینسانسLiF:Mg,Cu,P و برای اندازهگیری رادن از فیلم پلیکربنات (lexan) استفاده شده است. با توجه به نتایج اندازهگیریهای انجامشده، شهر کاشان جزء مناطق با پرتوزایی طبیعی زمینۀ عادی قرار میگیرد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112148_07f546c16ff2eadbe7388073acda74a3.pdf