انجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719520200822Damage studies on irradiated tungsten by helium and argon ions in a plasma focus deviceبررسی اثرات تخریبی تابش یونهای هلیوم و آرگون تولید شده در دستگاه پلاسمای کانونی بر روی تنگستن11211238210.22052/8.5.1FAمیرمحمدرضاسیدحبشیپژوهشکده پلاسما و گداخت هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهرانبابکشیرانی بیدآبادیگروه مهندسی هسته ای، دانشکده فیزیک، دانشگاه اصفهان، اصفهانمحمدامیرحمزه تفرشیپژوهشکده پلاسما و گداخت هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهرانفریدالدینصدیقیپژوهشکده پلاسما و گداخت هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهرانعلینصیریپژوهشکده پلاسما و گداخت هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهرانJournal Article20220821Damage of tungsten due to helium and argon ions of a PF device was studied. Tungsten samples were irradiated by 20 shots of the plasma focus device with argon and helium as working gases, separately. The tungsten surface was analyzed by SEM, before and after irradiation. SEM revealed dense blisters with diameters of a few hundred nanometers, on the samples which were irradiated by helium ions, while on the samples irradiated by argon, cracks were developed on the surface. XRD analysis was used for crystallography of tungsten, before and after irradiation. Irradiation by helium and argon affects peak location, peak intensity, FWHM, and spacing of planes, which shows that the crystalline structure of tungsten is affected by irradiation.Characteristics of ion beam of the plasma focus device were calculated by the Lee code. The depth profiles of dpa/shot and ion concentration were calculated using the SRIM code. Using the Lee code, the average fluencies of helium and argon ion beams of the PF device were calculated about 7.9×1014 cm-2 and 0.25×1014 cm2 per shot, respectively. SRIM revealed that the maximum DPA was about 1.7 and 0.17 and occur in the depth of 7 nm and 30 nm for argon and helium, respectively. Also, the maximum concentration occurs in the depth of 20 nm and 40 nm for argon and helium, respectively.در این تحقیق اثرات تخریبی یونهای پرانرژی هلیوم و آرگون تولید شده در دستگاه پلاسمای کانونی کمانرژی نوع مدر بر روی سطح تنگستن مورد بررسی قرار گرفت. نمونههای تنگستن در 20 پالس دستگاه پلاسمای کانونی بهطور جداگانه با یونهای آرگون و هلیوم مورد تابش قرار گرفتند. سطح نمونههای خام و تابشدهی شده تنگستن با میکروسکوپ الکترونی آنالیز شد. میکروگرافهای SEM نشان میدهد که تاولهای متراکم با اندازه تقریبی چند صد نانومتر در سطح تنگستن در اثر تابش یونهای هلیوم ایجاد شدهاند ولی در نمونههای تابشدهی شده با یونهای پر انرژی آرگون ترکهای منظم دیده میشود که در سطح تنگستن گسترش یافتهاند. از آنالیز پراش اشعه ایکس برای بررسی تغییرات بلوری ایجاد شده در تنگستن ناشی از تابش استفاده شد. تابش یونهای پر انرژی هیدروژن و آرگون باعث بهوجود آمدن تغییراتی در مکان قلهها، شدت قلهها، پهنای پیک در نصف ارتفاع بیشینه (FWHM) و فاصله صفحات تنگستن شده، که نشان می دهد تابش یونهای پر انرژی تولید شده در دستگاه پلاسمای کانونی ساختار بلوری تنگستن را نیز تحت تأثیر قرار داده است. با استفاده از کد لی [1] مشخصات باریکه یونی هلیوم و آرگون حاصل از دستگاه پلاسمای کانونی تعیین شد و با استفاده از کد SRIM [2] مقدار shot/Dpa و پروفایل تـراکم یـونهای هلیـوم و آرگـون در عمـقهای مختلف تنگستن محاسـبه شـد. نتـایج کد لی نشـان میدهد که در هر شـات بهتـرتیب ion/cm2 1014 × 9/7 و ion/cm2 1014 × 25/0 یون هلیوم و آرگون تولید میشود. نتایج کد SRIM نشان میدهد که بیشترین تخریب ایجاد شده در تنگستن ناشی از یونهای آرگون و هلیوم بهترتیب در عمقهای 7 و 30 نانومتری و به اندازه dpa/shot 7/1 و 17/0 میباشد. همچنین بیشترین تراکم یونهای آرگون و هلیوم بهترتیب در عمقهای 20 و 40 نانومتری رخ میدهد.
