انجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719620201121Calculation of damages of Auger electron emitting from radionuclides based on 1ZBB model: a simulation study using the Geant4 toolkitآسیب کروموزومی ناشی از رادیونوکلئیدهای گسیلنده الکترونهای اوژه با استفاده از مدل ZBB1 در کد GEANT411011239010.22052/8.6.1FAپرویناحمدیگروه فیزیک، دانشگاه پیام نور واحد تهران، تهرانمجتبیشمسایی زفرقندیدانشکده مهندسی انرژی و فیزیک، دانشگاه امیرکبیر، تهرانعلی اصغرشکریگروه فیزیک، دانشگاه پیام نور واحد تهران، تهرانJournal Article20220821When an ionizing beam enters a, it interacts with the cellular material, thereby transferring some of its energy to the living cell. In this study, the propagation of Auger electrons and their effects as DNA damage by some radionuclides, were analyzed using the Geant4-DNA Toolkit with the 1ZBB model. The 1ZBB model is selected from the protein data bank library which simulates the location of atoms in the sequence of cellular chromosomes. The average number of DSBs is shown as a function of energy. In this study, it is shown that the most damage is caused by Auger electrons with energies of less than 1 keV which corresponds to Auger electrons in layers M, N.
وقتی پرتوهای یونیزان وارد سلول زنده میشوند، با ماده سلولی تعامل میکنند و درنتیجه مقداری از انرژی خود را به آن منتقل میکنند. در این مطالعه، انتشار الکترونهای اوژه و اثرات آنها بهعنوان آسیب به DNA بهوسیله برخی از رادیونوکلئیدها مانند 99mTc، 111In، 125I و 123I با استفاده از ابزار Geant4-DNA با مدل 1ZBB مورد بررسی قرار گرفت. مدل 1ZBB از کتابخانه بانک اطلاعات پروتئین انتخاب شده است. تعداد شکستهای دورشتهای بهعنوان تابعی از انرژی نشان داده شد. در این مطالعه نشان داده شده است که بیشترین آسیبها توسط الکترونهای اوژه با انرژیهای کمتر از یک کیلوالکترونولت و مربوط به لایه M و Nمیباشد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112390_36b7fa27f30c7f22961fe15f61b6e8ed.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719620201121Design and construction of neutron source shielding by in situ polymerized Poly Methyl Methacrylate, containing boric acid and HDPEطراحی و ساخت حفاظ چشمه نوترون با استفاده از کامپوزیت پلیمتیلمتاکریلات حاوی اسیدبوریک و پلیاتیلن ساخته شده بهوسیله پلیمریزاسیون درجا111811239110.22052/8.6.11FAشقایقشهرامدانشکده فیزیک، دانشگاه صنعتی خواجه نصیرالدین طوسی، تهرانسیدفرهادمسعودیدانشکده فیزیک، دانشگاه صنعتی خواجه نصیرالدین طوسی، تهرانشرویناحمدیپژوهشگاه پلیمر و پتروشیمی ایران، تهراناسماعیلبیاتپژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهرانJournal Article20220821It is time-consuming and costly to build geometric shapes of neutron shields using machining techniques. In addition, in the case of large shields or the need for quick construction, common polymer shields such as boron-containing polyethylene are not efficient. In this study, Poly Methyl Methacrylate (PMMA) as a polymer base, boric acid powder as a neutron absorber and high-density polyethylene powder for increasing the amount of hydrogen have been used to build composite shielding by in situ polymerization method. The percentage of optimal composition of composite materials was calculated using simulation in the MCNPX code and the made shields in the layout including the 3He detector and the Am-Be neutron source were evaluated. Based on the results, the thermal neutron flux is decreased about 80% after composite shielding containing 67% PMMA, 28% Boric Acid and 5% High Density Polyethylene (HDPE) compared to the pure polyethylene shielding. The results showed a good performance of this composite shield.