انجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259715220160521Design and construction of a new neutron radiography system at Tehran Research Reactorطراحی و ساخت یک سیستم جدید پرتونگاری نوترونی در رآکتور تحقیقاتی تهران1811218410.22052/4.2.1FAمحمدحسینچوپان دستجردیانرژی اتمی ایرانحسینخلفیانرژی اتمی ایرانیاسرکاسه سازانرژی اتمی ایرانجوادامامیانرژی اتمی ایرانحسینقدسانرژی اتمی ایرانارسلانعزتیانرژی اتمی ایرانJournal Article20220821In order to achieve a thermal neutron beam for neutron radiography applications, a new neutron collimator has been designed, installed and characterized at Tehran Research Reactor (TRR). TRR is a 5 MW, open pool and light water coolant reactor with seven beam tubes. Neutron collimator that is an important part of neutron radiography system was installed in the six inch E beam tube. Collimator design was performed using MCNPX code. To improve the beam quality, polycrystalline bismuth as gamma filter and graphite as fast neutron moderator were used. Based on this design, the L/D of the system ranges between 150 to 250. The neutron flux at the image plane can be varied from 2.6x106 n cm-2 s-1 to 6.5x106 n cm-2 s-1. Preliminary measurements of the neutron beam were performed using foil activation method and TLD700 dosimeter for measuring neutron flux and gamma dose rate respectively after installation of the collimator in the beam tube. Results show that the measurements are in a good similarity with calculations and also the obtained beam has a good quality for neutron radiography applications and the parameters of this beam is comparable with other neutron radiography systems around the world.برای دستیابی به یک باریکه ی نوترون حرارتی برای مقاصد پرتونگاری نوترونی، یک کولیماتور جدید نوترون در رآکتور تحقیقاتی تهران طراحی، نصب و مشخصه یابی شده است. رآکتور تحقیقاتی تهران، با قدرت 5 مگاوات از نوع استخرباز با کندکنندهی آب سبک و دارای هفت بیم تیوب میباشد. کولیماتور نوترونی، که قسمت مهمی از سیستم پرتونگاری نوترونی است، درون بیم تیوب شش اینچی E نصب شده است. طراحی کولیماتور با استفاده از کد MCNPX انجام شده است. در طراحی کولیماتور نوترونی به منظور بهبود کیفیت باریکه، از پلی کریستال بیسموت به عنوان فیلتر گاما و گرافیت به عنوان کندکننده نوترونهای سریع استفاده شده است. بر اساس این طراحی، نسبت L/D کولیماتور در محدودهی 150 تا 250 قابل تغییر است. شار نوترون حرارتی در صفحهی تصویر بین مقادیر n cm-2 s-1 106 × 5/6 تا 106 × 6/2 میتواند متفاوت باشد. اندازهگیریهای اولیه بر روی باریکهی نوترونی پس از نصب کولیماتور درون بیم تیوب با استفاده از فعالسازی پولکهای ایندیوم برای اندازهگیری شار نوترون و دزیمتر TLD700 برای اندازهگیری دز گاما انجام شده است. نتایج نشان میدهد که تطابق خوبی بین نتایج محاسباتی و اندازهگیری وجود دارد و همچنین باریکهی نوترونی سیستم حاضر، جهت مقاصد پرتونگاری نوترونی کیفیت مناسبی دارد و پارامترهای آن قابل قیاس با سایر سیستمهای پرتونگاری نوترونی در دنیا است.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112184_3593559970c791cf4b73f69c76579c5d.