https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112382_667ef2d5e84e3b3f268177fdc4a5191e.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719520200822The response of Geant4 hadronic models to the study of neutrons produced in proton irradiation to the light materialsپاسخ مدلهای هادرونی Geant4 در بررسی نوترونهای تولیدی در تابش پروتون به مواد سبک132211238310.22052/8.5.13FAحمیدهخستهگروه فیزیک، دانشگاه آزاد اسلامی واحد شیراز، شیراز، فارسلادنرضائیگروه فیزیک، دانشگاه آزاد اسلامی واحد شیراز، شیراز، فارس0000-0003-0260-5276Journal Article20220821Neutron is one of the products of the interaction of high energy protons with light nuclei. Using computational Monte Carlo codes, it is possible to calculate and predict the neutron spectrum, neutron flux, and doses by simulating the system. But the use of different hadronic models in this process can influence the results of these calculations. In this research, the response of the four hadronic models in the Geant4 Monte Carlo tool is compared with each other in the interaction of proton with light nuclei in terms of the characteristics of the produced neutrons. These models are referred to as the binary cascade model, the Precompound model, the Bertini intranuclear cascade model, and the Liege Intranuclear Cascade model. This comparison has been done in the area of clinical energy in proton therapy. Also, the results of this simulation are compared with experimental data and the adaptation or incompatibility of these models with empirical results has been reviewed and interpreted. The results show that none of the studied models fully reproduces empirical results, but in a certain range of energy, the Bertini model has the best fit with experimental results.
یکی از محصولات برهمکنش پروتونهای پرانرژی با مواد سبک، نوترون است. با استفاده از کدهای محاسباتی مونتکارلو، میتوان از طریق شبیهسازی سیستم، طیف نوترونهای حاصل، دز و شار نوترون را محاسبه و پیشگویی کرد. اما استفاده از مدلهای هادرونی مختلف در بررسی این فرآیند، میتواند بر نتایج این محاسبات تأثیرگذار باشد. در این پژوهش، پاسخ چهار مدل هادرونی موجود در ابزار مونتکارلوی Geant4، در برهمکنش پروتون با مواد سبک، به لحاظ ویژگی نوترونهای تولیدی، با یکدیگر مقایسه شده است. این مدلها، تحت عنوان مدل آبشاری دوتایی، مدل پیشترکیبی، مدل آبشاری درون-هستهای برتینی و مدل درون-هستهای لیگه نامیده میشوند. این مقایسه، در محدوده انرژی بالینی در پروتونتراپی صورت گرفته است. همچنین نتایج این شبیهسازی، با دادههای تجربی مقایسه شده و تطبیق یا عدم سازگاری این مدلها با نتایج تجربی، بررسی و تفسیر شده است. نتایج نشان میدهد که هیچ یک از مدلهای تحت بررسی، نتایج تجربی را بهطور کامل بازتولید نمیکنند، اما در محدوده خاصی از انرژی، مدل برتینی بهترین تطابق را با نتایج تجربی دارد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112383_6d9cfa27ede325b388e32d3049e43f2a.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719520200822Calculation of gel dose after external radiation therapy using optical CTاندازهگیری میزان دز ژل پرتو داده شده در پرتودرمانی خارجی به کمک دستگاه اپتیکال سی تی233011238410.22052/8.5.23FAمحمدمهدویگروه فیزیک هستهای، دانشکده علوم پایه، دانشگاه مازندران، بابلسر، مازندرانعلیشبستانی منفرددانشگاه علوم پزشکی بابل، بابل، مازندرانزینبعبدیگروه فیزیک هستهای، دانشکده علوم پایه، دانشگاه مازندران، بابلسر، مازندرانمعصومهحسین نژادگروه فیزیک هستهای، دانشکده علوم پایه، دانشگاه مازندران، بابلسر، مازندرانمحمدداوودیدانشگاه علوم پزشکی بابل، بابل، مازندرانJournal Article20220821In this study, the MAGIC- f polymer gel was used to determine the absorbed dose by external radiation therapy. The MAGIC- f gel was made under normal pressure and temperature conditions and irradiated with a Siemens 6MV linear accelerator at 10 × 10 cm2 and at a depth of 10 cm. While simulating the head of the accelerator unit by the Monte Carlo method with BEAMnrc code, the percentage depth dose (PDD) and dose profile is calculated in different fields of 4 × 4, 6 × 6 and 10×10 cm2 with DOSXYZnrc code. Also after gel irradiation, the gel readings were performed by CT optical apparatus and made at the Nuclear Laboratory of Mazandaran University. The results of the experimental and simulation results show that the PDD diagram and dose profile are in good agreement with the maximum error rate of 2% and these results confirm the accuracy and efficiency of the OCT device designed for dose reading in radiation therapy.
