انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Evaluation of fetus absorbed dose in trimester of pregnancy in SPECT-CT imaging by considering the biological Half-life of the injected radiopharmaceutical ارزیابی دز دریافتی جنین در بازه ‌های سه‌ ماهه بارداری در تصویربرداری SPECT-CT با بررسی تاثیر نیمه ‌عمر بیولوژیکی رادیوداروی تزریقی 1 4 112460 FA فائزه ملک زاده تر به بر دانشکده فیزیک، دانشگاه صنعتی اصفهان، اصفهان، ایران علیرضا کریمیان دانشکده فنی و مهندسی، دانشگاه اصفهان، اصفهان، ایران احمد شیرانی دانشکده فیزیک، دانشگاه صنعتی اصفهان، اصفهان، ایران Journal Article 2022 08 21 SPECT-CT is used to study the physiology of Cardiac in two stages, means, stress and rest. In the stress stage, a 20 mCi of 99mTc-MIBI is injected to the patient and scan is done. If the patient is a pregnant woman who is in a special condition, Imaging is performed at rest two hours after stress by re-injecting 20 mCi of 99mTc-MIBI radiopharmaceutical. Due to the fact that the developing fetus inside the uterus, it is sensitive to any radiation, so it is important to find how much radiation dose is absorbed by the fetus and it is the goal of this research. To achieve this goal, MCNPX code and ORNL phantom, were used to simulate the fetus, uterus and other tissues inside the maternal in three periods of pregnancy, means, three, six and nine months by using spherical lines. The radiopharmaceutical is distributed throughout the body via the cardiac pumping. Therefore all organs become a radioactive source. 21 organs close to the fetus were considered as volumetric sources and the absorbed dose of the fetus was calculated in three periods of pregnancies. The absorbed dose of fetus in the stress stage in three, six and nine months of pregnancy are 1.26 × 10-2, 2.9 × 10-3, 2.83 × 10-4 mGy respectively. The absorbed doses in the rest mode without urination in the mentioned periods are 2.52 × 10-2, 5.79 × 10-3, 5.68 × 10-4 mGy respectively. Furthermore the absorbed doses in the rest mode with two times urination and considering a biological half-life of 3 hours, and 25% of the injected radiopharmaceutical comes out by urinary excretion, were found 1.89 × 10-2, 4.35 × 10-3, 4.25 × 10-4 mGy in the mentioned periods, respectively. Therefore, to reduce the absorbed dose of fetal and the potential risks, it is strongly recommended to the patient to drink fluids as much as possible in the two hours interval between the scans. مطالعه فیزیولوژی قلب توسط روش تصویربرداری SPECT-CT در دو مرحله استراحت و استرس انجام می‌شود. در حالت استرس به بیمار 20 میلی ‏کوری رادیوداروی 99mTc-MIBI تزریق و تصویربرداری انجام می‏ شود. چنان‏چه بیمار خانم بارداری باشد که در شرایط خاصی است، تصویربرداری درحالت استراحت دو ساعت بعد از حالت استرس با تزریق مجدد 20 میلی‏کوری رادیوداروی 99mTc-MIBI انجام می ‏شود. با توجه به این که جنین در حال رشد، درون رحم مادر نسبت به هر تابشی حساس است، دانستن این که جنین چه مقدار دزی جذب می‏ کند و چه آثار مخربی بر جنین دارد مسأله مهمی است. در نتیجه با کمک کد MCNPX و فانتوم ORNL جنین در سه دوره بارداری سه، شش و نه ‏ماهگی با استفاده از کره و خطوط شبیه‏ سازی شد. با توجه به این که ناحیه مورد مطالعه قلب می‏ باشد، رادیودارو در بدن پخش شده و تمام اعضا نقش چشمه را ایفا می‏ کنند، 21 عضو که در نزدیک‏ترین موقعیت به جنین قرار دارند را به صورت چشمه حجمی در نظر گرفته و دز جذبی جنین در سه دوره بارداری محاسبه شد. دز جذبی جنین در سه دوره‎ی سه، شش و نه‏ ماهگی در حالت استرس به ترتیب  2 –10 26/1 ، 3 –10 9/2 و     4 –10 83/2 میلی‏ گری، در حالت استراحت بدون دفع ادرار به ترتیب 2 –10 52/2، 3 –10 79/5 و 4 –10 68/5 میلی ‏گری و در حالت استراحت با فرض این که بیمار دوبار در این دو ساعت دفع ادرار داشته باشد و نیمه ‏عمر زیستی 3 ساعت باشد و 25% از رادیوداروی تزریقی در حالت استرس دفع شود، به ترتیب 2–10 89/1، 3 –10 35/4 و 4 –10 25/4 میلی‏ گری محاسبه شد. در نتیجه برای کاهش دز جذبی جنین و خطرات احتمالی توصیه می ‏شود، بیمار در فاصله دو ساعت مایعات فراوان بنوشد تا با دوبار دفع ادرار رادیوداروی تزریقی در حالت استرس دفع و دز جنین کاهش یابد. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112460_b0330ea83dd6512a9e0e2d3c3af48820.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Absorbed dose uncertainty evaluation in proton therapy of prostate cancer by Monte Carlo method ارزیابی میزان عدم قطعیت دز دریافتی در پروتون درمانی سرطان پروستات با روش مونت کارلو 5 8 112465 FA هانیه میرزایی دانشکده فیزیک، دانشگاه صنعتی اصفهان، اصفهان، ایران علیرضا کریمیان گروه مهندسی پزشکی، دانشکده فنی و مهندسی، دانشگاه اصفهان، اصفهان، ایران محمدحسن علامت‌ساز دانشکده فیزیک، دانشگاه صنعتی اصفهان، اصفهان، ایران Journal Article 2022 08 21 Proton therapy is one of the prostate cancer treatments. Bragg peak in proton depth-dose curve is the most important characteristic of this method. It causes the most amount deposition of energy in the tumor. Prostate is not a fixed organ and has involuntary movement in the range of 1-7mm due to bloating of the gastrointestinal tract in body, so this movement results in uncertainty in absorbed dose of particle. In this research absorbed dose are calculated regarding prostate movement using FLUKA code which works with Monte Carlo method. First, the phantom used is simulated. Regarding depth of 15cm of prostate in body the needed energy to form Bragg peak in tumor was calculated 148 MeV with 0.02% precision. Total Absorbed dose for one proton particle is 7.2 nGy when prostate was considered fixed in coordinate center .it was shown that 99.9% of total absorbed dose which is deposited in prostate and does not damage other tissues. The reason for this is the presence of Bragg Peak, which is all the energy absorbed in this area. with moving prostate for 7mm in perpendicular proton beam direction, the total dose absorbed by the prostate is reduced by 2.2%, also for moving prostate in line with proton beam, the total dose absorbed by the prostate is reduced by 6.66%. پروتون­ درمانی یکی از روش­‌های درمان سرطان پروستات می‌باشد. مزیت اساسی این روش وجود پدیده‌­ای به نام قله­ براگ در منحنی عمق-دز پروتون می­‌باشد، به‌طوری که انرژی باریکه به مقدار بسیار زیاد و دقیقی در بافت سرطانی نهشت می­‌یابد. از آن‌جایی که پروستات عضوی ثابت نیست و حرکت‌های غیر ارادی ناشی از نفخ دستگاه گوارشی در محدوده 1 تا 7 میلی­‌متر در بدن دارد، باعث به وجود آمدن تغییر در دز­ کلی جذب­‌شده می‌گردد. در این پژوهش با استفاده از کد شبیه­‌سازی FLUKA که بر اساس روش عددی مونت­‌کارلو محاسبات را انجام می‌­دهد، تغییرات دز کلی جذب­‌شده با در نظر گرفتن جابه­‌جایی پروستات بررسی گردید. ابتدا فانتوم مورد استفاده شبیه­‌سازی شده و با توجه به قرار گرفتن پروستات در عمق 15 سانتی­‌متر در بدن، انرژی مورد نیاز این پرتو جهت تشکیل قله براگ در بافت سرطانی مقدار MeV 148 با دقت 02/0 درصد محاسبه و استفاده شده است. دز کلی جذب­‌شده به ازای یک ذره پروتون در حالتی که پروستات و تومور در مبدا مختصات قرار دارند، nGy 7/2 می­‌باشد. 9/99 درصد دز کلی جذب شده به مجموعه بافت تومور و پروستات می­‌رسد و به سایر بافت­‌های اطراف پروستات آسیبی وارد نمی­‌کند. دلیل این اتفاق وجود قله براگ می­‌باشد که تمامی انرژی جذب شده در این ناحیه است. با حرکت پروستات به اندازه 7 میلی­متر در راستای عمود بر باریکه پروتون، مقدار دز کلی جذب­‌شده در اندام پروستات به میزان 2/2% کاهش و همچنین با حرکت به اندازه 3 میلی­‌متر در راستای باریکه پروتون مقدار دز کلی جذب­‌شده در اندام پروستات به میزان 66/6% کاهش می­‌یابد. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112465_6a0a7c722627850e327d4e274c6bfcae.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Evaluation of the effectiveness of radiation protection courses held by the Radiation Research Center of Shiraz University based on the Kirk Patrick model ارزیابی اثربخشی دوره‌های حفاظت در برابر اشعه برگزار شده توسط مرکز تحقیقات تابش دانشگاه شیراز بر اساس مدل کرک پاتریک 9 12 112458 FA ابراهیم فرج زاده مرکز تحقیقات تابش، دانشگاه شیراز، شیراز، ایران محمد امین نظری جهرمی مرکز تحقیقات تابش، دانشگاه شیراز، شیراز، ایران محمد حسین صادقی بخش مهندسی هسته‌ای، دانشکده مکانیک، دانشگاه شیراز، شیراز، ایران مهرنوش کریمی پورفرد بخش مهندسی هسته‌ای، دانشکده مکانیک، دانشگاه شیراز، شیراز، ایران صدیقه سینا مرکز تحقیقات تابش، دانشگاه شیراز، شیراز، ایران بخش مهندسی هسته‌ای، دانشکده مکانیک، دانشگاه شیراز، شیراز، ایران 0000-0001-5890-9645 بنت الهدی امانت گروه فیزیک، دانشگاه پیام نور، تهران، ایران Journal Article 2022 08 21 Staff training is one of the priorities of any organization. Therefore, reviewing and knowing the results and efficiency of staff training is a requirement of the training process. The purpose of this study is to evaluate the effectiveness of radiation protection training courses for medical and industrial centers It was November of 1399. The present study is descriptive-survey in terms of method and applied in terms of research purpose. For this purpose, 76 participants in the program have been studied. Data related to the evaluation of the effectiveness of the training course were held and also the components of the Kirk Patrick evaluation model were collected. Descriptive statistics and inferential statistics including t-tests were used to analyze the data. The results show that radiation protection courses held by the Radiation Research Center of Shiraz University have been effective in both levels of reaction and learning and also these courses have been able to provide employee satisfaction. Finally, it can be said that the participants in the training courses in general, have evaluated the effectiveness of the training courses at a desirable level and the mentioned trainings have increased knowledge and skills.  