انجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259716120220821Optimization of background track reduction in polycarbonate solid-state nuclear track detectorsبهینه سازی روش کاهش ردپای زمینه در آشکارساز حالت جامد پلی کربنات1611223310.22052/6.1.1FAعلیرضاآزادبردانشگاه آزاد اسلامی، واحد علوم و تحقیقات تهرانداریوشسرداریدانشگاه آزاد اسلامی، واحد علوم و تحقیقات تهرانمحمدرضاکاردانسازمان انرژی اتمی ایرانسمانهبرادرانسازمان انرژی اتمی ایرانJournal Article20220821Reduction of background track in solid state nuclear track detectors is an important topic in dosimetry. The main objective of this research is to optimize the reduction of background track using the chemical pre-etching process for removal of surface layer of the detector followed by electrochemical etching process. In this regard, the chemical reaction between a polycarbonate detector and ethylenediamine solution with various density portion of 20%, 30%, 40%, and 50% is studied. Accordingly, some empirical relationships between removed layer thickness and etching time in different solution density are derived. The results of experiments illustrate that best outcome in the uniformity of etching can be achieved at density of 40% with 50% of background track reduction.
کاهش ردپای زمینه یکی از موضوعهای مهم در بالا بردن دقت دزیمتری با آشکارسازهای ردپای هستهای حالت جامد است. هدف اصلی این پژوهش کاهش ردپای زمینه با استفاده از فرآیند پیش خورش الکتروشیمیایی برای برداشتن لایه سطحی آشکارساز میباشد. در این کار از واکنش شیمیایی بین آشکارساز پلیکربنات و محلول اتیلن دیامین با غلظتهای 20%، 30%، 40% و 50% استفاده شده و در زمانهای متفاوت رابطه بین ضخامت لایه برداشته شده و غلظت محلول اتیلن دیامین بررسی گردیده است. نتایج نشان داده که در غلظتهای پایین پاسخ مناسبتر و لایه برداری یکنواخت تری انجام میشود. در نهایت بهترین نتیجه در غلظت 40% مشاهده شده که ردپای زمینه حدود 50% کاهش یافته است.
https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112233_1d8b41fb1aeda2314df46008fec33f8e.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259716120220821Evaluation of a microdosimeter designed for measurement of neutrons dose-equivalent in mixed neutron-gamma fieldsارزیابی یک میکرودزیمتر طراحی شده به منظور اندازه گیری معادل دز نوترون ها در میدان های آمیخته ی نوترون-گاما71611223410.22052/6.1.7FAامیرمصلحیسازمان انرژی اتمیJournal Article20220821In the present work a microdosimeter designed for measurement of neutrons dose-equivalent, is evaluated in the mixed neutron-gamma fields of 241Am-Be and 252Cf sources. The microdosimeter is considered as an array of 259 similar sensitive volumes to increase the sensitivity to neutrons. Each sensitive volume is a cylinder of 5 mm in diameter and height filled with the tissue-equivalent gas at 0.11 atm pressure to simulate 1 µm of tissue. Dose-equivalent values of neutrons are determined using the microdosimetric distributions calculated by Geant4 simulation toolkit and also considering the separation limit of 3.5 keV/µm between the neutron and gamma contributions in these distributions. Obtained results reveal that the dose-equivalent values of above sources deviate by 9% and 17% from H*(10) values, respectively. Paying attention to the no need for dose calibration of microdosimeters separately in different fields and their trustworthy responses in unknown fields, it can be concluded that the designed microdosimeter can be used in every mixed neutron-gamma field with the maximum energy of 11 MeV in order to measure the dose-equivalent of neutrons.در پژوهش حاضر یک میکرودزیمتر طراحی شده به منظور اندازه گیری معادل دز نوترونها، پیش از ساخت در میدانهای آمیخته ی نوترون-گامای 241Am-Be و 252Cf مورد ارزیابی قرار گرفته است. میکرودزیمتر به صورت آرایه ای از 259 حجم حساس یکسان به منظور افزایش حساسیت به نوترونها در نظر گرفته شده است. هر حجم حساس به شکل استوانه ای با قطر و ارتفاع mm 5 پر از گاز معادل بافت با فشار atm 11/0 طراحی شده است تا µm 1 از بافت را معادلسازی نماید. مقادیر معادل دز نوترونها با استفاده از توزیع میکرودزیمتری میدان آمیخته که با استفاده از بسته ی شبیه سازی Geant4 محاسبه شده اند و با در نظر گرفتن حد جدایی keV/µm 5/3 بین سهم نوترونها و پرتوهای گاما در این توزیع ها تعیین شده اند. نتایج به دست آمده نشان میدهد که مقادیر معادل دز برای دو میدان مذکور به ترتیب 9% و 17% با مقادیر H*(10) اختلاف دارند. با توجه به عدم نیاز میکرودزیمترها به کالیبراسیون دز به صورت جداگانه در میدانهای متفاوت و پاسخ قابل اعتماد آنها در میدانهای ناشناخته، میتوان نتیجه گرفت که میکرودزیمتر طراحی شده پس از ساخت میتواند در هر میدان آمیخته با بیشینه ی انرژی MeV 11 به منظور اندازه گیری معادل دز نوترونها مورد استفاده قرار گیرد.