در این تحقیق بهمنظور مطالعه، از ژل پلیمر MAGIC-fجهت تعیین میزان دز جذبی به روش پرتودرمانی خارجی استفاده شده است. ژل MAGIC-f در شرایط نرمال فشار و دما ساخته شده و تحت تابش دستگاه شتابدهنده خطی زیمنس پریموس با انرژی 6 مگاولت در میدان 10×10 سانتیمترمربع و در عمق 10 سانتیمتری قرار گرفته است. ضمن شبیهسازی سر دستگاه شتابدهنده بهروش مونتکارلو با کد BEAMnrc، درصد دز عمقی (PDD) و پروفایل دز در میدانهای مختلف 4×4 ، 6×6 و 10×10 سانتیمترمربع با کد DOSXYZnrc محاسبه شده است. همچنین پس از پرتودهی ژل، خوانش ژل توسط دستگاه سی تی اپتیکی (OCT) طراحی و ساخته شده در آزمایشگاه هستهای دانشگاه مازندران انجام شده است. نتایج حاصل از کار تجربی و شبیهسازی انجام شده حاکی از این است که نمودار PDD و پروفایل دز با میزان خطای حداکثر 2% انطباق بسیار خوبی داشته و این نتایج تأییدی بر دقت و کارایی دستگاه OCT طراحی شده در خوانش دز در پرتودرمانی میباشد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112384_1f6221e97c60fed3383fb94d42217836.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719520200822Studying dose equivalents of radio-sensitive organs in head and neck region during nasopharynx proton therapy using Monte Carlo MCNPX codeبررسی میزان معادل دز نواحی حساس سر و گردن در پروتونتراپی نازوفارنکس با استفاده از کد مونتکارلو MCNPX314011238510.22052/8.5.31FAعلیرضاوجدانی نقره ئیانگروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه نیشابور، نیشابور، خراسان رضویفاطمهسراییگروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه نیشابور، نیشابور، خراسان رضویعطیهابراهیمی خانکوکگروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه نیشابور، نیشابور، خراسان رضویJournal Article20220821In the present work, dose equivalents of radiosensitive organs in head and neck region have been calculated during nasopharynx proton therapy. For this purpose, a middle-size tumor was designed with the use of clinical information, and was then incorporated into the adult male ICRP phantom. According to the medical data, eight radiation paths around the neck were selected. After that, appropriate proton beams for each radiation paths were designed considering the type and thickness of tissues in the beam path. Since both of soft tissue and bone are existed in pathways of radiation, firstly, the effect of the existence of bone tissue in the path of protons on the position of the Bragg peak was studied. Results showed that when the thickness of bone tissue within the phantom increased by 1 cm, the Bragg peak was pulled back about 0.6 to 0.8 cm. It was also found that the displacement of the Bragg peak by increasing the bone thickness follows a polynomial function for each proton energy. Considering the thickness of the tumor, optimized SOBP were designed for each of eight directions. Finally, doses to different sensitive organs of head and neck region were computed in terms of the therapeutic dose of the tumor. Results indicated that thyroid and brain received higher doses in comparison with other organs.