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259715220160521Study on carbon effect on EPR response of gamma irradiated hydroxyapatite synthesized via chemical methodمطالعه اثر کربن بر پاسخ EPR نمونه هیدروکسی اپتایت سنتز شده به روش شیمیایی تحت تابش پرتوهای گاما91411218510.22052/4.2.9FAعباسنوریدانشگاه آزاد اسلامی واحد تفتفرهودضیائیسازمان انرژی اتمی ایران0000-0002-1726-7081مصطفیشفائیدانشگاه آزاد اسلامی واحد تهرانJournal Article20220821In this research work, effect of carbonate content on EPR response of gamma irradiated HAP were investigated. The carbonated HAP samples were prepared by substitution of carbonate group into HAP structure via chemical method. Fourier Transform Infrared (FTIR) spectroscopy and X-ray diffraction (XRD) methods were used to investigate the structural changes of the samples. Then, the samples were subjected to different gamma doses of 1, 5, 10, 20, 50 and 80 kGy and their EPR responses were measured. Results showed that EPR signal due to CO2- radical increased with increasing carbonate content.در این کار پژوهشی اثر کربندار کردن به روش جانشینی گروه عاملی کربنات (CO3-2) در ترکیب شیمیایی مواد اولیه سازنده HAP < /span> بر پاسخ EPR ماده هیدروکسی اپتایت از دیدگاه دزیمتری بررسی شده است. ابتدا نانو پودر هیدروکسی اپتایت مصنوعی به روش رسوبدهی شیمیایی با جایگزینی بنیاد کربنات (CO3-2) در جایگاه گروه عاملی فسفات (PO4-3) در ساختار هیدروکسی اپتایت استیکیومتری (Ca10(Po4)6(OH)2) تولید شد. مشخصه یابی HAP < /span> به وسیلهی ابزارها و آزمونهایXRD و FTIR انجام شد. سپس نمونهها تحت پرتوهای گامای حاصل از چشمهی کبالت 60 با دُزهای 1،5،10،20،50،80 کیلوگری پرتودهی گردیده و پاسخ EPR مربوط به نمونههای پرتو دیده در دمای اتاق و در مجاورت هوا اندازهگیری شد. پاسخ EPR به صورت خارج قسمت ارتفاع قله تا قله سیگنال EPR به جرم هر کدام از نمونهها محاسبه و نتایج مقایسه گردید. نتایج به دست آمده از این بررسی نشان میدهد که با افزایش کربن در ساختار هیدروکسی اپتایت باعث افزایش پاسخ EPR آن شده و در دُز جذبی پرتو بالاتری به اشباع می رسد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112185_1fabb4f3817e7c87ad83e78a9a49da28.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259715220160521Calculation of neutron dose in the JCO criticality accident in Tokaimura with MCNPXمحاسبات دز نوترون در حادثه بحرانیت JCO در Tokaimura با کد MCNPX152011218610.22052/4.2.15FAمحمدرضاشجاعیدانشگاه صنعتی شاهرودحسینمحمدیدانشگاه صنعتی شاهرودJournal Article20220821Recognizing the accident and estimating absorbed doses at the incident time, is one of the requirements for radiation safety. The aim of this paper is designing a model for assessment of nuclear criticality effectiveness in non-reactor units and evaluation of the effect of variation of distances on dose rate and neutron energy spectrum. In this study neutron dose-rate was simulated between 0.5m to 45m from accident location by using MCNPX monte carlo code. The neutron energy spectrum was estimated in the tank and over the detectors at 20m, 25m and 30m. Experimental results of JCO accident in Japan and simulation results were compared with our results for validation. Statistical analyses showed that there is no significant difference between results. Therefore, by using this model we can design for control room and placement of monitoring equipment. Maximum allowable time for workers at the 50m from accident location obtained approximately 3 hours with implementation of essential hypothesis, according to the annual dose limit of occupational exposure.