آموزش کارکنان یکی از اولویت‌­های هر سازمانی است بنابراین بررسی و آگاهی از نتایج و بازده آموزش کارکنان، لازمه فرایند آموزش است هدف از پژوهش حاضر ارزیابی اثربخشی دوره‌های آموزشی حفاظت در برابر اشعه ویژه شرکت کنندگان مراکز پزشکی و صنعتی در آبان ماه سال 1399 بوده است. پژوهش حاضر از نظر روش توصیفی-پیمایشی و از نظر هدف تحقیق کاربردی می‌باشد. بدین منظور تعداد 76 نفر از شرکت‌کنندگان در برنامه، مورد مطالعه قرار گرفته‌اند. داده‌های مربوط به ارزیابی اثربخشی دوره آموزشی برگزار شده و همچنین مؤلفه‌های مدل ارزشیابی کرک پاتریک جمع آوری شده است. جهت تجزیه و تحلیل داده‌ها از شاخص‌های آمار توصیفی و آمار استنباطی شامل آزمون‌های t استفاده شده است. نتایج نشان­‌دهنده­‌ آن است که دوره‌های حفاظت در برابر اشعه برگزار شده توسط مرکز تحقیقات تابش دانشگاه شیراز در دو سطح واکنش و یادگیری اثر بخش بوده است و همچنین این دوره‌ها توانسته‌اند رضایت کارکنان را فراهم سازند. در نهایت می‌توان گفت که شرکت کنندگان در دوره‌های آموزشی در مجموع، میزان اثربخشی دوره‌های آموزشی را در سطح مطلوبی ارزیابی نموده‌اند و آموزش‌های مذکور موجب افزایش دانش و مهارت شده است. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112458_aa3581d5f1c3bcd8a4d57afcb334f4de.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Calculation of magnetic field effects on dose distribution in MR-guided Helium Ion-therapy using FLUKA Monte Carlo simulation code. بررسی اثر میدان مغناطیسی بر توزیع دز در یون درمانی با هلیوم به روش MR-Guided Therapy با استفاده از کد مونت کارلوی فلوکا 13 18 112434 FA ناهید حاجیلو پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، کرج، البرز، ایران Journal Article 2022 08 21 Nowadays, in one hand, the potential clinical application of helium ion beams is being discussed in the literature. In other hand, MR-guided radiotherapy has been welcomed by the radiotherapy oncology community so far. The idea of ​​combining an MRI system with a helium-ion beam delivery gantry has challenges, one of which is the dose changes in the patient's body that occur due to the deviation of the initial beam under a magnetic field. In order to quantitatively evaluate these dose changes, in this study, variation in the depth- and transverse dose profile curves inside a water phantom at therapeutic energies under magnetic fields of 0.35, 1.5 and 3 T were calculated using the FLUKA Monte Carlo code. The percentage of dose fluctuation in the direction of the central axis due to the application of magnetic field at minimum, medium and maximum energies was calculated and it was shown that the maximum dose changes occur at 220.5 MeV / n energy and at a depth of 30.9 cm phantom. Also, the maximum longitudinal retraction and deflection of helium beams in the presence of 3 Tesla magnetic field and at 220 MeV energy were 5.2 mm and 4.7 mm, respectively. To evaluate the accuracy of the simulations, depth-dose curves of helium ion beams in a water phantom were compared with the experimental data without the magnetic field influence. The maximum difference between the simulated and the measured values was 0.962 mm which is less than the permissible limit for predicting the Bragg peak of the ion beam for clinical dosimetry purposes. امروزه جهت بهبود صحت درمان در پرتودرمانی، تلاش‌های بسیاری برای استفاده از تصویر‌برداری همزمان تشدید مغناطیسی به‌دلیل مزایایی چـون ایجاد تمایز بافت نرم مناسب و پرتوهای غیریونیزان آن وجود دارد. از سوی دیگر، پرتودرمانی با یون هلیوم به‌دلیل مزایایی چون پراکندگی جانبی کمتر نسبت به پروتون و دنباله پاره‌های هسته‌ای کمتر نسبت به باریکه‌های کربنی، در حال توسعه است. ایده‌ی استفاده از هـدایت تصویر تشدید مغناطیسی  در درمان با یون هلیوم،  چالش‌هایی را  به‌ همراه  دارد که آشفتگی دز در بدن بیمار  از جمله  این چالش‌هاست‌.  برای  ارزیابی   تغییرات معادل دز یون هلیوم در یک میدان مغناطیسی عمود بر محور باریکه و با انگیزه استفاده در توسعه بالقوه هلیوم درمانی با هدایت تصویر تشدید مغناطیسی (MRI) در آینده،  یک باریکه درمانی  هلیوم و  نیز یک فانتوم آب  همگن با استفاده  از کد مونت  کارلو  فلوکا  شبیه‌سازی  و اغتشاشات دز معادل در راستای محور مرکزی هم‌چنین میزان انحراف و عقب‌گرد باریکه‌های یون هلیوم اولیه در عمق براگ در انرژی‌های مختلف و در حضور میدان‌های مغناطیسی محاسبه شد. درصد تغییرات دز در راستای محور مرکزی در اثر اعمال میدان مغناطیسی در انرژی‌های کمینه، متوسط و بیشینه محاسبه و نشان داده شد که بیشینه تغییرات دز در انرژی MeV/n 5/220 و در عمق cm 9/30  فانتوم  اتفاق  می‌افتد.  هم‌چنین بیشینه عقب‌گرد و انحراف باریکه‌های هلیومی در حضور میدان مغناطیسی 3 تسلا و در انرژیMeV 5/220 به‌ترتیب برابر mm 2/5 و mm 7/4 به‌دست آمد. صحت شبیه‌سازی از طریق راستی‌آزمایی منحنی‌های دز عمقی باریکه‌های یونی هلیوم در یک فانتوم آب با داده‌های تجربی، ارزیابی شد. حداکثر اختلاف مقدار شبیه‌سازی شده با مقدار اندازه‌گیری شده در پیش‌بینی محل قله براگ باریکه‌های هلیومی در آب، در حالت عدم حضور میدان مغناطیسی برابرmm 962/0 بود که نشان از صحت محاسبات مونت‌کارلو انجام‌ شده دارد. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112434_b765eb24e3c30c15b749f9f7a63ed1bd.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Possibility investigation of radon measurement by scintillation detector بررسی امکان اندازگیری رادن با استفاده از آشکارساز سوسوزن 19 24 112432 FA مصطفی کاظمی نیکو گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده علوم و فناوری‌های نوین، دانشگاه تحصیلات تکمیلی صنعتی و فناوری پیشرفته، کرمان، ایران محمد رضا رضایی راینی نژاد گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده علوم و فناوری‌های نوین، دانشگاه تحصیلات تکمیلی صنعتی و فناوری پیشرفته، کرمان، ایران علی نگارستانی گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده علوم و فناوری‌های نوین، دانشگاه تحصیلات تکمیلی صنعتی و فناوری پیشرفته، کرمان، ایران سعیده خضری پور گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده علوم و فناوری‌های نوین، دانشگاه تحصیلات تکمیلی صنعتی و فناوری پیشرفته، کرمان، ایران Journal Article 2022 08 21 Alpha particles emit electromagnetic radiation as they stop in the environment due to ionization and exciting atoms. The energy spectrum and intensity of radiation depends on the material and the percentage of elements in the target and its thickness. By placing layers of different metals and materials and changing their thickness in front of the entrance window of CsI (Tl) scintillator and interpreting the change in intensity in different detector channels, a suitable method for detecting alpha particles is introduced. In this research, the alpha particles of 241Am source with an energy of 5.48 MeV are irradiated into layers of aluminum, copper, iron, steel, paper, radiological films, lead and plastic with different thicknesses and was studied the count  variation of CsI (Tl) scintillation channels. By interpreting the results, was obtained the channels that show the maximum intensity of photons due alpha particles stopping in target. According to the observation of X-ray channels related to alpha particle stopping in target, a method for radon detection has also been introduced. In this method, hot spring water is poured into a plastic container with a thin layer of iron embedded at the end. First the background spectrum was measured. Then the water inside the container is stirred and the difference in spectrum is measured. The most suitable channel for measuring radon is channel 57. According to the obtained results, the relationship between radon concentration and counting rate in this channel has been extracted. ذرات آلفا در اثنای متوقف شدن در محیط به‌ علت یونیزاسیون و برانگیخته کردن اتم‌ها تابش‌های الکترومغناطیسی ازخود گسیل می‌کنند.  طیف انرژی و شدت تابش به جنس و درصد عناصر موجود در هدف وضخامت آن بستگی دارد. با قرار دادن لایه‌هایی از فلزات و مواد مختلف و تغییر ضخامت آن‌ها در جلوی پنجره ورودی یک آشکار سوسوزن CsI(Tl) و تفسیر تغییر شدت در کانال‌های مختلف آشکارساز یک روش مناسب برای آشکارسازی ذرات آلفا معرفی شده است. در این تحقیق ذرات آلفا یک چشمه امرسیوم 241 با انرژی MeV 5.48 به لایه‌های آلومینیوم، مس، آهن، استیل، کاغذ، فیلم رادیولوژی، سرب و پلاستیک با ضخامت‌های مختلف تابانده شده و تغییر شمارش کانال‌های آشکار سوسوزن CsI(Tl) بررسی شده است. با تفسیر نتایج کانال‌هایی که ماکزیمم شدت فوتون‌های گسیل شده در اثر توقف ذرات آلفا و الکترون‌های کنده شده را نشان می‌دهند به‌دست آمده است. با توجه به مشاهده کانال‌های اشعه ایکس مربوط به توقف ذرات آلفا، روشی برای آشکارسازی رادن نیز معرفی شده است. در این روش آب چشمه آب‌گرم جوشان در یک ظرف پلاستیکی که در انتهای آن لایه‌ای نازکی از جنس آهن تعبیه شده ریخته شده است و طیف زمینه اندازگیری شد. سپس آب داخل ظرف بهم زده شده و اختلاف در طیف زمینه اندازگیری شده است. مناسب‌ترین کانال برای اندازه‌گیری رادن، کانال 57 است. با توجه به نتایج به‌دست آمده رابطه بین غلظت رادن و آهنگ شمارش در این کانال استخراج شده است. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112432_d2eca243683f08e0447571b944f1cf20.