در این پژوهش به بررسی میزان معادل دز رسیده به نواحی حساس ناحیه سر و گردن در پروتونتراپی سرطان نازوفارنکس پرداخته شده است. برای این منظور، با استفاده از اطلاعات کلینیکی، یک تومور متوسط طراحی و درون فانتوم مرد بزرگسال ICRP < /span> جایگذاری شد. براساس دادههای پزشکی، هشت جهت پرتودهی در اطراف گردن انتخاب شد. سپس با توجه به نوع و ضخامت بافتهای قرار گرفته در مسیر پرتو در هر جهت، بیم مناسب طراحی گردید. از آنجایی که در مسیرهای تابشدهی دو نوع بافت نرم و استخوانی وجود دارند، ابتدا تأثیر وجود بافت استخوانی در جابهجایی قله براگ به دقت بررسی گردید. نتایج حاکی از آن است که بهازای اضافه کردن هر cm 1 بافت استخوان در مسیر قله براگ بهطور میانگین بین 6/0 تا cm 8/0 به عقب کشیده میشود. همچنین نشان داده شد که میزان جابهجایی قله درنتیجه افزایش ضخامت استخوان بهازای هر انرژی از یک تابع درجه دوم تبعیت میکند. سپس با توجه به وسعت حجمی تومور و با استفاده از نتایج حاصل شده، پیوستار گسترده بیم پروتون بهینه برای هر مسیر تابشدهی طراحی گردید. هشت مسیر پرتودهی در این پژوهش درنظر گرفته شده و معادل دز نواحی مختلف سر و گردن در هر مسیر و در مجموع بهازای معادل دز درمانی تومور محاسبه گردید. نتایج نشان میدهند که در مجموع مغز و تیروئید بیشترین معادل دز را دارند.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112385_f651cfd585981b03e1b5175a1708c361.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719520200822Calculation of WER values of some dosimetric plastic materials applied at helium ion beam therapyمحاسبه مقادیر نسبت معادل آب چند ماده دزیمتری پلاستیکی مورد استفاده در یوندرمانی با باریکه یون هلیوم414611238610.22052/8.5.41FAناهیدحاجیلوپژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم وفنون هستهای، کرج، البرزJournal Article20220821In this research, water equivalent ratios (WER) at helium ion beam energy ranging 25-250 MeV/u for four potential plastic dosimetric materials: polycarbonate (PC), polypropylene (PP), polymethyl methacrylate (PMMA), and paraffin have been calculated using MCNPX Monte Carlo code. Among studied materials, PC and PP with 0.979 and 1.177 show minimum and maximum differences with water respectively. In mentioned materials by increasing mass density, WER values increase and by decreasing mass density they decrease. Calculated values are in good agreement with the results published in literatures.در این پژوهش مقادیر نسبت معادل آب (WER) برای باریکه یونهای هلیوم، در گستره مناسب انرژی و در مواد دزیمتری رایج، منحنی دز-عمق و مقادیر WER برای مواد پلاستیکی پلیکربنات(PC)، پارافین (PA)، پلیپروپیلن(PP) و پلیاتیلمتاکریلیت PMMA)) در بازه انرژی MeV/u250-25 یونهای هلیوم با استفاده از کد کامپیوتری MCNP < /span> X محاسبه شد. از میان مواد مورد مطالعه PC و PP < /span> با مقادیر متوسط WER برابر 979/0 و 177/1 بر کل بازه انرژی، به ترتیب کمترین و بیشترین تفاوت را با آب نشان دادند. در مواد مورد مطالعه با افزایش چگالی جرمی مقدار WER افزایش و با کاهش آن WER کاهش مییابد. مقادیر محاسبه شده، توافق خوبی با نتایج ارائه شده در سایر مقالات نشان میدهد (اختلاف کمتر از 8/0%).https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112386_a074f68d6dc464689fa99e8b2ef511e4.