https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112234_50fe5c8ddc60f49e7f64e840739fd9c7.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259716120220821Detection of failed fuel in a reactor core by using burnup and power peaking factor monitorsشناسایی سوخت معیوب در قلب راکتور تهران با استفاده از شاخص های میزان مصرف سوخت و ضریب بیشینه قدرت172811223510.22052/6.1.17FAسمیهباقریدانشگاه شیرازفرشادفقیهیدانشگاه شیرازحسینخلفیسازمان انرژی اتمی ایرانJournal Article20220821One of the most important issues in a reactor core, at the time of radioactive material leakage, is detection and management of failed fuel assembly among all of assemblies. The purpose of this study is to provide a quick and efficient method compared to the non-destructive techniques, and common sipping tests to identify a failed fuel. The current method is based on sampling a coolant passing through the damaged FAs and evaluating the gamma spectrum obtained to measure the activity ratio of desired leaked fission fragments. Using the 134Cs/137Cs activity ratio and considering the history factor of each FA the maximum power peaking factor can be found. Also, by measuring the 133I × 135I /133Xe activity ratio the position of the core where failed-fuel is located can be predicted. In order to investigate the current method, a sample of the cooling water which passes through the failed fuel, located in the test sipping of the Tehran Research Reactor, was studied to measure the activity ratio of the desired isotopes. Then, the gamma spectrum at different cooling times (after leakage time) was studied. Considering the activity ratio of 134Cs/137Cs (0.1212) and the history of the relevant fuel (2.1023), the burnup of damaged-fuel was anticipated to be 33.92%. In addition the code calculations were carried out and we found that the suggested fuel assembly burnup is equal to 33.12%. Comparing the experimental as well as the calculational procedures gives a fairly good consistency of the herein method.
یکی از مسائل بسیار مهم در زمان نشت مواد رادیواکتیو از قلب یک راکتور هسته ای، تعیین و مدیریت مجتمع سوخت معیوب در میان تمامی مجتمع های موجود در قلب راکتور میباشد. هدف از این مطالعه ارائه یک روش سریع و کارا نسبت به روشهای غیرمخرب و آزمونهای نشتی متداول به منظور تشخیص و انتخاب سوخت معیوب است. اساس این روش بر پایه نمونه گیری از خنک کننده عبوری از قلب راکتور و ارزیابی طیف گاما حاصل از آن به منظور اندازه گیری نسبت فعالیت برخی پاره های شکافت گازی نشت یافته به خنک کننده راکتور میباشد. با استفاده از نسبت فعالیت Cs137/ Cs134 و لحاظ کردن فاکتور تاریخچه مربوط به هر یک از مجتمع های سوخت، میتوان میزان مصرف سوخت را به دست آورد. همچنین، از نسبت ایزوتوپهای Xe133/ I133× I135 ضریب بیشینه قدرت و موقعیتی از قلب که سوخت معیوب در آنجا قرار دارد را پیشبینی نمود. به منظور بررسی این روش، نمونه آب یک سوخت معیوب واقع در کپسول تست نشتی راکتور تحقیقاتی تهران تهیه و مورد مطالعه قرار گرفت. نسبت فعالیت ایزوتوپهای موردنظر (برای چیدمان شامل سوخت موردنظر) محاسبه و طیف حاصل از ایزوتوپهای گازی در زمانهای خنک سازی متفاوت مورد مطالعه قرار گرفته است. با در نظر گرفتن نسبت Cs137/ Cs134 (1212/0) و تاریخچه تابش دهی سوخت موردنظر (1023/2) میزان مصرف سوخت برای این سوخت 92/33% پیشبینی شد. کدهای محاسباتی میزان مصرف این مجتمع را 12/33% براورد مینماید که توافق نزدیکی با روش تجربی انجام شده دارد. مقایسه نتایج حاصل از آزمایش و محاسبات بیانگر براورد نسبتاً خوب این روش از میزان مصرف سوخت مجتمع سوخت موردنظر میباشد.