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Estimation of radiation hazards caused by granite in the villages of Dehsiahan, Khanaman and Mani in Rafsanjan city of Kerman province برآورد مخاطرات تابشی ناشی از سنگ گرانیت موجود در روستاهای ده ‌سیاهان ،خنامان و مانی شهرستان رفسنجان استان کرمان 25 32 112437 FA ندا زارعی گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده علوم و فناوری‌های نوین، دانشگاه تحصیلات تکمیلی صنعتی و فناوری پیشرفته، کرمان، ایران محمد رضایی رضایی راینی نژاد گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده علوم و فناوری‌های نوین، دانشگاه تحصیلات تکمیلی صنعتی و فناوری پیشرفته، کرمان، ایران Journal Article 2022 08 21 Humans are exposed to external and internal radiation from various radiation sources such as cosmic radiation, ambient radiation, Radon and radiation therapy devices annually. The permissible annual dose limit set by the ICRU report for ordinary people is 0.05 Sv. The amount of environmental radiation depends on the type of soil, building materials, granite and the surrounding environment, which can be reduced by changing these materials to reduce the risks of environmental radiation. Unfortunately, there are villages in Kerman that are located on a bed of radioactive granite. In this study, the amount of hazards caused by these stones for the residents of Mani, Khanaman and Dehsiahn villages has been investigated. The research results show that the activity of  the 232Th, 238U, 40K and 137Cs radioactive elements and the quantities of Raeq, Dr, Dout, Din, Dtot, Hex, Hin, Iy, ELCR of these three villages are higher than The permissible values ​​are announced by the ICRU. انسان در طول سال از منابع تابش مختلفی مثل  تابشهای کیهانی،تابش محیطی،گاز رادن و دستگاه‌های پرتودرمانی در معرض تابش خارجی و داخلی قرار می‌­گیرد.حد مجاز دز سالانه که توسط گزارش ICRU  برای افراد معمولی در نظر گرفته شده SV0.05 است. میزان تابش‌های محیطی بستگی به جنس خاک،مصالح ساختمانی، سنگ گرانیت و محیط پیرامون دارد که می‌­توان با تغییر این مواد میزان خطرات ناشی از تابش‌های محیطی را کاهش داد. متاسفانه روستاهایی در کرمان وجود دارند که بر بستر سنگ گرانیت رادیواکتیو قرار دارند. در این تحقیق میزان خطرات ناشی از این سنگ‌ها برای ساکنین روستاهای مانی ،خنامان و ده سیاهان بررسی شده است.جهت این امر اکتیویته  ^{<span class="fontstyle0">40</span>}<span class="fontstyle1">K </span><span class="fontstyle0">،</span>^{<span class="fontstyle0">238</span>}<span class="fontstyle1">U </span><span class="fontstyle0">،</span>^{<span class="fontstyle0">232</span>}<span class="fontstyle1">Th</span><span class="fontstyle0">و </span>^{<span class="fontstyle0">137</span>}<span class="fontstyle1">Cs</span> در سنگ‌های گرانیت این سه روستا محاسبه و با استفاده از آن‌ها کمیت‌های مربوط به خطرات تابشی برآورده شده است.نتایج تحقیق نشان می­‌دهد که اکتیویته معادل عناصر رادیواکتیو  ^{<span class="fontstyle0">40</span>}<span class="fontstyle1">K </span><span class="fontstyle0">،</span>^{<span class="fontstyle0">238</span>}<span class="fontstyle1">U </span><span class="fontstyle0">،</span>^{<span class="fontstyle0">232</span>}<span class="fontstyle1">Th</span><span class="fontstyle0">و </span>^{<span class="fontstyle0">137</span>}<span class="fontstyle1">Cs</span> و کمیت‌های   Ra_eq ,D_r,D_out,D_in,D_tot ,H_ex ,H_in ,Iy ,ELCR این سه روستا بالاتر از مقادیر مجاز اعلام شده توسط ICRU می­‌باشد. همچنین کمیت‌های فوق برای روستای مانی خیلی بیشتر از دو روستای خنامان و ده سیاهان است. بنابراین سکونت در روستای مانی و ده سیاهان به علت بالا بودن خطرات تابشی نسبت به روستای خنامان توصیه نمی‌­شود. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112437_7406ee2a8e8d41d16ee3843232432926.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Monte Carlo calculation of neutron activation by Am-Be neutron source in Shahid Bahonar University of Kerman محاسبه مونت‌کارلو فعال‌سازی نوترونی چشمه نوترونAm-Be دانشگاه شهید باهنرکرمان 33 36 112443 FA آرزو ریاحی گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده علوم و فناوری‌های نوین، دانشگاه تحصیلات تکمیلی صنعتی و فناوری پیشرفته، کرمان، ایران محمد رضا رضایی راینی نژاد گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده علوم و فناوری‌های نوین، دانشگاه تحصیلات تکمیلی صنعتی و فناوری پیشرفته، کرمان، ایران Journal Article 2022 08 21 Radioisotopes were usually produced by reactors and cyclotron and linear accelerators. In this research, we try to use the Monte Carlo method using MCNP code to simulate neutron activation by the neutron source of Kerman and to investigate the interest of the produced radioisotopes. For this purpose, X-ray powder diffraction is used to detect the constituent elements of these materials. Neutron activation requires a source to bombard the sample, which produces the radioisotope of the elements. Each radioisotope emits a specific spectrum that can be used to determine the concentration of elements in it. The result of the study using the MCNP code shows that it is possible to produce a radioactive source by Kerman neutron source. Radioisotope ³⁶Cl has the highest production interest among the materials irradiated by Kerman neutron source. Therefore, Kerman neutron source can be used to produce suitable radioisotopes for nuclear laboratories. معمولاً تولید رادیوایزوتوپ‌ها توسط راکتورها و شتاب‌دهنده‌های سیکلوترون و خطی انجام می‌گرفت. در این تحقیق سعی می‌شود از روش مونت‌کارلو با استفاده از کد MCNP برای شبیه‌سازی فعال‌سازی نوترونی توسط چشمه نوترون کرمان و بررسی بهره رادیوایزوتوپ‌های تولیدی استفاده شود. بدین منظور از دستگاه پراش اشعه  X برای تشخیص عناصر تشکیل‌دهنده این مواد استفاده می‌شود. برای فعال‌سازی نوترونی به یک منبع برای بمباران کردن نمونه نیاز است که از این طریق رادیوایزوتوپ عناصر تولید می‌شود. هر رادیوایزوتوپ طیف مشخصی را منتشر می‌کند که با استفاده از آن می‌توان غلظت عناصر موجود در آن را تعیین کرد. نتیجه بررسی با استفاده از کد MCNP نشان می‌دهد که امکان تولید چشمه رادیواکتیو توسط چشمه نوترون کرمان وجود دارد. رادیوایزوتوپ Cl³⁶ بیش‌ترین بهره تولید را بین مواد تحت تابش چشمه نوترون کرمان دارد. بنابراین از چشمه نوترون کرمان می‌توان برای تولید رادیوایزوتوپ‌های مناسب آزمایشگاه‌های هسته‌ای استفاده کرد.<strong> </strong> https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112443_945c1d459ca7209ed578670fb9baa951.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Spallation of International Space Station (ISS) body caused by the cosmic oxygen source اسپالیشن بدنه ایستگاه فضایی بینالمللی ( ISS) ناشی از چشمه اکسیژن کیهانی 37 40 112444 FA آرزو ریاحی گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده علوم و فناوری‌های نوین، دانشگاه تحصیلات تکمیلی صنعتی و فناوری پیشرفته، کرمان، ایران محمد رضا رضایی راینی نژاد گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده علوم و فناوری‌های نوین، دانشگاه تحصیلات تکمیلی صنعتی و فناوری پیشرفته، کرمان، ایران Journal Article 2022 08 21 The International Space Station (ISS) is constantly exposed to space radiation. Therefore, it is important to study the effects of radiation on the body. In this research, the spallation of the body of the Destiny module of the ISS by the cosmic oxygen source is simulated using the MCNP code in accordance with the Monte Carlo method. The abundance of oxygen in interstellar gas is commonly used as a metal detector in galaxies. For irregular galaxies, the amount of oxygen is related to the total mass of the galaxy, meaning that the higher the total mass, the higher the heavy element content. Spallation also refers to nuclear reactions that occur when high-energy particles interact with an atomic nucleus. The MCNP code is a Monte Carlo nanoparticle code that can be used to transmit neutrons, photons, electrons, and … . The body of the ISS space station is always under cosmic radiation. High-flux cosmic rays and particles can affect humans and space components. These effects can cause spallation and changing the  material or stopping charged particles and producing secondary radiation. Measuring the abundance of cosmic radionuclides with long half-lives in the atmosphere and terrestrial reserves is a very important tool for studying atmospheric processes and  the interactions between different reservoirs. The purpose of this study is to calculate the cosmic oxygen spring splitting using the MCNP code. The results of this study show that important radioisotopes such as ، ،، and   are produced by spallation of the space station body  with oxygen ions. ایستگاه فضایی بین‌المللی (ISS) دائماً تحت تشعشعات فضایی قرار دارد. بنابراین بررسی تأثیرات تشعشعات بر بدنه حائز اهمیت است. در این تحقیق به شبیه‌سازی اسپالیشن بدنه ماژول Destiny از ISS توسط چشمه اکسیژن کیهانی از طریق کد MCNP منطبق بر روش مونت‌کارلو پرداخته شده است.  فراوانی اکسیژن موجود در گاز بین ستاره‌ای معمولاً به‌عنوان ردیاب فلزها در کهکشان‌ها استفاده می‌شود. برای کهکشان‌های نامنظم، میزان اکسیژن با جرم کل کهکشان ارتباط دارد، به این معنا که هر چه جرم کل بیشتر باشد، محتوای عنصر سنگین نیز بیشتر است. هم‌چنین اسپالیشن به واکنش‌های هسته‌ای اطلاق می‌شود که هنگام تعامل ذرات پرانرژی با یک هسته اتمی اتفاق می‌افتد. کد MCNP یک کد نانو ذره مونت‌کارلو است که می‌تواند برای انتقال نوترون، فوتون، الکترون و... استفاده شود. بدنه ایستگاه فضایی ISS همواره تحت تشعشعات کیهانی است. پرتوها و ذرات کیهانی با شار بالا می‌تواند باعث تأثیر گذاشتن بر روی انسان و اجزای فضایی شود. این تأثیرات می‌تواند باعث اسپالیشن و تغییر ماده یا باعث توقف ذرات باردار و تولید پرتوهای ثانویه شود. اندازه‌گیری فراوانی رادیونوکلیدهای کیهانی با نیمه عمر طولانی در جو و ذخایر زمینی، ابزاری بسیار مهم را برای مطالعه فرایندهای جوی و تعامل بین مخازن مختلف تشکیل می‌دهد، هدف از این تحقیق محاسبه اسپالیشن چشمه اکسیژن کیهانی از طریق کد MCNP می‌باشد. نتایج این تحقیق نشان می‌دهد که رادیوایزوتوپ‌های مهمی هم‌چون <span class="fontstyle0"> ^{<span class="fontstyle3">7</span>}𝐵𝑒,</span>^{<span class="fontstyle2">22</span>}<span class="fontstyle0">𝑁𝑎</span><span class="fontstyle2">، </span>^{<span class="fontstyle2">14</span>}<span class="fontstyle0">𝐶</span><span class="fontstyle2">،</span>^{<span class="fontstyle3">10</span>}<span class="fontstyle0">𝐵𝑒 </span><span class="fontstyle3"> </span><span class="fontstyle2">و ^{<span class="fontstyle3">26</span>}<span class="fontstyle0">Al</span></span> در اثر اسپالیشن بدنه ایستگاه فضایی با یون‌های اکسیژن تولید می‌شوند. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112444_67db58bdb2a3a9e60badf44e42af48cf.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Investigation of filtration effect in slot scanning imaging system بررسی اثر فیلترگذاری در سیستم تصویربرداری روبشی شکافی 41 43 112467 FA حسین محمدی گروه فیزیک هسته‌ای، دانشکده فیزیک و مهندسی هسته‌ای، دانشگاه صنعتی شاهرود، شاهرود، سمنان، ایران محمدرضا شجاعی گروه فیزیک هسته‌ای، دانشکده فیزیک و مهندسی هسته‌ای، دانشگاه صنعتی شاهرود، شاهرود، سمنان، ایران جمشید سلطانی نبی‌پور گروه مهندسی پرتوپزشکی، دانشکده کامپیوتر و فناوری اطلاعات، دانشگاه آزاد اسلامی، پرند، تهران، ایران Journal Article 2022 08 21 Recently, Slot scanning imaging system is a new imaging system. This imaging system is designed to sweep the object in a linear manner with a narrow beam. The aim of this study was to investigate the effect of filter thickness on the contrast of images obtained from simulation of slot scanning imaging system using GATE code. First, the effect of additional aluminum filter thickness from unfiltered to 4 mm aluminum on the energy spectrum of X-rays emitted in the imaging system was investigated. Then, the filtering effect was evaluated by designing a contrast test phantom that includes filters with different copper thicknesses to determine the contrast to noise ratio (CNR).<br />The results showed that by increasing the thickness of the filter on the beam, the beam will be softer and its low energy and useless beams will be removed. Also, due to the fact that by adding a filter with a thickness of 2 mm, the contrast reduction to noise is less than 10%, so the optimal filter thickness for the  slot scanning imaging system was 2 mm aluminum filter to not lose image quality. The results of this study can be used to evaluate the patient dose in incisional scanning imaging.<br />  سیستم تصویربرداری روبشی شکافی، یک سیستم تصویربرداری جدید است که در اخیراً مورد استقبال قرار گرفته است. این سیستم تصویربرداری طوری طراحی شده است که بتواند جسم مورد مطالعه را به‌صورت خطی با یک پرتو بادبزنی نازک جاروب نماید. هدف از این مطالعه بررسی تأثیر ضخامت فیلتر بر تباین تصاویر به‌دست آمده از شبیه‌سازی سیستم تصویربرداری روبشی شکافی با استفاده از کد GATE می‌باشد. ابتدا تأثیر ضخامت فیلتر اضافی آلومینیوم از حالت بدون فیلتر تا ضخامت mm 4 آلومینیوم بر طیف انرژی پرتوهای ایکس منتشر شده در است سیستم تصویربرداری مورد بررسی قرار گرفت. سپس با طراحی یک فانتوم آزمون تباین که شامل فیلترهایی با ضخامت‌های مختلف مس برای تعیین نسبت تباین به نویز CNR اثر فیلترگذاری ارزیابی شد. نتایج نشان داد با افزایش ضخامت فیلتر بر باریکه پرتوها، باریکه پرتو نرم‌تر شده و پرتوهای کم‌انرژی و غیرمفید آن حذف خواهد شد. هم‌چنین با توجه به این که با اضافه کردن فیلتر با ضخامت mm 2، کاهش تباین به نویز کمتر از 10 درصد می‌شود. بنابراین مقدار ضخامت فیلتر بهینه برای سیستم تصویربرداری روبشی شکافی، برای از دست ندادن کیفیت تصـویر مقدار mm 2 فیلتر آلومینیوم به‌دست آمد. از نتایج این تحقیق می‌توان برای بررسی میزان دز بیمار در روش تصویربرداری روبشی شکافی استفاده نمود.<br />  https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112467_349c3958ae7ff55b8c2245dd3e768f08.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Measurement of dose rate due to outdoor radiation in Rasht city by using gas dosimeter اندازه گیری آهنگ دز ناشی از تابش زمینه در فضای باز در شهر رشت با استفاده از دزیمتر گازی 45 50 112450 FA علیرضا آزادبر گروه مهندسی هسته ای-پرتوپزشکی، واحد لاهیجان، دانشگاه آزاد اسلامی، لاهیجان، ایران حامد بیگلی گروه مهندسی هسته‌ای-پرتو پزشکی، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم تحقیقات، تهران، ایران سعیده حسینی خرطومی گروه مهندسی هسته ای-پرتوپزشکی، واحد لاهیجان، دانشگاه آزاد اسلامی، لاهیجان، ایران Journal Article 2022 08 21 External human radiation due to radiation from natural resources is much more than artificial sources. In this study, the amount of outdoor background radiation was measured in different parts of Rasht city and the dose rate was calculated.<br />RDS-110 was used to measure background radiation in this cross-sectional study.To measure background radiation at the same height, a metal base with a height of one meter was used and the device was placed on it.Dose rate equivalent to background radiation for outdoor space was measured in nine areas (north, south, east, west, center, northwest, northeast, southwest and southeast) and for each point twelve stages were measured at 5 minutes intervals.The average dose rate equivalent to background radiation and its standard deviation in the outdoor is  79/88±5/74nSv/h which is 34% higher than the global average of the equivalent dose rate.Also, the annual effective outdoor dose rate in Rasht city is 0/098±0/007mSv/y, which shows a higher amount compared to the global average of effective outdoor dose rate. پرتوگیری خارجی انسان به واسطه پرتوهای حاصل از منابع طبیعی به مراتب بیشتر از منابع مصنوعی است. در این پژوهش میزان تابش زمینه در فضای باز نقاط مختلف شهر رشت اندازه‌گیری شد و آهنگ دز ناشی از آن محاسبه گردید. در این مطالعه مقطعی، از دستگاه RDS-110 برای اندازه‌گیری میزان تابش زمینه استفاده شد. برای اندازه‌گیری تابش زمینه در ارتفاع یکسان، از یک پایه فلزی به ارتفاع یک متر استفاده شد و دستگاه روی آن قرار گرفت. میزان آهنگ دز معادل تابش زمینه برای فضای باز در نه منطقه (شمال، جنوب، شرق، غرب، مرکز، شمال غربی،شمال شرقی، جنوب غربی و جنوب شرقی) و برای هر نقطه دوازده مرحله در فواصل زمانی 5 دقیقه اندازه گیری شد. میانگین آهنگ دز معادل تابش زمینه و انحراف معیار آن در فضای باز برابر باnSv/h  5/74±79/88 می‌باشد که 34 درصد بیشتر از میانگین جهانی آهنگ دز معادل است. همچنین آهنگ دز موثر سالانه در فضای باز شهر رشت mSv/y 0/007± 0/098 می‌باشد که در مقایسه با میانگین جهانی آهنگ دز موثر در فضای باز مقدار بیشتری را نشان می‌دهد. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112450_6056bef1f7044c99fbab005c2725a234.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Experimental evaluation of the linearity response of a new calorimeter based on Polystyrene/Multi-Walled Carbon Nanotube nanocomposite in the radiation processing region بررسی تجربی خطی بودن پاسخ یک کالریمتر جدید بر پایه نانوکامپوزیت پلی استایرن/نانولوله کربنی چند دیواره در ناحیه پرتوفرآوری 51 56 112433 FA آرمین مسیبی پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، کرج، ایران شهریار ملکی پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، کرج، ایران عباس رحیمی دفتر حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هسته‌ای کشور، سازمان انرژی اتمی، تهران، ایران فرهود ضیائی پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، تهران، ایران 0000-0002-1726-7081 نسرین شیخ پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، تهران، ایران Journal Article 2022 08 21 In the previous studies, a new type of gamma radiation dosimeter based on polymer/carbon nanostructures nanocomposite has been presented by the authors and also the dosimetric properties for this type of dosimeter have been investigated. In this experimental work, the electrical resistance of 0.28wt% Polystyrene/Multi-Walled Carbon Nanotube (PS/MWCNT) nanocomposite was measured at the temperature range of 25-75 °C. The work of a calorimeter is based on increasing the temperature of the sensitive volume due to irradiation. Results showed that with increasing the temperature, the electrical resistance of the nanocomposite was increased linearly and due to calorimetric relationships could be used as a calorimeter in the radiation processing region to measure the absorbed dose up to about 50 kGy.    در پژوهش‌های پیشین نوع جدیدی از دزیمترهای تابشی گاما بر پایه ماده نانوکامپوزیت پلیمر/ نانوساختارهای کربنی توسط نویسندگان ارائه و هم‌چنین ویژگی‌های دزیمتری برای این نوع دزیمتر بررسی شده است. در این کار تجربی، مقاومت الکتریکی نمونه نانوکامپوزیت پلی‌استایرن/ نانولوله کربنی چنددیواره MWCNT-PS wt% 28/0 در محدوده دمایی ^ºC 75-25 اندازه‌گیری شد. اساس کار یک کالریمتر برمبنای افزایش دمای حجم حساس در اثر پرتودهی است. نتایج نشان داد که با افزایش دما، مقاومت الکتریکی نانوکامپوزیت به‌صورت خطی افزایش یافته و با توجه به روابط کالریمتری می‌تواند به‌عنوان یک کالریمتر در ناحیه پرتوفرآوری برای اندازه‌گیری دز جذبی تا حدود kGy 50 مورد استفاده قرار گیرد. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112433_d1f30570df556993afa13715cd6ee871.