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719520200822Investigation of the operation of Thick Gas Electron Multiplier and Electron Multiplier Assembly for alpha particle detectionبررسی عملکرد ساختارهای تکثیرکننده الکترونی ضخیم و مجتمع تکثیرگر الکترونی در آشکارسازی ذرات آلفا475411238710.22052/8.5.47FAسید مهدیهاشمیگروه مهندسی هستهای، دانشکده علوم و فناوریهای نوین، دانشگاه تحصیلات تکمیلی صنعتی و فناوری پیشرفته کرمان، کرمانJournal Article20220821In this study, the detection of alpha particles in the high current mode is investigated in the presence of two gaseous electron multipliers in the micro-pattern structures. Thick Gas Electron Multiplier (TGEM) and an Electron Multiplier Assemblies (EMA) were designed and constructed as amplification gap in the detector chamber. An ion chamber is employed to measure the current of interaction between alpha particle and quenching gas. The appearance of visible light columns in the space between the multiplier electrodes at the location of input particles is one of the advantages of using this optical method to detect ionizing radiations.در این مطالعه با بهکارگیری دو نوع تکثیرگر الکترونی گازی زیرمجموعه ساختارهای ریزالگو، آشکارسازی ذرات آلفا در مد جریان زیاد مورد بررسی قرار خواهد گرفت. در طراحی و ساخت محفظه آشکارساز، از تکثیرگر الکترونی ضخیم و مجتمع تکثیرگر الکترونی بهعنوان ناحیه تکثیر بههمراه یک اتاقک یونش، برای اندازهگیری شدت جریانهای ناشی از برهمکنش ذرات آلفا با گاز فرونشان درون آشکارساز، استفاده خواهیم کرد. ظهور پیوسته ستونهای نور مرئی در فضای بین الکترودهای تکثیرگرها در محل ورود ذرات، از جمله مزیتهای بهکارگیری این روش اپتیکی برای آشکارسازی پرتوهای یونساز است.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112387_82cc08f331cc2873c5e3bad8aad4cdbf.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719520200822Using PSO algorithm optimization for planning 103Pd seeds brachytherapy positionsاستفاده از الگوریتم بهینهسازی PSO جهت طراحی مکان چشمههای براکیتراپی پالادیوم556611238810.22052/8.5.55FAزهرامقدسیگروه فیزیک، دانشگاه پیام نور واحد مشهد، مشهد، خراسان رضویعلی اصغرمولویگروه فیزیک، دانشگاه حکیم سبزواری، سبزوار، خراسان رضویمحمودزیبنده گرجیگروه فیزیک، دانشگاه پیام نور واحد تهران، تهرانسعیدمحمدیگروه فیزیک، دانشگاه پیام نور واحد مشهد، مشهد، خراسان رضویJournal Article20220821Radiation therapy, is one of the treatments for cancer. Brachytherapy is a radiotherapeutic technique that a sealed radiation source is placed inside or next to the tissue and has become a mainstream treatment option for cancer. Achieving maximum dose to the gland as well as minimum injury to the adjacent tissues is a basic principle in radiation therapy. Sources configuration must be designed in such a way that the dose distribution agrees with treatment planning and the prescribed dose. Exact evaluation is necessary to avoid excessive dose to other organs especially organs at risk. Optimization algorithms are applied in preplanning treatment. The aim is to deliver a desire dose in the border of tumor while all of the points inside the tumor receive the absorbed dose more than the dose border values. The accuracy of optimization and finding the best position of seeds is so important in treatment planning. We used PSO algorithm to optimize the places of 103Pd seeds which are applied in the prostate brachytherapy. The algorithm was performed for desired tumor shape in various conditions. In circle and ellipsoid tumor with 5 and 40 desire seeds, more than 90% of points of border receive the prescribed dose. Moreover, the optimized characteristics of seeds and their best positions were determined. The results show that the PSO algorithm can be used for optimizing the position of interstitial implantation brachytherapy that so many seeds used. Distribution dose and isodose curve were studied to assurance delivering adequate dose to target volume while keeping healthy tissues. Few parameters, easy implementation and fast convergence around the global answer are advantages of this algorithm.