https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112235_c905bb552b790804e3b495af11c4e7c7.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259716120220821An investigation in the effects of MRI receive bandwidth on PAGATUG polymer gel dosimeter responseبررسی تأثیرات پهنای باند دریافتی تصویربرداری تشدید مغناطیسی بر پاسخ دزیمتر ژلی پلیمری PAGATUG293811223610.22052/6.1.29FAسید محمد مهدیابطحیدانشگاه بین المللی امام خمینی قزوینJournal Article20220821The aim of this research is to investigate the effects of the band width of magnetic resonance imaging (MRI) on the response of the PAGATUG polymer gel dosimeter. Sampling time decreases by increase in receive band width. Therefore, the scan time can decrease by increase in receive band width. Hence, the cost of gel dosimetry reduces by proper choose of MRI receive band width. To this aim the PAGATUG polymer gel dosimeter was prepared. The polymer gel cuvettes were irradiated using a clinical 60Co one day after preparation. Afterward, the gels responses were readout using a 1.5T MRI system. Receive band widths of 60, 80, 90, 100 and 120 Hz/pixel were selected for imaging protocols. It was found that the R2 responses and the R2 sensitivities were not changed significantly by varying the receive band width. However, for receive band widths more than 90 Hz/pixel the dose resolution was decreased significantly. It is suggested to select the receive band width of 90 Hz/pixel for PAGATUG polymer gel dosimeters scanning. Theoretical calculations show that a receive band width of 90 Hz/Pixel causes a chemical shift of 0.82 mm which is of order of one pixel dimension. By using this receive band width the scanning time were reduced by 22% from receive band width of 60 Hz/pixel.هدف از این پژوهش بررسی تأثیرات پهنای باند دریافتی تصویربرداری تشدید مغناطیسی (ام آر آی) بر پاسخ نهائی دزیمتر ژلی پلیمری PAGATUG میباشد. افزایش پهنای باند منجر به کاهش زمان نمونه برداری می شود که کاهش زمان تصویربرداری را نتیجه میدهد. بنابراین با انتخاب درست پهنای باند میتوان هزینه تمام شده تصویربرداری و به دنبال آن مجموع هزینه دزیمتری ژلی پلیمری را کاهش داد. به این منظور دزیمتر ژلی پلیمری PAGATUG ساخته شد و یک روز پس از ساخت با استفاده از سیستم کلینیکی کبالت 60 مورد پرتودهی قرار گرفت. پس از پرتودهی با استفاده از یک دستگاه امآرآی 5/1 تسلا پاسخ ژل مورد بازخوانی قرار گرفت. پهنای باندهای 60، 80، 90، 100 و 120 هرتز بر پیکسل (Hz/pixel) برای بازخوانی انتخاب شد. آهنگ بازگشت مغناطیسی، حساسیت دزیمتر و قدرت تفکیک دز مورد بررسی قرار گرفت. در پهنای باندهای مورد بررسی، با تغییر پهنای باند مقدار R2 و حساسیت دزیمتر به طور معنیداری تغییر نمیکرد. با افزایش پهنای باند به Hz/pixel 90 قدرت تفکیک دز به طور معنی داری بدتر شد. بنابراین پهنای باند Hz/pixel 90 به عنوان پهنای باند بهینه مشخص شد. محاسبات نظری نشان داد که با انتخاب پهنای باند Hz/Pixel 90 آرتیفکت، جابه جایی شیمیائی mm 82/0 میباشد که از مرتبه یک پیکسل بود. با این انتخاب زمان تصویربرداری حداقل 22% نسبت به تصویربرداری با پهنای باند Hz/pixel 60 کاهش پیدا می کرد.