هدف از این مطالعه تهیه مدلی برای ارزیابی اثرات بحرانیت هستهای در واحدهای فرآیندی غیرراکتوری و بررسی تأثیر فاصله بر کاهش دز و طیف انرژی نوترون میباشد. در تحقیق حاضر میزان دز دریافتی در فواصل 5/0 تا 45 متر از محل حادثه با استفاده از کد مونتکارلو MCNPX مورد بررسی قرار گرفت. طیف انرژی نوترون در داخل مخزن و بر روی آشکارسازهای شبیهسازی شده در فواصل 20،25و30 متر مورد مطالعه قرار گرفت و تاثیر فاصله بر طیف انرژی نوترون بهدست آمد. جهت اعتبار بخشی به نتایج شبیهسازی، این نتایج با دادههای تجربی حاصل از اندازهگیری در زمان بروز حادثه مقایسه گردید و مشخص شد هیچگونه اختلاف معنیدار آماری بین نتایج وجود ندارد. نتایج تحقیق نشان میدهد از این مدل شبیهسازی شده میتوان برای زمان حضور پرسنل در هنگام بروز حادثه، طراحی اتاق کنترل و جانمایی تجهیزات پایش محیطی بحرانیت استفاده کرد. همچنین با توجه به میزان حد دز سالیانه پرتوگیری شغلی، زمان مجاز کار پرتوکاران در فاصله 50 متری از محل بروز حادثه با اعمال فرضیات لازم حدود 3 ساعت تعیین گردید.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112186_1318dbf78383f04dc5f8e55cf4efb880.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259715220160521Radio protective effects of Cerium Salt against Gamma-ray-induced structural changes in Bovine Serum Albuminمطالعه اسپکتروسکوپی اثر محافظ پرتویی نمک سریم بر تغییرات ساختاری پروتئین آلبومین سرم گاوی القاء شده توسط پرتو گاما212811218710.22052/4.2.21FAمستعانبحرینی پوردانشگاه صنعتی امیر کبیرسید علیموسوی زرندیدانشگاه صنعتی امیر کبیرهاجرزارعیدانشگاه صنعتی امیر کبیرخدیجهاسکندریدانشگاه علوم پزشکی بقیه اللهJournal Article20220821Ionizing radiation such as γ-radiation causes deleterious effects on protein.In this research,the effect of gamma radiation in the therapeutic dose of3 Gy and radioprotection of cerium salt (H8N8CeO18) on the structure and surface charge of bovine serum albumin (BSA) was studied. The first, secondary, tertiary structure and surface charge of BSA using UV-Vis spectroscopy, Circular dichroism (CD) and electrophoretic light scattering (ELS) were investigated. The results show that covalent bounds of protein were not destroyed in dose of 3 Gy of gamma irradiation indicating that the first structure of BSA is preserved. But, the secondary and tertiary structures of irradiated BSA proteins has been changed. The result of CD studies shows a 7% decrease in α-helix and an increase in other secondary structures for irradiated BSA in comparison to non- irradiated ones. Results also show that Cerium salt can be a strong radio protector to inhibit changes of secondary and tertiary structures of irradiated BSA protein.پرتوهای یونیزان مانند پرتو گاما میتوانند موجب تغییرات ساختاری و در نتیجه عملکردی پروتئینها شوند. در این پژوهش، اثر پرتو گاما با دز درمانی 3 گری و اثر محافظپرتویی نمک سریم(H8N8CeO18) بر ساختار و بارسطحی پروتئین آلبومین سرم گاوی (BSA) بررسی شد. ساختار اول، دوم، سوم و بار سطحی پروتئین BSA به ترتیب با استفاده از طیفسنجی UV-Vis، دورنگ نمایی دورانی (CD)، طیفسنجی فلوئورسانس و پراکندگی نور الکتروفورز (ELS) مورد مطالعه قرار گرفت. نتایج نشان داد که دز 3 گری پرتو گاما، پیوندهای کووالانسی پروتئین را تخریب نکرده و بنابراین ساختار اول حفظ شده است. از طرف دیگر، ساختار دوم و سوم پروتئین پرتو دیده تغییر یافته و BSA غیرطبیعی شده است. نتایج CD بیانگر کاهش %7 ساختار دوم آلفا و افزایش در ساختار نامنظم است.همچنین نتایج نشان داد که سریم یک محافظپرتویی قوی جهت مهار تغییرات ایجاد شده در ساختار دوم و سوم پروتئین BSA پرتودیده میباشد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112187_bc72a7defcca89abed311e82d9e335d7.