پرتودرمانی یکی از مؤثرترین روشهای درمان سرطان است. روش پرتودهی از نزدیک یا براکیتراپی بهطور گسترده برای درمان سرطانها استفاده میشود. بنابراین طراحی درمان از اهمیت ویژهای برخوردار است. اصل اساسی در پرتودرمانی، وارد کردن حداکثر آسیب به تومور و حداقل آسیب به بافتهای طبیعی است. مکان چشمههای براکیتراپی بایستی بهگونهای طراحی شود تا توزیع دز آنها مطابق طرح درمان باشد و با دز تجویزی همخوانی داشته باشد. ارزیابی دقیق برای اجتناب از رسیدن دز زیاد به سایر ارگانها بهویژه ارگانهای حساس ضروری است. در طراحی پیش از درمان میتوان از الگوریتمهای بهینهسازی بهره گرفت. هدف این است که برای هر تومور، بهینهسازی بهگونهای انجام شود که نقاط واقع بر لبه مرز تومور، دز معین داشته و نقاط درون تومور دزی بیشتر یا برابر با دز تعیین شده روی نقاط واقع در مرز را داشته باشند. دقت بهینهسازی و یافتن مکان بهینه چشـمهها، در طراحی درمان بسـیار مهم است. در این مقاله به کمک الگـوریتم ازدحام ذرات (PSO)، مکان چشـمههای پالادیوم-103، که برای درمان سرطان پروستات بهکار میرود، بهینهسازی میشود. برنامه با تومورهای مختلف و در وضعیتهای متفاوت اجرا شده است. نتایج نشان میدهد با استفاده از این الگوریتم و با تعداد دلخواه 5 و 40 چشمه، بیش از 90% نقاط روی مرز تومورهای دایرهای و بیضوی، دز تعیین شده را دریافت میکنند. همچنین بهترین مکان قرارگرفتن دانههای براکیتراپی و مشخصات آنها بهدست میآید. این پژوهش نشان میدهد که الگوریتم PSO میتواند برای بهینهسازی مکان چشمههای براکیتراپی بهروش کاشت داخلنسجی که معمولاً از تعداد زیادی چشمه استفاده میشود، بهکار رود. با بهینهسازی، توزیع دانهها و منحنیهای هم دز بررسی میشود تا از رسیدن دز کافی به حجم هدف و حفظ بافتهای سالم اطمینان حاصل شود. پیادهسازی آسان، تعداد کم پارامترها و همگرایی نسبتاً سریع به جواب بهینه، از مزایای این الگوریتم بهشمار میرود.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112388_55d179ecb98960e3a5a064d24af48d68.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719520200822Modeling the measurement of VVER-1000 reactor power by neutron and gamma radiation with MCNP codeمدلسازی اندازهگیری قدرت راکتور VVER-1000 با تابش نوترون و گاما با استفاده از کد مونتکارلو677311238910.22052/8.5.67FAمجیدتوانپورگروه فیزیک، دانشگاه پیام نور واحد تهران، تهرانمجیدجلالی حاجی آبادیپژوهشکده راکتور، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهرانمحمدرضاجلالی ندوشنگروه فیزیک، دانشگاه پیام نور واحد تهران، تهرانJournal Article20220821The present study deals with a new method for measuring the power of a reactor. This method uses gamma and neutron radiation resulted from the entire reactor structure, without changing its structure (online). In terms of functionality, this method can measure the reactor power in real-time and report it instantly. In order to obtain the relationship between reactor power and gamma and neutron leakage radiation by simulation, the values of the F5 tally are calculated at different distances from the reactor wall, using the MCNP5 code (Monte Carlo N-Particles). Then, we plot the diagram to observe the variation trend. However, an increase in the distance from the reactor reduces both the amount of radiation and the energy of the radiation particles until the neutron leakage radiation reaches zero within five meters of the body, due to its good insulation. However, this number is only about four meters for gamma irradiation. The reactor power can be calculated by measuring the flux at the given point and any time by determining the point for a range of leakage radiation reduction to background and the linear relationship between power and leakage flux.در این پژوهش میکوشیم تا روش جدیدی را برای اندازهگیری توان راکتور قدرت بهکار گیریم. در این روش از پرتو گاما و نوترون حاصل از کل ساختار راکتور استفاده میشود، بی آنکه در ساختارش تغییری داده شود. این روش میتواند توان راکتور را بیدرنگ اندازهگیری و بهطور لحظهای گزارش کند. برای بهدست آوردن رابطهی بین قدرت راکتور و میزان تابش نشتی نوترون و گاما به وسیلهی شبیهسازی، با استفاده از کد مونتکارلو MCNP5 مقادیر تالی F5 را در فواصل مختلف از دیوارهی راکتور بهدست آورده و نمودار آن را رسم میکنیم تا نحوهی تغییرات را مشاهده نماییم. با دور شدن از راکتور میزان تابش و هم انرژی ذرات تابشی افت مینماید تا جاییکه در فاصلهی چهار متری از بدنه، تابش نشتی نوترون با عنایت به عایقبندی خوب آن به صفر میرسد و این عدد برای تابش گاما فقط حدود 5/2 متر است. با تعیین نقطه دامنه کاهش تابش نشتی به تابش زمینه و رابطه خطی قدرت و شار نشتی در این نقطه میتوان در هر لحظه برای راکتور با اندازهگیری شار در نقطه مورد نظر توان را محاسبه نمود.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112389_f8cbd61cfe49080be680fb4652b3bfc6.pdf