ساخت حفاظهای نوترونی با شکل هندسی خاص و با استفاده از روشهای ماشینکاری، زمانبر و پرهزینه است. همچنین در صورت بزرگ بودن حفاظ و یا نیاز به ساخت سریع، حفاظهای پلیمری رایج مانند پلیاتیلن حاوی بور، کاربری لازم را ندارند. در این پژوهش از پلیمر پلیمتیلمتاکریلات (PMMA) بهعنوان پایهی پلیمری، پودر اسیدبوریک بهعنوان جاذب نوترون و پودر پلیاتیلن با چگالی بالا جهت افزایش میزان هیدروژن برای ساخت حفاظ کامپوزیتی بهروش پلیمریزاسیون درجا استفاده شده است. درصد ترکیب بهینه مواد کامپوزیت با استفاده از شبیهسازی در کد MCNPX محاسبه شده و حفاظهای ساختهشده در چیدمانی شامل آشکارساز 3He و چشمه نوترون Am-Be مورد ارزیابی قرار گرفتند. بنابر نتایج بهدست آمده، با استفاده از حفاظ کامپوزیتی شامل 67% پلیمتیلمتاکریلات، 28% اسیدبوریک و 5% پلیاتیلن چگالی بالا، شار نوترون حرارتی در حدود 80% نسبت به پلیاتیلن خالص کاهش مییابد. بنابراین نتایج بهدست آمده کارایی مناسب این حفاظ کامپوزیتی را نشان داد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112391_559e727ee222581284a9f46489f757ff.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719620201121Implementation of MTSVD method for X-ray spectrum unfolding from compton spectrometry in diagnostic radiology range using MCNPX Monte Carlo codeبهرهگیری از روش MTSVD برای تعیین کیفیت اشعه ایکس در محدوده رادیولوژی تشخیصی از طیفنگاری کامپتون با استفاده از کد مونتکارلو MCNPX192611239210.22052/8.6.19FAامیرحسینمحجوببخش مهندسی هستهای، دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه شیراز، شیراز، فارسصدیقهسینابخش مهندسی هستهای، دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه شیراز، شیراز، فارسرضافقیهیبخش مهندسی هستهای، دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه شیراز، شیراز، فارس0000-0003-3238-6887Journal Article20220821Determination of X-ray spectrum at various nuclear radiology centers is important in terms of device quality control. Due to the pile-up effect and dead time, this won't be possible by simple methods, and by placing the detector in front of the X-ray beams. Therefore, to obtain the X-ray spectrum, one can use indirect methods like spectroscopy Compton photons scattered at 90° angle. The primary spectrum is related to the Compton spectrum matrix by the response matrix in an equation system. As the coefficients matrix of this equation is ill-conditioned, MTSVD regularization mathematical method was used in this study for spectrum unfolding the X-ray spectra. Finally, the accuracy of the spectrometry was obtained by comparing the unfolded spectra with the IPEM78 theory spectrum. To compare the closeness of the unfolded spectra with the theory, the root-mean-square deviation was obtained, and the percentage error was used for comparison of the half value layer. According to the results obtained in this study, the indirect Compton method can unfold the X-ray spectrum by a good accuracy, i.e., less than 5%, and the relative error for obtaining the HVL, was found to be 2%.تعیین طیف اشعه ایکس در مراکز مختلف رادیولوژی بهلحاظ کنترل کیفی دستگاه امری مهم است. بهدلیل اثر همپوشی و زمان مرگ، این عمل با روشهای ساده و با قرار دادن آشکارساز در مقابل پرتوهای ایکس تیوب میسر نیست. بنابراین برای بهدست آوردن طیف اشعهی ایکس، میتوان از روشهای غیرمستقیم چون طیفنگاری پرتوهای کامپتون تحت زاویه 90 درجه استفاده کرد. طیف اصلی پرتو ایکس توسط ماتریس پاسخ، به ماتریس طیف کامپتون، بهصورت یک دستگاه معادله مرتبط میشود. در این تحقیق بهعلت بدحالت بودن ماتریس ضرایب، از روش ریاضیاتی منظمسازی تجزیه مقادیر منفرد برشیافتهی اصلاحشده استفاده شد و طیفهای اشعه ایکس بازیابی گردید و درنهایت دقت شکل طیفهای بهدست آمده را با طیف تئوری IPEM78 مقایسه شد. برای مقایسهی میزان نزدیکی طیف بازیابیشده به طیف تئوری، از پارامتر خطای جذر میانگین مربعات برای طیفهای بازیابیشده و از پارامتر درصد خطای نسبی برای لایهی نیمهکنندهی اول طیفها استفاده شد. طبق نتایج بهدست آمده در این تحقیق روش غیرمستقیم کامپتون با دقت بسیار خوبی (کمتر از %5) قادر به بازیابی طیف اشعه ایکس میباشد و خطای این روش در بهدست آوردن لایهی نیمهکننده نیز کمتر از %2 بهدست آمد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112392_21bb3567adcde096f85958af8cfda1c9.