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259715220160521Synthesis of SrSO4: Dy nano-crystalline as an EPR dosimeter and studying its dosimetry featuresساخت دزیمتر EPR نانوبلور استرانسیوم سولفات آلاییده با دیسپرسیوم و بررسی خواص دزیمتری آن293811218810.22052/4.2.29FAخدیجهرضایی ابراهیم سراییدانشگاه اصفهانحمیدعباسیدانشگاه اصفهانایرججباریدانشگاه اصفهانJournal Article20220821The dosimetric characteristics of γ-radiation induced defects in strontium sulfate rod dosimeter were investigated using electron paramagnetic resonance (EPR) technique focusing on the dose range of 10–15000 Gy. The most significant EPR signals of spectroscopic splitting factor (g-value) g=2.0036 ، g=2.0090 and g=2.0160 were observed and attributed respectively to the SO4¯, SO3¯ and O3¯ peaks, which were created by gamma radiation. The intensity of the signals increases linearly with increasing absorbed doses up to 10000 Gy.
In this research, nano-crystalline of SrSO4:Dy, SrSO4:Tb and SrSO4:Dy&Tb with grain sizes of 45–55nm has been prepared by the co-precipitation method. EVA and paraffin wax were selected as binding materials for strontium sulfate. It was not observed any interferences or noises in the EPR signal. The spectrum of SrSO4 with different dopants and concentrations were compared. The results showed that SrSO4 doped with 0.2 mole % dysprosium has high intensity. Then it was chosen for comparing with pure SrSO4. The intensity of SO4¯, SO3¯ and O3¯ peaks in the dosimetry range 10-15000 Gy for both EPR dosimeters of pure SrSO4 and SrSO4: Dy (0.2%mol) were compared. The obtained results revealed increase in sensitivity and dosimetry range of SrSO4:Dy (0.2%mol) by factors of three and ten, respectively.خواص دزیمتری نواقص بلوری القا شده در دزیمترهای میلهای نانوبلور استرانسیوم سولفات خالص و آلاییده با دیسپرسیوم به مقدار 2/0 درصد مولی برای تابش گاما با استفاده از روش تشدید پارامغناطیسی الکترون (EPR) در محدودهی دزهای بالا در بازهی 10 تا 15000 گری بررسی شد. مهمترین سیگنالهای EPR با فاکتور تمایزدهندهی طیفسنجی (g-value) 0036/2g=، 0090/2g=، ، 0160/2g=، مشاهده شدند که به ترتیب مربوط به قلههای SO3¯، SO4¯ و O3¯ ایجاد شده توسط تابش گاما در این دزیمترهای میلهای بودند. شدت سیگنالهای EPR با افزایش دز جذبی تا دز 10000 گری بهصورت خطی افزایش یافتند.
در این تحقیق با استفاده از روش همرسوبی پودر نانوبلور استرانسیوم سولفات و آلاییده با دیسپرسیوم و تربیوم ساخته شده و با استفاده از مواد نگهدارندهی پارافینوکس و EVA که در طیفسنجی EPR نویز وارد نمیکنند به صورت دزیمتر میلهای درآمدند. با مقایسهای که بین طیف EPR حاصل از آلایندهی متفاوت و غلظت آلایش متفاوت انجام شد. بیشترین شدت را قلهی استرانسیوم سولفات آلاییده با 2/0 درصد مولی دیسپرسیوم داشت، لذا برای مقایسهی اصلی با استرانسیوم سولفات خالص انتخاب شد. در ادامه شدت قلههای SO3¯، SO4¯ و O3¯ در بازهی دزیمتری 10 تا 15000 گری برای دو نوع دزیمتر میلهای نانوبلور استرانسیوم سولفات خالص و استرانسیوم سولفات آلاییده با 2/0 درصد مولی دیسپرسیوم بررسی شد که طبق نتایج این بررسی آلاییدن استرانسیوم سولفات با 2/0 درصد مولی دیسپرسیوم علاوه بر افزایش حدود سه برابری حساسیت آن، بازهی دزیمتری آن را بیش از ده برابر بهتر میکند.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112188_3d67c8893ee9a535d2afd8c6b574357f.