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Protective evaluation of Polyethylene-Bismuth Oxide composite for use in dental radiography centers ارزیابی حفاظتی کامپوزیت پلی اتیلن-اکسید بیسموت جهت بکارگیری در مراکز رادیوگرافی دندان 57 60 112435 FA شمس المعالی افخمی نامیلا گروه مهندسی هسته‌ای، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات، تهران، ایران شهریار ملکی پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، کرج، البرز، ایران صدیقه کاشیان پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، کرج، البرز، ایران محسن خردمند سعدی گروه مهندسی هسته‌ای، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات، تهران، ایران Journal Article 2022 08 21 In this study, calculations related to the mass attenuation coefficient (µ/ρ) of Polyethylene/Bismuth Oxide composite (HDPE-Bi2O3) for different weight percentages of Bi2O3 in the polymer matrix, namely 0 wt%, 1 wt%, 2 wt%, 3 wt%, 5 wt% and 8 wt% for photons with 59 keV energy that can be used in dental radiography centers were simulated using the MCNP code and results were compared with XCOM data. The simulation results of the mass attenuation coefficient of the composite in different weight fractions via the methods of MCNP and XCOM at 59 keV showed a good agreement with each other. The results of this study showed that the Polyethylene/Bismuth Oxide composite material in optimal weight fraction and thickness can be used as a radiation shield in dental radiography centers. در این پژوهش محاسبات مربوط به ضریب تضعیف جرمی (µ/ρ) کامپوزیت پلی‌اتیلن/ اکسیدبیسموت (HDPE-Bi O ) برای درصدهای وزنی مختلف Bi O  در بستر پلیمر یعنی 0، 1، 2، 3، 5 و wt% 8 برای فوتون‌هایی با انرژی keV 59 با قابلیت به‌کارگیری در مراکز رادیوگرافی دندان با استفاده از کد MCNP شبیه‌سازی شد و نتایج آن با داده‌های XCOM مقایسه گردید. نتایج شبیه‌سازی ضریب تضعیف جرمی کامپوزیت مذکور در کسرهای وزنی مختلف از روش‌های MCNP و XCOM در انرژی keV 59 هم‌خوانی بسیار خوبی با یکدیگر نشان دادند. نتایج این پژوهش نشان داد که ماده کامپوزیتی پلی‌اتیلن/ اکسیدبیسموت در صورت ساخته شدن در کسر وزنی و ضخامت بهینه، قابلیت به‌کارگیری به‌عنوان حفاظ پرتویی در مراکز رادیوگرافی دندان را داراست. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112435_0bfcbb7ad7431d183dc5a1250e522829.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Calculation of optimal thickness of a new beta detector for 90Sr based on Polycarbonate/Bismuth Oxide composite using the ESTAR program محاسبه ضخامت بهینه آشکارساز جدید بتا برای چشمه 90Sr بر پایه کامپوزیت پلی‌کربنات/ اکسید بیسموت با استفاده از برنامه ESTAR 61 63 112436 FA سید موسی صفدری گروه مهندسی هسته‌ای، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات، تهران، ایران شهریار ملکی پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، کرج، البرز، ایران صدیقه کاشیان پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، کرج، البرز، ایران مرتضی اکبری گروه مهندسی هسته‌ای، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات، تهران، ایران Journal Article 2022 08 21 Detection and dosimetry of ionizing radiation are important and fundamental issues in the nuclear industry. In this study, calculations related to the optimal thickness of a new beta detector for 90Sr source based on Polycarbonate/Bismuth oxide composite material (PC-Bi2O3) for different weight percentages of bismuth oxide fillers in polymer matrix, namely 0 wt%, 10 wt%, 20 wt%, 30 wt%, 40 wt% and 50 wt% were carried out using the ESTAR program. Results showed that the weight percentage of bismuth oxide particles was effective in determining the range and stopping power of the electrons in the composite detector. Finally, for 90Sr, using the evaluation of beta particles range in the aforementioned composite material, the optimal thickness for this detector was calculated. آشکارسازی و دزیمتری پرتوهای یون‌ساز از جمله موضوعات بسیار مهم و اساسی در صنعت هسته‌ای به‌شمار می‌روند. در این پژوهش، محاسبات مربوط به ضخامت بهینه آشکارساز جدید بتا برای چشمه Sr⁹⁰ بر پایه ماده کامپوزیت پلی‌کربنات/ اکسیدبیسموت (₃ PC-Bi₂O ) برای درصدهای وزنی مختلف اکسید بیسموت در بستر پلیمری یعنی 0، 10، 20، 30، 40 و wt% 50 با استفاده از برنامه ESTAR انجام شد. نتایج نشان داد که درصد وزنی ذرات اکسیدبیسموت در تعیین کمیت‌های برد و توان توقفی الکترون‌ها در ماده آشکارساز کامپوزیتی مؤثر بوده، به‌طوری که با افزایش درصد وزنی پُرکننده‌های ₃ Bi₂O  در بستر PC، مقدار برد الکترون‌ها به‌صورت خطی کاهش یافته و توان توقفی افزایش می‌یابد. در پایان با استفاده از ارزیابی برد ذرات بتای چشمه Sr⁹⁰در ماده کامپوزیتی فوق، ضخامت بهینه برای این آشکارساز محاسبه گردید. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112436_0c1ccdf36f65d338544787946b018a1f.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Measuring the leakage dose of TiGRT Dynamic MLC with EDGE diode dosimeter and EBT3 radiochromic film and comparing the results with BEAMnrc code calculations اندازه‌گیری میزان دز نشت شده از TiGRT Dynamic MLC با دزیمتر دایود EDGE و فیلم رادیوکرمیک EBT3 و مقایسه نتایج با محاسبات کد BEAMnrc 65 72 112454 FA میکائیل ملازاده گروه فیزیک پزشکی، دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی ارومیه، ارومیه، ایران احد زینالی گروه فیزیک پزشکی، دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی ارومیه، ارومیه، ایران مصطفی رباط جزی گروه فیزیک پزشکی و علوم پرتوی، دانشکده پیراپزشکی سبزوار، سبزوار، ایران غزاله گرایلی گروه فیزیک پزشکی و مهندسی پزشکی، دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی تهران، تهران، ایران Journal Article 2022 08 21 One of the key factors in the assessment of the quality assurance in advanced radiotherapy treatments such as IMRT and VMAT is obtaining different types of dose leakages related to the MLCs used in these techniques. In this study, different dose leakage parameters from TiGRT Dynamic MLC, which was externally added to the lower part of the collimator system of Siemens linear accelerator, were measured using different dosimeters (diode dosimeter and radiochromic film) and compared with Monte Carlo simulation results. Measurement indices include radiation beam leakage from the air gap between the leaves (inter-leaf leakage), the amount of X-ray passage through individual leaves (intra-leaf transmission), average leakage and leakage related to the air gap of the leaves in the completely closed radiation field (abutting air gap leakage) were at  6-MV energy. In measuring the various leakage dose indices from TiGRT Dynamic MLC, a good agreement was observed between the measured data and the simulation results. According to the TG-50 protocol, the average interleaf leakage and interleaf leakage should be less than 2%; and the results of our study showed that the leakage parameters obtained from this type of MLC agree with the universal protocols. یکی از عوامل کلیدی در ارزیابی تضمین کیفیت در درمان‌های رادیوتراپی پیشرفته همچون IMRT و VMAT به‌دست آوردن اقسام مختلف نشت‌های دز مربوط به MLCهای مورد استفاده در این تکنیک‌ها است. در این مطالعه پارامترهای مختلف نشت دز از MLC Dynamic TiGRT که به‌صورت اکسترنال زیر کلیماتور دستگاه شتاب‌دهنده خطی زیمنس اضافه شده بود با استفاده از دزیمترهای مختلف (آشکارساز دایود و فیلم رادیوکرومیک) اندازه‌گیری و با نتایج شبیه‌سازی مونت‌کارلو مقایسه شدند. شاخص‌های اندازه‌گیری شامل نشت پرتو تابشی از فاصله هوایی مابین لیف‌ها (inter-leaf leakage)، میزان عبور پرتو ایکس از تک‌تک لیف‌ها(intra-leaf transmission) ، متوسط نشت و نشت مربوط به محل بسته شدن لیف‌ها در میدان تابش کاملاً بسته (abutting air gap leakage) در انرژی MV 6 بودند. در اندازه‌گیری شاخص‌های مختلف میزان دز نشت شده از TiGRT Dynamic MLC توافق خوبی ما بین داده‌های اندازه‌گیری شده و نتایج شبیه‌سازی به‌دست آمد. مطابق پروتکل 50-TG میانگین نشت interleaf و عبور intraleaf بایستی کم‌تر از %2 باشد؛ و نتایج مطالعه ما نشان داد که پارامترهای نشت به‌دست آمده از این نوع MLC با پروتکل‌های جهانی توافق دارند. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112454_01500d437ef0cc174d475e9f90091f28.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 The Calculation of absorbed dose due to kidneys scan with Tc-99m DMSA محاسبه دز جذبی ناشی از اسکن کلیه با رادیوداروی Tc-99m DMSA 73 77 112466 FA علیرضا صدرممتاز گروه فیزیک، دانشگاه گیلان، رشت، گیلان، ایران 0000-0003-3239-1520 فرزین صفرنژاد گروه فیزیک، دانشگاه گیلان، رشت، گیلان، ایران Journal Article 2022 08 21 The Tc-99m DMSA is one of the most widely used radiopharmaceuticals in nuclear medicine. This radiopharmaceutical is used to study the location, size, shape, and function of the kidneys. In this paper, the absorbed doses of different organs and the effective dose after injection of this radiopharmaceutical have been calculated using the MIRD method. For this purpose, the specific absorbed fractions have been obtained for adult phantom of revised ORNL phantom series using Monte Carlo simulations, and then the S values ​​for the Tc-99m radionuclide have been calculated. Finally, the absorbed doses of different organs have been calculated using the biokinetic data of ICRP 53 for Tc-99m DMSA. The results show that the kidneys, bladder wall, spleen, and adrenal glands receive the highest absorbed dose after injection of Tc-99m DMSA. Also, the effective dose per unit activity administered is estimated to be 1.60E-02 mSv/MBq. رادیوداروی Tc-99m DMSA یکی از پرکاربردترین رادیوداروهای مورد استفاده در پزشکی­ هسته‌ای است که به منظور بررسی مکان، اندازه، شکل و عملکرد کلیه­ ها مورد استفاده قرار می‌­گیرد. در این مقاله مقدار دز جذبی اندام­‌های مختلف و دز­­ مؤثر بعد از تزریق این رادیودارو با استفاده از روش MIRD محاسبه ­شده ­­است. برای این منظور ابتدا مقدار کسرهای جذبی ویژه برای فانتوم بالغ از مجموعه فانتوم­‌های اصلاح­ شده ORNL به وسیله شبیه­ سازی مونت­کارلو به‌دست ­آمده و با استفاده از آن‌ها مقادیر S برای هسته پرتوزای Tc-99m محاسبه ­شده ­است. سپس با استفاده از داده­‌های بیوکینتیک ICRP 53، مقدار دز جذبی اندام­‌های مختلف پس از تزریق رادیوداروی Tc-99m DMSA محاسبه گردید. نتایج نشان می‌­دهد که کلیه­‌ها، دیواره مثانه، طحال و غده­ فوق­ کلیوی بیش‌ترین دز جذبی را بعد از تزریق دریافت می­‌کنند. هم چنین مقدار دز مؤثر در واحد فعالیت تزریقی برابر 1.60E-02 mSv/MBq برآورد ­شده ­است. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112466_85835442f6216ac1a76e8bd0a205dce0.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Absorbed dose evaluation in Superficial Brachytherapy for treatment of keloids using monte carlo code MCNP4C ارزیابی دز دریافتی در براکی تراپی سطحی برای درمان کلوئید‌ ها به وسیله‌ی کد MCNP 79 82 112470 FA علیرضا صدرممتاز گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه گیلان، رشت، گیلان، ایران 0000-0003-3239-1520 محمدرضا کاظمیان گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه گیلان، رشت، گیلان، ایران Journal Article 2022 08 21 Dose evaluation is one of the main steps in cancer treatment. In process of treatment it is always a concern to conentrate the absorbed dose on the effected area and reduce the abosorbed dose on healthy organs. Brachytherapy is One of the major cancer treatment methods which uses various radionucleids as source. Although the most common source in this method is Ir-192 but Cs-137 has also an extensive use too. In this study the Absorbed dose in the superficial brachytherapy for treatment of keloids has been evaluated.    Cs-137 was chosen as source and  MCNP4C code was employed for the simulation.    دز‌سنجی مرحله‌ی مهمی از طراحی و اجرای درمان سرطان است. در فرآیند درمان همواره تلاش بر این است که بیشترین دز به بافت بدخیم وارد شود و در همین حال بافت‌های سالم در امان باقی بمانند. یکی از روش‌های درمان سرطان براکی تراپی است که به روش‌های گوناگون و با چشمه‌های متنوعی  انجام می‌شود. چشمه‌ی متداول برای این روش، Ir-192 است، همچنین Cs-137 نیز یکی از چشمه‌های بسیار پرکاربرد در این روش می‌باشد. در این مطالعه دز دریافتی اعضای همجوار، در هنگام درمان کلوئید‌ها در روش براکی‌تراپی سطحی مورد مطالعه قرار گرفته‌است. چشمه‌ی مورد مطالعه Cs-137 است و از کد MCNP4C برای این مطالعه استفاده شده‌است. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112470_e19a0d1216efd2a18bed5ccec4b3f446.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Simulation of long-lived activation products in nuclear reactor biological shield by MCNP and ORIGEN-S بررسی تولید رادیوایزوتوپ های با نیمه عمر بالا در حفاظ های زیستی در راکتورهای هسته ای به وسیله ی کد های MCNP و ORIGEN-S 83 87 112472 FA علیرضا صدرممتاز گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه گیلان، رشت، گیلان، ایران 0000-0003-3239-1520 محمدرضا کاظمیان گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه گیلان، رشت، گیلان، ایران Journal Article 2022 08 21 the absorbed dose due to ionizing radiation is a function of three parameters: 1- Time 2- Source 3- Shielding. shielding materials -as any other material- activate when they are exposed to irradiation. The aim of this study is to calculate the attenuation coefficient and investigate shielding properties of different concrete compounds with various aggregates. After that the required time for achieving IAEA anounced clearance levels for these compounds was calculated by ORIGEN-S code.Cs, Co and Eu are important radionucleids in term of determine the required time for achieving clearance levels.  دز دریافتی ناشی از تابش‌های یوننده توسط سه عامل زمان، چشمه و حفاظت تعیین می‌شود، درنتیجه حفاظت مطلوب می‌تواند باعث کاهش دز دریافتی و افزایش اطمینان از سلامت فعالیت‌ها شود. هم‌چنین ماده‌ی حفاظ مانند هر ماده‌ی دیگری پس از قرارگیری در معرض تابش، رادیواکتیو می‌شود. هدف در این مقاله بررسی خواص حفاظتی و محاسبه‌ی ضریب تضعیف نوترون بتن‌های با افزودنی پلی‌اتیلن، سرپانتین و آهن‌ مگنتیت به ‌کمک کد MCNP است. پس از آن زمان مورد نیاز برای هر یک از این ترکیبات برای رسیدن به سطح پاکی تعیین شده توسط آژانس توسط کد ORIGEN-S بررسی می‌شود که وجود رادیوایزوتوپ‌های Co، Eu و Cs در این مورد تأثیرگذار است. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112472_53c9e08c9c7699a1843db74ba6b20e1c.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 An investigation of the effect of Gamma irradiation on the electrical properties of transistors and silicon diodes for application in high dose dosimetry بررسی اثر تابش گاما روی خواص الکتریکی ترانزیستور و دیود سیلیکونی برای کاربرد در دزیمتری دزهای بالا 89 92 112464 FA زهرا دارم دانشکده فیزیک، دانشگاه اصفهان، اصفهان، ایران بابک شیرانی بیدآبادی دانشکده فیزیک، دانشگاه اصفهان، اصفهان، ایران سعید گلشاه پژوهشکده مواد و انرژی، پژوهشگاه فضایی ایران، وزارت ارتباطات و فناوری اطلاعات، اصفهان، ایران Journal Article 2022 08 21 In this paper, the effect of gamma radiation on the properties of bipolar and MOSFET transistors and ordinary Schottky diodes for dosimetry is investigated and compared. For gamma irradiation, a Gamasel device containing 60 cobalt springs with an activity of 5770 curries located in the Atomic Energy Organization of Tehran was used. Experiments were performed to irradiate parts under doses of 2, 4, 8, 16 and 32 kg. The results showed that gamma radiation in this dose range significantly affects the parameters of electronic components. The dose change curve relative to the flow is linear. Individual dosimeters can be divided into active and inactive categories. Individual passive dosimeters use detectors that are capable of storing recorded data for a long time. Nuclear and germline solid state detectors are the most important options used, passive dosimeters . With the growth and development of semiconductor materials technology, especially silicon, silicon-based individual active gamma dosimeters have been well developed and they have been used instead of inactive gamma film films. Transistors and silicon diodes are the best tools for use as detectors in the individual gamma active dosimeter due to their small volume, low weight, low operating voltage, good energy resolution, simple operation and ease of transport . در این مقاله، اثر تابش گاما روی خواص ترانزیستورهای دوقطبی و ماسفت و دیودهای شاتکی و معمولی برای دزیمتری بررسی و مقایسه شده است. برای پرتودهی گاما از دستگاه گاماسل حاوی چشمه کبالت 60 با فعالیت 5770 کوری واقع در سازمان انرژی اتمی تهران استفاده شد. آزمایش‌ها برای پرتودهی قطعات تحت دزهای 2، 4، 8، 16 و 32 کیلوگری انجام شدند. نتایج نشان داد که پرتودهی گاما در این محدوده دز، به‌طور قابل توجهی بر پارامترهای قطعات الکترونیکی تأثیرگذار است. منحنی تغییرات دز نسبت به جریان خطی است. دزیمترهای فردی را می‌توان به دو دسته فعال و غیرفعال تقسیم‌بندی کرد. در دزیمترهای غیرفعال فردی از آشکارسازهایی که توان نگهداری داده‌های ثبت شده برای مدت زمان طولانی را دارند استفاده می‌شود. آشکارسازهای حالت جامد ردپای هسته‌ای و گرمالیانی از مهم‌ترین گزینه‌های مورد استفاده، دزیمترهای غیرفعال هستند [1-3]. با رشد و پیشرفت فناوری مواد نیم‌رسانا به‌ویژه سیلیسیم، دزیمترهای فعال فردی گاما بر پایه سیلیسیم توسعه‌ی خوبی یافته و آن‌ها به‌جای فیلم بج های غیرفعال گاما مورد استفاده قرار گرفته‌اند. ترانزیستورها و دیودهای سیلیسیمی به‌دلیل داشتن حجم کوچک، وزن کم، ولتاژ کاری پایین، قدرت تفکیک انرژی خوب، عملکرد ساده و سهولت حمل، بهترین ابزار برای استفاده به‌عنوان آشکارساز در دزیمتر فعال فردی گاما هستند [4-5]. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112464_229c35e7b3bdac19c46d89dbeca64671.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 The Role of Gold Nanoparticles Injection in Enhancement Breast Tumor نقش تزریق نانو ذرات طلا در تقویت درمان تومور سینه 93 96 112469 FA سیده نسرین حسینی مطلق گروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه آزاد اسلامی واحد شیراز، شیراز، فارس، ایران فاطمه حبیبی گروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه آزاد اسلامی واحد شیراز، شیراز، فارس، ایران جهانگیر بیات گروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه آزاد اسلامی واحد شیراز، شیراز، فارس، ایران Journal Article 2022 08 21 In this research, Increasing the dose of cancer cells compared to normal cells is done by adding gold nanoparticles to the tumor.Gold nanoparticles due to biocompatibility and low toxicity have been considered in recent years. Results of studies in this field represents an increase in radiation dose to the tumor with gold nanoparticles is reached. در این تحقیق، افزایش دز سلول‌های سرطانی در مقایسه با سلول‌های سالم با افزودن نانوذرات طلا به تومور انجام می‌شود. نانوذرات طلا به‌دلیل زیست‌سازگاری و سمیت پایین در سال‌های اخیر مورد توجه قرار گرفته است. نتایج مطالعات در این زمینه نشان‌دهنده افزایش دز تابش تومور با نانوذرات طلا است. <br />  https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112469_63f4a2eaf1c639fec7c3d0294f5d0e09.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Amplification of Proton therapy through Proton-Boron Fusion تقویت درمان پروتونی از طریق همجوشی پروتون- بورن 97 100 112471 FA سیده نسرین حسینی مطلق گروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه آزاد اسلامی واحد شیراز، شیراز، فارس، ایران فاطمه حبیبی گروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه آزاد اسلامی واحد شیراز، شیراز، فارس، ایران جهانگیر بیات گروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه آزاد اسلامی واحد شیراز، شیراز، فارس، ایران Journal Article 2022 08 21 The most common method External radiation therapy uses beams of photons, protons, neutrons and heavy ions. The use of proton beams to treat cancer due to the Bragg peak in the target volume, causing less damage to surrounding tissue, and this is one of the benefits of this treatment. متداول‌ترین روش پرتودرمانی خارجی از پرتوهای فوتون، پروتون، نوترون و یون‌های سنگین استفاده می‌کند. استفاده از پرتوهای پروتون برای درمان سرطان به‌دلیل قله براگ در حجم مورد نظر، باعث آسیب کم‌تری به بافت‌های اطراف می‌شود و این یکی از مزایای این روش درمانی است. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112471_39194cac3ffd00dde3490807ec26a24d.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Investigation of effective factors on radiation accidents in industrial radiography بررسی عوامل موثر در ایجاد حوادث پرتوی در فعالیت رادیوگرافی صنعتی 101 105 112446 FA سیدجواد حسینی علی آبادی دفتر حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران حامد کسایی دفتر حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران حسین کریمی آشتیانی دفتر حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران Journal Article 2022 08 21 Using ionizing radiation in medicine, industry and research is developing rapidly. The principles of radiation protection guarantee the health of workers, public and the environment. Therefore, the development of guides and training of workers is the most important requirements and programs of regulatory bodies. Despite the requirement of radiation center to comply with regulations, there have been occurrence of radiation accidents. Industrial radiography, as one of the most hazardous radiation activities, which uses high activity sources, has already been exposed to radiation accidents. In this study, 43 cases of recorded radiation accidents related to industrial radiography have been investigated in terms of the effective factor in the accident and secondary factors that have interfered in the progression of the accident have also been considered. The classification of accidents in terms of the main factor shows that non-compliance with work processes has the highest number of accidents. Inadequate regulatory control and deliberate misconduct at a considerable distance are next. Examination of the main causes of radiation accidents in industrial radiography shows that proper training of radiologists and application of instructions can be effective in controlling the occurrence of radiation accidents. کاربرد پرتوهای یون‌ساز در پزشکی، صنعت، تحقیق و آموزش به‌سرعت در حال توسعه است. رعایت اصول حفاظت در برابر پرتو در کاربرد پرتوهای یون‌ساز ضامن سلامت پرتوکاران، جامعه و محیط زیست است. از این رو تدوین دستورالعمل‌ها و آموزش پرتوکاران در رأس الزامات کاری و برنامه‌های واحدهای قانونی قرار گرفته است. علی‌رغم الزام واحدهای فعال در زمینه پرتوی به رعایت قوانین و دستورالعمل‌ها، هم‌چنان شاهد رخداد حوادث پرتوی بوده‌ایم. رادیوگرافی صنعتی، به‌عنوان یکی از پرخطرترین فعالیت‌های پرتوی، که از چشمه‌های پرتوزای شدت بالا استفاده می‌کند همواره در معرض حوادث پرتوی بوده است. در این تحقیق تعداد 43 مورد از حوادث پرتوی ثبت شده مرتبط با رادیوگرافی صنعتی از لحاظ عامل مؤثر در رخداد حادثه بررسی شده‌اند و سایر عوامل که در روند پیشرفت حادثه مداخله داشته‌اند نیز مورد توجه قرار گرفته‌اند. دسته‌بندی حوادث از نظر عامل اصلی نشان می‌دهد عدم پیروی از فرایندهای کاری بیشترین تعداد حادثه را به‌خود اختصاص داده است. کنترل نظارتی نامناسب و تخلف عمدی با فاصله قابل توجهی، در رتبه بعدی قرار دارند. بررسی عوامل اصلی حوادث پرتوی در رادیوگرافی صنعتی نشان می‌دهد آموزش صحیح پرتوکاران و به‌کارگیری دستورالعمل‌ها می‌تواند در کنترل رخداد حوادث پرتوی مؤثر باشد. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112446_fa288ad1b2d2383792b6c01ad3dd453f.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Measurement of secondary neutrons produced at proton therapy, a simulation study اندازه گیری نوترون‌های ثانویه تولید شده در پرتودرمانی با بیم پروتونی، یک مطالعه شبیه سازی 107 112 112447 FA احمد اسماعیلی ترشابی گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده علوم و فناوری‌های نوین، دانشگاه تحصیلات تکمیلی صنعتی و فناوری پیشرفته، کرمان، ایران Journal Article 2022 08 21 At proton therapy due to protons interaction with devices located in front of the beam and used for modulation and also with patient body atoms, secondary particles are produced such as neutrons. Until now, many research studies have been done working on the topics of radiation protection and keeping patient body safe against secondary neutrons produced in front of the therapeutic beam, but there are rare studies on neutrons produced inside patient body. In this research, we have quantitatively investigated the presence and neutrons flux inside tumor volume and surrounding soft tissues, while their measurements is impossible experimentally using neutrons detectors. To do this investigation, a simulation environment has been used by means of Monte Carlo FLUKA code. A spherical tumor with 2.5 cm radius has been assumed inside a cubic phantom assigned with soft tissue equivalent matter. In this work, proton as therapeutic beam has been simulated with the parameters used clinically while there are uniform dose distribution onto tumor volume at all dimensions. Neuron flux between tumor and normal tissues borders and also the number of total neutrons exited from patient body have been calculated. In general, energy deposition of neutrons produced inside patient body is very low in comparison with energy deposition of protons as therapeutic beam and this is due to low effective atomic number of soft tissue equivalent phantom. در پرتودرمانی با بیم پروتونی در اثر برخورد پروتون‌ها با وسایل سر راه بیم که جهت مدولاسیون استفاده شده‌اند و هم‌چنین با اتم‌های تشکیل‌دهنده بدن بیمار، ذرات ثانویه‌ای تولید می‌شوند که یکی از این آن‌ها نوترون است. تاکنون مطالعات زیادی روی اثر نوترون‌های تولید شده سر راه بیم در موضوع حفاظت در برابر اشعه و راه‌های محافظت بیمار انجام شده است ولی مطالعه روی نوترون‌های تولید شده داخل بدن محدود است. در این تحقیق در قالب یک ارزیابی کمی به بررسی حضور و شار نوترون‌های ثانویه‌ای پرداخته‌ایم که داخل بدن در حجم تومور و هم‌چنین بافت سالم اطراف آن تولید شده‌اند و عملاً امکان اندازه‌گیری و سنجش آن‌ها به‌صورت آزمایشگاهی و با استفاده از آشکارسازهای نوترونی غیرممکن است. برای انجام این تحقیق، از محیط شبیه‌سازی با استفاده از کد مونت‌کارلویی فلوکا استفاده‌ شده است. یک تومور کروی با شعاع 5/2 سانتی‌متر در عمق مشخصی از یک فانتوم مکعبی معادل بافت نرم درنظر گرفته شده است. در این کار، بیم پروتونی به‌عنوان بیم درمانی مطابق با پارامترهای واقعی شبیه‌سازی شده است و توزیع دز ناشی از آن از یکنواختی مناسبی روی حجم تومور برخوردار است. شار نوترونی تولید شده در داخل حجم تومور که به بیرون از تومور رفته‌اند و هم‌چنین نوترون‌های کل که از فانتوم به بیرون منتقل رفته‌اند، اندازه‌گیری شده‌اند که شار نوترون‌های عبوری از تومور بیشتر از شار عبوری از فانتوم به بیرون است. در کل، اتلاف انرژی نوترون‌های داخلی نسبت به پروتون‌ها به‌عنوان ذرات تشکیل‌دهنده اولیه بیم درمانی ناچیز و دلیل این امر پایین بودن عدد اتمی مؤثر فانتوم معادل بافت نرم بدن است. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112447_18dfc888460df6cfdf9eec93fb93548a.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Gamma ray shielding study of barium-bismuth-borosilicate glasses مطالعه خواص حفاظی شیشه‌های باریوم-بیسموت-بوروسیلیکاتی در برابر پرتوهای گاما 113 116 112439 FA رضا باقری مجتمع پژوهشی شمال‌ غرب کشور (بناب)، پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، تهران، ایران توکل توحیدی مجتمع پژوهشی شمال‌ غرب کشور (بناب)، پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، تهران، ایران Journal Article 2022 08 21 With the widespread use of radiation sources and radioactive materials in medicine, industry and agriculture, the study of the attenuation and absorption of X-rays and gamma rays and shielding against them has become an essential and important branch in the field of radiation protection. In this research, linear and mass attenuation coefficients, effective atomic numbers and effective electron density of barium-bismuth-borosilicate glasses at energies of 662, 1173 and 1332 KeV are calculated using the MCNP4C code and XCOM program. Then obtained results are compared with available experimental data. Barium-bismuth-borosilicate glasses showed very good shielding properties against gamma rays. با کاربرد گسترده چشمه‌های تابش و مواد رادیواکتیو در پزشکی، صنعت و کشاورزی، مطالعه تضعیف و جذب پرتوهای ایکس و گاما و حفاظ‌گذاری در برابر آنها به یک شاخه ضروری و مهم در زمینه حفاظت در برابر پرتوها تبدیل شده است. در این کار تحقیقاتی ضرایب تضعیف خطی و جرمی، اعداد اتمی موثر و چگالی الکترونی موثر شیشه‌های باریوم-بیسموت-بوروسیلیکاتی در انرژی‌های 662، 1173 و 1332 کیلو الکترون‌ ولت با استفاده از کد محاسباتی MCNP4C و برنامه XCOM محاسبه شده و داده‌های بدست آمده با نتایج تجربی موجود مقایسه می‌شوند. شیشه‌های باریوم-بیسموت-بوروسیلیکاتی خواص حفاظی خیلی خوبی از خود در برابر پرتوهای گاما نشان دادند. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112439_3c94a63c824f7966c9a790f73de7a89e.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Simulation of radioisotope production of Praseodymium-140 by Monte Carlo method شبیه سازی تولید رادیوایزوتوپ پراسئودیمیوم-140 به روش مونت کارلو 117 120 112442 FA ساناز آشوری گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه بین‌المللی امام خمینی (ره)، قزوین، ایران طیب کاکاوند گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه بین‌المللی امام خمینی (ره)، قزوین، ایران Journal Article 2022 08 21 In this project, feasibility of direct production of praseodymium-140 radioisotope by direct method using 140Ce(p,n)140Pr reaction excitation function obtained from the calculation code TALYS-1.8 has been investigated. On the other hand, due to the short half-life 3.39m, this radioisotope can be produced in small portable cyclotron to medical centers. Using the excitation function, the optimal energy range for the proton projectile to achieve the maximum product cross-section 140Pr and the minimum isotopic and non-isotopic contamination caused by other decay channels during the reaction, it is determined. Finally, the theoretical production yield is compared with the simulated production yield, which are directly and indirectly derived from the MCNPX code. در این پروژه به بررسی امکان سنجی تولید مستقیم رادیوایزوتوپ پراسئودیمیوم-140 به روش مستقیم با استفاده از تابع تحریک واکنش ¹⁴⁰Ce(p,n)¹⁴⁰Pr که از کد محاسباتی TALYS-1.8 به‌دست آمده پرداخته شده است.