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719620201121Calculation of the recoiled nuclei spectrum due to fast neutron elastic interactions in the energy range of 0.15 to 10 MeV for determining the lattice defect in Carbon and Siliconمحاسبه تحلیلی بیناب هستههای پسزده ناشی از برهمکنش کشسان نوترونهای سریع با انرژی 1/0 تا 10 مگاالکترونولت بهمنظور تعیین آسیبهای جابهجایی در کربن و سیلیکون273611239310.22052/8.6.27FAپیمانرضاییانپژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهرانسپیدهشفیعیپژوهشکده فیزیک و شتابگرها، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهرانJournal Article20220821In this work, the damage produced in Carbon and Silicon by fast neutrons in the energy range of 0.15 to 10 MeV was calculated using TRIM code. In this range of energy, the dominant interaction is the elastic scattering. The information about recoil, nuclei energy, scattering angle and the depth in which the interaction was occurred is necessary to run TRIM code. For calculating the energy and scattering angle of recoil nuclei, the spectrum of scattered nuclei should be known. The spectrum of scattered Silicon and Carbon was calculated by using an analytical method to relate the statistical distributions to each other. Comparison of the calculated scattered spectrum with experimental one confirmed the validity of the calculation method. Calculations revealed that the damage produced in silicon is higher than the one produced in the Carbon. This is because the displacement energy threshold in Carbon is higher than the Silicon. So, using of Carbon in neutron exposure is recommended.در این تحقیق آسیبهای جابهجایی ناشی از نوترونهای سریع با انرژی 15/0 تا 10 مگاالکترونولت در کربن و سیلیکون با استفاده از کد TRIM محاسبه شده است. در این محدوده انرژی برهمکنش غالب، پراکندگی کشسان میباشد. برای استفاده از این کد اطلاعاتی مانند انرژی هستهی پسزدهشده، زاویه پراکندگی و عمقی که در آن برهمکنش رخ داده، ضروری است. بهدست آوردن انرژی و زاویه پراکندگی هستههای پسزدهشده، مستلزم دراختیارداشتن بیناب هستههای پراکندهشده میباشد. بیناب هستههای پسپراکندهشده کربن و سیلیکون با استفاده از یک روش تحلیلی برای ارتباطدادن توابع توزیع آماری مختلف ولی مرتبط، محاسبه شد. مقایسه دادههای بهدست آمده با نتایج تجربی صحت بینابهای محاسبهشده را تأیید میکند. محاسبات نشان میدهد که آسیبهای جابهجایی ایجادشده در کربن کمتر از میزان آسیبهای جابهجایی ایجادشده در سیلیکون میباشد که ناشی از آستانه انرژی جابهجایی بالاتر کربن میباشد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112393_6e91b24d1b90c49f6901d0a39368712a.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719620201121Fabrication of BN nano fiber neutron shield as hospital gown materialساخت نانوالیاف جاذب نوترون حرارتی جهت تولید روپوشهای محافظ در برابر تابش نوترون374211239410.22052/8.6.37FAمعصومهخبازیدانشکده علوم پایه، دانشگاه آزاد اسلامی واحد شبستر، شبستر، آذربایجان شرقیشیواشه شناسدانشکده علوم پایه، دانشگاه آزاد اسلامی واحد شبستر، شبستر، آذربایجان شرقیمحمدغفوریدانشکده علوم پایه، دانشگاه آزاد اسلامی واحد شبستر، شبستر، آذربایجان شرقیJournal Article20220821In this paper, boron nitride (BN) nanofibers have been produced and tested to absorb thermal neutron radiation in order to use in hospital gown raw materials. Samples were prepared for boron with 7%, 10%, 12% and 15% weight percent using electrospinning method. The samples were tested by exposure to a thermal neutron source with an indium detector. The total mass cross-section of the samples as well as the cadmium sheet was measured under the same conditions for the thermal neutrons, and the results were compared. The outcomes show that increasing boron content in the samples directly reduces the passing neutrons, which indicates the effect of boron nitride content and uniform distribution of boron nitride particles in the produced nanofibers. Results also revealed that the total mass cross-section of the samples is much higher compared to cadmium. The produced samples are very light with a fabric-like structure which makes it perfectly suitable to produce neutron radiation shields.