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259715220160521Determination of intensity and energy spectrum of neutrons during the production of radiopharmaceutical FDGتعیین شدت و طیف نوترونهای بهوجودآمده در حین تولید رادیوایزوتوپ18F394411218910.22052/4.2.39FAناهیدحاجیلوپژوهشگاه علوم و فنون هسته ایسمیهرخشانیپژوهشگاه علوم و فنون هسته ایغلامرضارئیس علیپژوهشگاه علوم و فنون هسته ایسعیدحمیدیدانشگاه اراکJournal Article20220821Neutron spectrum and intensity that produced from H218O target bombardment were determined. SRIM and ALICE computer codes were applied to H218O target and its Titanium window for 17 MeV incident proton beam from cyclotron Cyclone30. Using calculated neutron intensity and spectrum as the source, equivalent dose rate at a certain distance from the target was calculated by the MCNP computer code and compared with the measured value.رادیودارویFDG(18-Fluoro-Deoxy-Glucose) از طریق واکنشH218O(p,n)18F و گذراندن فرآیند شیمیایی، با استفاده ازپروتونهای با انرژی MeV17حاصل از شتابدهنده سیکلوترون Cyclone30در پژوهشگاه علوم و فنون هستهای تولید میشود. شدت نوترونهای تولیدی در این واکنش و محاسبه طیف آنها به لحاظ ایمنی و به منظور بررسی حفاظ پرتوها ضروری است. در این مقاله با بهرهگیری از کدهای کامپیوتری SRIM 2003 و ALICE و نیز استفاده از اطلاعات ارائه شده در مراجع، شدت و طیف نوترونها محاسبه شد. به منظور اطمینان از صحت محاسبات انجام شده، حفاظ پرتوها با استفاده از کد کامپیوتری MCNP,4c شبیهسازی شد و از نتایج محاسبات مربوط به شدت و طیف نوترونها بهعنوان مشخصات چشمه استفاده شد. سپس دز معادل نوترونها در فاصله مشخصی از چشمه محاسبه و با مقدار تجربی مقایسه گردید که تطابق قابل قبولی را نشان داد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112189_d632703e75d37ae0b32a6fa22c7452a0.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259715220160521Neutronic core calculations of Bushehr VVER-1000 reactor and investigating the control rod worth using MCNPX codeمحاسبات نوترونیک قلب رآکتور VVER-1000 بوشهر و بررسی ارزش میله کنترل توسط کد MCNPX455111219010.22052/4.2.45FAمهدینصری نصرآبادیدانشگاه اصفهانبهزادتیموریدانشگاه اصفهانخدا داداکبریدانشگاه اصفهانJournal Article20220821In this research, required information to simulate and perform neutronic calculations for Bushehr nuclear power plant using the MCNPX code was provided. The results of the code were verified with at least one of the operational data from the reactor. In this work, by writing and implementing a comprehensive program to solve the equations of statistical distribution, neutron flux was obtained and then various parameters including the infinite multiplication factor in terms of fluence were calculated and the control rod worth for Groups 9 and 10 were calculated at Hot Zero Power (HZP) state.در این تحقیق اطلاعات لازم از نیروگاه هستهای بوشهر جهت انجام شبیهسازی فراهم گردیده و محاسبات نوترونیک آن با کد MCNPX انجام شده است. سپس نتایج حاصل از کد با حداقل یکی از دادههای تجربی مربوط به این رآکتور راستیآزمایی شد. در این کار با نوشتن و بکارگیری برنامهای جامع و حل آماری معادله پخش، شار نوترون به دست آمد و سپس با تعیین پارامترهای مختلفی از جمله ضریبتکثیر بینهایت بر حسب فلوئنس، ارزش میلههای کنترل برای گروههای 10 و 9 در حالت Hot Zero Power (HZP) محاسبه گردید.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112190_a46904f8db55e9c1e678a7b22d0b3769.pdf