https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112236_38163d0ddd2102ceb7ff7360df55494a.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259716120220821Determination of Radon-222 concentration in girl's elementary schools of Yazd cityاندازهگیری غلظت گاز رادون 222 در مدارس ابتدایی دخترانه شهر یزد394611223710.22052/6.1.39FAآرزوخویشداریدانشگاه یزدمحمداسلامی کلانتریدانشگاه یزدفتح اللهبوذرجمهریدانشگاه آزاد اسلامی واحد تهران مرکزاعظمعسگریدانشگاه علوم پزشکی شهید صدوقی یزدJournal Article20220821Many public health agencies rank residential radon exposure as the second risk factor of lung cancer after smoking. Due to the presence of children in the indoor (especially schools after homes) for a long time, and high respiratory rate, they are exposed to higher risk from radon than adults. Therefore, in this research, indoor radon measurement was conducted randomly in some of primary schools in Yazd city. For this purpose, measuring device of radon gas (RAD7) were placed in appropriate classes of 23 elementary schools. This device measured radon gas concentration for 24 hours in 16 cycles each for 1.5 hours. Finally, average radon concentration with standard deviation for each of the school was obtained. Radon levels were in the range of 13 to 145 Bq/m³. The average radon concentration in all schools, 47.87 Bq/m³ with standard error equals 1.73 were lower than introduced action level by the EPA (148 Bq/m³).
تعداد زیادی از سازمانهای سلامت عمومی، پرتوگیری رادون در فضای بسته را بهعنوان دومین عامل سرطان ریه پس از سیگار دستهبندی کردهاند. با توجه به مدت حضور کودکان در محیطهای بسته یعنی مدارس و خطر سرطانپذیری بیشتر آنها نسبت به بزرگسالان، اندازهگیری غلظت رادون در مدارس از اهمیت بالایی برخوردار است. در این پژوهش، تعدادی کلاس درس از مدارس ابتدایی دخترانه شهر یزد به طور تصادفی انتخاب و غلظت گاز رادون در آنها اندازهگیری شد. غلظت گاز رادون به روش اندازهگیری فعال توسط دستگاه رادونسنج (RAD7) در کلاسهای 23 مدرسه ابتدایی شهر یزد اندازهگیری شد. اندازهگیریها به مدت 24 ساعت طی 16 چرخه 5/1 ساعته انجام شد. نتایج حاکی از وجود غلظت گاز رادون در محدوده 13 تا 145 بکرل بر مترمکعب با متوسط Bq/m³ 87/47 و خطای استاندارد 73/1 است.
https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112237_14c6109a651b147fb51f68000116b686.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259716120220821Measurement of hard X-Ray energy spectrum in Damavand Tokamak by bremsstrahlung spectrometerاندازه گیری طیف انرژی پرتوهای ایکس سخت توکامک دماوند با استفاده از یک طیفسنج تابش ترمزی475611223810.22052/6.1.47FAمهسامعظمی قمصریدانشگاه کاشاناحمدرمضانی مقدم آرانیدانشگاه کاشاناردوانکوهیسازمان انرژی اتمی ایرانبنفشهپور شهابسازمان انرژی اتمی ایرانچاپاررسولیسازمان انرژی اتمی ایرانفاطمهشاکریدانشگاه کاشانJournal Article20220821The aim of this paper is to design and study the manufacturing feasibility of a Bremsstrahlung spectrometer for measuring hard X-ray emission spectrum of Damavand Tokamak. For this purpose, a set of lead filters with increasing cut-off energies and GR-200 thermoluminescence dosimeters were used. The matrix equation which describes the relation between energy spectrum of hard X-ray emission and absorbed dose in thermoluminescence dosimeters was extracted by applying superposition principle and the values of coefficient matrix are obtained by performing a simulation procedure using Monte Carlo N Particle (MCNP) code. Irradiation was performed using Damavand tokamak and the hard X-ray emission spectrum was measured by unfolding method. The results show that the proposed diagnostic tool can be used as a photon spectrometer for unfolding energy spectrum of hard X-ray radiation of Damavand tokamak at 100keV-2MeV energy range.