در این مقاله نانوالیاف نیتریدبور (BN) برای جذب تابش نوترونهای حرارتی با هدف دوخت روپوشهای بیمارستانی تولید و آزمایش شد. نمونهها با استفاده از روش الکتروریسی با درصد وزنی 7%، 10%، 12% و 15% برای نیتریدبور تهیه شدهاند. نمونهها با قرارگرفتن در برابر چشمه نوترون گرمایی با آشکارساز اینیدیوم تست شده و سطح مقطع کل در واحد جرم نمونهها و ورقه کادمیوم در شرایط یکسان برای نوترونهای گرمایی اندازهگیری شده و نتایج با یکدیگر مقایسه شدند. نتایج نشان میدهند که افزایش نسبت بور در نمونهها مستقیماً بر کاهش نوترون عبوری تأثیرگذار بوده که نشاندهنده توزیع یکنواخت بور در نانوالیاف تولیدشده میباشد. همچنین سطح مقطع کل در واحد جرم اندازهگیریشده نمونهها در مقایسه با کادمیوم بسیار بالاتر میباشد. نمونههای تولیدشده ساختار پارچهمانند دارند، قابلیت برش و دوخت داشته، سبک بوده و برای تولید روپوشهای محافظ در برابر تابش نوترون کاملاً مناسب هستند.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112394_f4589d48100c0406a37aed5315460446.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719620201121Study of gamma irradiation effect on electrical properties of MOSFET and MOS diode for application in dosimetryمطالعه اثر تابش گاما روی خواص الکتریکی MOSFET و دیود MOS برای کاربرد دزیمتری435211239510.22052/8.6.43FAتوکلتوحیدیپژوهشکده کاربرد پرتوها، مجتمع پژوهشی شمال غرب کشور (بناب)، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، بناب، آذربایجان شرقیشهریاررحمت اله پورپژوهشکده کاربرد پرتوها، مجتمع پژوهشی شمال غرب کشور (بناب)، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، بناب، آذربایجان شرقیJournal Article20220821In this work, the effect of the gamma radiation on the threshold voltage of metal oxide field effect transistor (MOSFET) was investigated. First, the purchased P typeMOS transistor was considered. Due to a nonlinear response to the administrated dose, the different regions were analyzed. Then we constructed an Al/n-Si/SiO2/Al MOS diode. These diodes were irradiated to mili to kilo Gray dose and their electrical behavior were investigated. In forward bias, the current variation was low but in reverse bias and lower than -20 volt, the current variation was large and measurable. A non-constant responsivity was obtained for diodes which is due to the non linearity of dose - current curve. Three different regions were chosen and the responsivity in these regions was obtainedدر این کار، اثر تابش پرتو گاما روی خواص ترانزیستورهای اثر میدان نیمههادی اکسید فلزی (MOSFET) (براساس تغییر ولتاژ آستانهشان در اثر پرتودهی) بررسی شده است. ابتدا، اثر تابش گاما روی ترانزیستورهای PMOS تجاری موجود در بازار برای دزیمتری مطالعه گردید. نتایج نشان داد که پاسخ آشکارساز نسبت به دز دریافتی خطی نیست، بنابراین در ناحیههای مختلف مورد بررسی قرار گرفت. سپس، دیودهای MOS )بهصورت اتصال (Al/n-Si/SiO2/Al بهعنوان دزیمتر ساخته شدند. نمونههای ساختهشده در دُزهای میلیگری تا کیلوگری تابشدهی و رفتار الکتریکی آنها مورد بررسی قرار گرفتند. مشاهده شد که در بایاس مستقیم تغییرات جریان، کم اما در بایـاس معـکوس و در ولتـاژهای کمتر از 20 ولت تغییرات جریان دیودها نسبت به دُز دریافتی، زیاد و مقدار آن قابل اندازهگیری بود. همچنین مشاهده گردید که حساسیت دیود یک عدد ثابت نیست و این ناشی از این مسأله است که منحنی تغییرات دُز نسبت به جریان خطی نمیباشد. از روی منحنیها سه ناحیه نسبتاً خطی بهدست آمد و حساسیتها نسبت به این سه ناحیه محاسبه گردید.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112395_46cafa8e315e207a54a6c957e7187923.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719620201121Production calculations of 166Dy/166Ho in vivo generator through neutron irradiation in Tehran Research Reactor (TRR)محاسبات تولید مولد درونتنی 166Dy/166Ho بهروش پرتودهی نوترونی در راکتور تحقیقاتی تهران536211239610.22052/8.6.53FAنفیسهسالکپژوهشکده مواد و چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، تهرانساراوثوقیپژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، تهرانعلیبهرامی سامانیپژوهشکده مواد و چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، تهرانJournal Article20220821Holmium-166 is one of the most effective radionuclides used for treatment of bone marrow cancer and rheumatoid arthritis. Using 166Dy/166Ho in vivo generator to deliver 166Ho to the target tissue causes the minimum exposure to the non-target tissues and increased absorbed dose rate in the target tissue compared to other similar radiopharmaceuticals. In this work, theoretical calculations of 166Dy/166Ho in vivo generator production in Tehran Research Reactor were performed through solving the decay chain differential equations simultaneously for natural and enriched dysprosium targets and the obtained results were compared with experimental values. The results showed that there is a good compatibility between the measured values and the results of the theoretical calculations. The outcomes of this study are used to produce 166Dy / 166Ho radionuclide generator.یکی از مهمترین و مؤثرترین رادیونوکلیدهای بهکار رفته در درمان تومورها، سرطان مغز استخوان و روماتوئید آرتریت، رادیونوکلید هلمیوم-166 است. استفاده از مولد درونتنی دیسپرسیوم-166/ هلمیوم-166 بهمنظور تحویل رادیونوکلید هلمیوم-166 به بافت هدف، باعث پرتوگیری حداقل بافتهای غیرهدف و افزایش میزان دز جذبی بافت هدف در مقایسه با رادیوداروهای مشابه دیگر میشود. در این کار، محاسبات تولید مولد دیسپرسیوم-166/ هلمیوم-166 در راکتور تحقیقاتی تهران، از طریق حل همزمان معادلههای دیفرانسیلی زنجیرههای واپاشی برای هدفهای دیسپرسیوم طبیعی و غنیشده انجام گردیده و نتایج حاصل با مقادیر تجربی مقایسه شده است. نتایج نشان داد که سازگاری خوبی بین مقادیر اندازه گیریشده بهصورت تجربی و نتایج حاصل از محاسبات تئوری وجود دارد. نتایج حاصل از این پژوهش برای تولید بهینه مولد رادیونوکلیدی 166Dy/166Ho بهکار گرفته میشود.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112396_0a676c443048ca20eb5ba735c948237a.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو232259719620201121Simulation of a gamma emission tomography system for evaluation of partial defects of irradiated nuclear fuel assembliesشبیهسازی یک سیستم برشنگاری گامای گسیلی جهت ارزیابی فقدان جزئی مجتمعهای سوخت هستهای تابشدیده637311239710.22052/8.6.63FAامیرپایانیگروه فیزیک هستهای، دانشکده علوم پایه، دانشگاه مازندران، بابلسر، مازندرانسیدمحمدمتولیگروه فیزیک هستهای، دانشکده علوم پایه، دانشگاه مازندران، بابلسر، مازندرانJournal Article20220821The gamma emission tomography system is one of the most common medical imaging systems that have been used to monitor the integrity and defect of nuclear fuel in recent years. In this research, the capability of gamma emission tomography system for partial defect verification of irradiated fuel assemblies is investigated. For this reason, a typical gamma emission tomography system is simulated. This system is proficient for obtaining cross-sectional images of the irradiated fuel assembly in the spent fuel pool and investigates the fuel partial defect by processing them. It is noted that the gamma attenuation correction is considered in this study. Also, the ability of gamma emission tomography system for calculating the relative activity distribution of fuel rods in a nuclear fuel assembly is examined by a developed algorithm.سیستم برشنگاری گامای گسیلی یکی از متداولترین سیستمهای تصویربرداری پزشکی میباشد که در سالهای اخیر جهت پایش یکپارچگی و تعیین عیوب سوخت هستهای استفاده شده است. در این پژوهش، قابلیت سیستم برشنگاری گامای گسیلی جهت تصدیق فقدان جزئی مواد هستهای در مجتمعهای سوخت هستهای تابشدیده مورد بررسی قرار گرفته است. بدین منظور یک سیستم نوعی برشنگاری گامای گسیلی شبیهسازی شده است. این سیستم قادر است تصاویر سطح مقطعی از سوخت تابشدیده تولید کرده و با پردازش تصاویر مذکور، فقدان جزئی سوخت را مورد بررسی قرار دهد. لازم به ذکر است که در این شبیهسازی، اصلاح تضعیف پرتو گاما درنظرگرفته شده است. همچنین با استفاده از الگوریتم توسعه داده شده، توانایی سیستم برشنگاری گامای گسیلی در محاسبه توزیع فعالیت نسبی میلههای سوخت در یک مجتمع سوخت هستهای مورد بررسی قرار گرفته است.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112397_ec1ed25bf4f6796c5be73ed8d94dea6a.pdf