هدف از انجام این پژوهش، طراحی و امکانسنجی ساخت یک طیفسنج تابش ترمزی برای اندازهگیری طیف انرژی پرتوهای ایکس سخت خروجی از توکامک دماوند میباشد. در این طرح مجموعهای از فیلترهای سربی با افزایش انرژی قطع و دزیمترهای ترمولومینسانسGR-200 مورد استفاده قرار گرفتند. در روش ارائه شده، با استفاده از اصل برهمنهی، معادله ماتریسی بین طیف انرژی پرتوهای ایکس سخت توکامک دماوند و دز جذبی در دزیمترهای ترمولومینسانس استخراج شد و مقادیر ماتریس ضرایب این معادله، با شبیهسازی مسئله توسط کد محاسباتی MCNPX، بهدست آمد. پرتودهی توسط دستگاه توکامک دماوند انجام گرفت و طیف انرژی پرتوهای ایکس سخت خروجی از توکامک دماوند با اعمال روشهای بازیابی و مجموعه نظری اندازهگیری شد. نتایج بهدست آمده نشان میدهد که ابزار تشخیصی ساخته شده میتواند به عنوان یک طیف سنج فوتون مناسب برای بازیابی طیف انرژی پرتوهای ایکس سخت توکامک دماوند در بازه انرژی keV 100 تاMeV 2 مورد استفاده قرارگیرد.
https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112238_cd278f4d12589dcff92fc0d057252954.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259716120220821Accurate determination of cellular S-values for monoenergetic electron sources and beta emitting radionuclides using Geant4-DNA Monte Carlo codeتعیین دقیق مقادیر S سلولی برای چشمه های تک انرژی الکترون و رادیونوکلیدهای گسیلنده بتا با استفاده از کد مونت کارلوی GEANT4576511223910.22052/6.1.57FAفاطمهفتحیدانشگاه صنعتی امیرکبیرفرشتهساحلیدانشگاه صنعتی شریفمجتبیشمسایی زفرقندیدانشگاه صنعتی امیرکبیرناصروثوقیدانشگاه صنعتی شریفJournal Article20220821In this paper, cellular S-values for monoenergetic electron sources with energy from 1 to 70keV and the Auger-electron emitting radionuclides Tc-99m and In-111 were calculated in liquid water using the Geant4 Monte Carlo toolkit with the low energy extension Geant4-DNA. The results were compared to corresponding MIRD database and the differences were calculated. Differences between Geant4-DNA and MIRD results up to 70% were found; However, for the present monoenergetic sources and radionuclides, they mostly remain below 20%. Calculated S-values in this paper, were in good agreement to S-values obtained in the other literatures. This study is an important step for performing cellular dosimetry which the results would improve the treatment planning in the country.در این مقاله، محاسبه مقادیر S با استفاده از شبیهسازی تک سلول در کد مونتکارلوی Geant4 ابزار Geant4-DNA برای چشمههای تک انرژی الکترون با محدوده انرژی keV 1 تا keV 70 و برای دو رادیونوکلید گسیلنده الکترون اوژه ایندیوم-111 و تکنسیوم-m99 در آب مایع انجام گردید. مقادیر S حاصل با مقادیر داده شده توسط کمیته MIRD مقایسه و درصد تفاوت بین آنها محاسبه گردید. اگرچه در اکثر موارد این تفاوت کمتر از 20 درصد تعیین شد، اما در برخی موارد تفاوتهای بیشتری نیز مشاهده گردید. نتایج حاصل از این مقاله دارای توافق خوبی با مطالعات سایرین در این زمینه است. این پژوهش گامی مهم در جهت انجام دزیمتری در ابعاد سلولی و استفاده از نتایج آنها در راستای بهبود طراحی درمان در کشور میباشد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112239_c5244dacbb461be6e98ca2a1318bd951.pdf