از طرفی به دلیل نیمه عمر کوتاه 3.39 دقیقه این رادیوایزوتوپ می‌توان آن را در سیکلوترون‌های کوچک قابل حمل به مراکز درمانی تولید کرد. با استفاده از تابع تحریک، بازه‌ی انرژی بهینه برای پرتابه پروتون به منظور دستیابی به بیشینه سطح مقطع محصول 140Pr و کمینه آلودگی ایزوتوپی و غیرایزوتوپی که ناشی از کانال‌های واپاشی دیگر در طی انجام واکنش است تعیین گردیده است.در نهایت بهره‌ی تولید نظری با بهره‌ی تولید شبیه سازی شده که به‌صورت مستقیم و غیر مستقیم از کد MCNPX بدست آمده اند با هم مقایسه می‌شوند. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112442_d0bd3761ea3b29eabd36d3aa5daba2bf.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Evaluation of the effect of respiratory triage on requesting positive CT scans of the lung in both peak and non-peak coronavirus بررسی اثر تریاژ تنفسی در درخواست سی تی اسکن های مثبت ریه در دو دوره پیک و دوره بدون شیوع گسترده کرونا 121 124 112440 FA مهدی نصیری مقدم مرکز آموزش ضمن خدمت کارکنان نظام سلامت، دانشگاه علوم پزشکی تهران، تهران، ایران فریده پاک گروه علوم پرتویی، دانشکده پیراپزشکی، دانشگاه علوم پزشکی تهران، تهران، ایران محدثه استاجی دانشکده فیزیک و مهندسی پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی تهران، تهران، ایران علیرضا فروغی دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی تهران، تهران، ایران Journal Article 2022 08 21 Introducion: The new 2019 coronavirus in most patients manifests as an uncomplicated respiratory disease and in some patients it can lead to pulmonary complications, septic shock and in a few cases lead to the death of the patient. Given that the patientchr('39')s first encounter with the emergency department is the hospital triage unit, it is important to quickly identify and isolate patients suspected of having a coronavirus. In order to evaluate the effect of respiratory triage on referral of corona positive patients to the medical imaging department, in this study, the rate of positive CT scans performed in the first and fourth peaks (with triage) and a two-month period without Widespread (no triage) was performed.<br />Methods: The present study was a cross-sectional descriptive study that was performed in three stages in Baharloo Hospital. Patients first underwent respiratory triage in the two peak periods, but triage was removed in the period without outbreaks. CT scans taken by a radiologist were performed to check for the presence or absence of corona based on the degree of lung involvement. The obtained data were analyzed by SPSS 22 software through descriptive statistics and t-test.<br />Results: In all three stages, the percentage of people without pulmonary involvement was higher than those with pulmonary involvement, so more care should be taken when requesting a CT scan by a physician. In addition, in the presence of triage, negative CT scans in individuals are reduced. When we encounter the pandemic and epidemic conditions and the high level of radiation and no pulmonary involvement in some cases, CT scan should not be used as the only initial diagnostic test for screening for patients with coronavirus کرونا ویروس جدید 2019 در اغلب بیماران به شکل یک بیماری تنفسی بدون عارضه تظاهر می‌یابد و در برخی بیماران می‌تواند به شکل عوارض ریوی، شوک سپتیک و در موارد معدودی منجر به فوت بیمار گردد. با توجه به این‌که اولین برخورد بیمار با اورژانس، واحد تریاژ بیمارستان می‌باشد، لذا شناسایی سریع و جداسازی بیماران مشکوک به کرونا ویروس حائز اهمیت است. جهت بررسی تأثیر تریاژ تنفسی در ارجاع بیماران مثبت کرونا به بخش تصویربرداری در این مطالعه به بررسی میزان مثبت شدن سی تی اسکن‌های انجام شده در پیک‌های (شیوع گسترده بیماری در کشور) اول و چهارم (با تریاژ) و یک دوره دو ماهه بدون شیوع گسترده (بدون تریاژ) انجام شده است. مطالعه حاضر یک مطالعه توصیفی مقطعی بود که در سه بازه زمانی در بیمارستان بهارلو انجام شد. بیماران در دو دوره پیک ابتدا به تریاژ تنفسی مراجعه می‌کردند، اما در دوره بدون شیوع کرونا، تریاژ برداشته شد. تصاویر سی تی اسکن گرفته شده توسط پزشک متخصص رادیولوژی جهت بررسی و تشخیص وجود یا عدم وجود کرونا براساس میزان درگیری ریه گزارش شد. داده‌های به‌دست آمده توسط نرم‌افزار اس پی اس اس 22 و از طریق آمار توصیفی و آزمون تی مورد تجزیه و تحلیل قرار گرفت. در هر سه بازه زمانی درصد افراد بدون درگیری ریوی بالاتر از افراد با درگیری ریوی بود، بنابراین برای درخواست سی تی توسط پزشک باید دقت بیش‌تری به‌عمل آید. علاوه‌براین در صورت وجود تریاژ، سی تی اسکن منفی در افراد کاهش می‌یابد. با توجه به شرایط پاندمی و اپیدمی و بالا بودن میزان تابش اشعه و عدم درگیری ریوی در برخی موارد،<strong> </strong>سی تی اسکن نباید به‌عنوان تنها تست اولیه تشخیصی برای غربالگری افراد مبتلا به ویروس کرونا استفاده شود. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112440_b863e2935119047009fe73f483913b8c.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 A review on investigated study about dose optimization of digital radiography مروری بر مطالعات انجام شده در بهینه سازی رادیوگرافی دیجیتال 125 132 112452 FA پیمان حجازی گروه فیزیک‌پزشکی، دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی سمنان، سمنان، ایران سجاد رقوی گروه فیزیک‌پزشکی، دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی سمنان، سمنان، ایران رسول شامحمدی گروه فیزیک‌پزشکی، دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی سمنان، سمنان، ایران الهام روح الله پور گروه فیزیک‌پزشکی، دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی سمنان، سمنان، ایران زهرا مهربان خو گروه فیزیک‌پزشکی، دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی سمنان، سمنان، ایران Journal Article 2022 08 21 Patient dose is relatively low in radiography but because of numerous uses in diagnosis, it can cause a large amount of cumulative dose and therefore it be needed to use techniques to reduce patient dose. Digital radiography based on quantum efficiency and capability of image processing presents new chances for image optimization. However, the transmission from film-screen radiography to digital radiography has been done without dose optimization techniques and new optimization techniques are needed to be achieved to the ALARA conditions. In this study studies with the subject of optimization of digital radiography has been reviewed. دز بیمار در یک رادیوگرافی نسبتاً کم است. اما از آن‌جایی که انجام رادیوگرافی معمولاً برای کارهای تشخیصی انجام می‌شود، می‌تواند دز تجمعی زیادی را به‌وجود آورد. بنابراین نیاز است تکنیک‌هایی به‌منظور کاهش دز بیمار انجام شود. تحول رادیولوژی دیجیتال فرصت‌های جدیدی را برای بهبود کیفیت تصویر فراهم کرده است که با بهره‌وری کوانتومی با قابل شناسایی بالاتر، قابلیت‌های پردازش سیستم‌های تصویربرداری جدید، برنامه‌های تصویربرداری پیشرفته (که با دستیابی سریع به تصویر دیجیتال امکان‌پذیر شده است)، ایجاد شده است. با این حال، این انتقال تا حد زیادی بدون بهینه‌سازی روش رادیوگرافی برای استفاده از تصاویر انجام شده است. در این پژوهش مروری بر مطالعات انجام شده با موضوع "بهینه‌سازی رادیوگرافی دیجیتال" انجام شده است. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112452_52fbe7fe3d6990f99595793a32fa6806.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Realistically improvement of chest X-ray resolution using generative adversarial network بهبود واقع‌گرایانه رزولوشن تصاویر رادیوگرافی قفسه سینه با استفاده از شبکه مولد تخاصمی 133 138 112459 FA زهرا قاسمی دانشکده مهندسی انرژی و فیزیک، دانشگاه صنعتی امیرکبیر، تهران، ایران پیام صمدی میاندوآب بخش مهندسی پرتوپزشکی، دانشکده مهندسی انرژی و فیزیک، دانشگاه صنعتی امیرکبیر، تهران، ایران سمیرا سرشوق بخش مهندسی هسته‌ای، دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه شیراز، شیراز، فارس، ایران 0000-0001-5890-9645 صدیقه سینا بخش مهندسی هسته‌ای، دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه شیراز، شیراز، فارس، ایران مرکز تحقیقات تابش، دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه شیراز، شیراز، فارس، ایران Journal Article 2022 08 21 X-ray is one of the medical imaging methods, which helps physicians correctly diagnose diseases. Improper adjustment of X-ray tube parameters, different types of artifacts, and noise are factors affecting the quality of radiographic images. In some cases, poor quality of the images may lead to re-imaging, which increases the patient's dose. Today, artificial intelligence has made significant progress in various fields. Deep learning is one of the branches of artificial intelligence, which is widely used in medical imaging. In this article, the generative adversarial network is used as one of the most powerful available neural network models for resolution improvement, noise, and artifact reduction of chest X-rays. The values of RMSE, PSNR, and SSIM are calculated for 150 images with an average of 4.66, 34.92, and 0.923, respectively. These results show that trained networks have a high ability to improve the resolution of chest X-rays and make them more diagnostically valuable. Also, in cases where the image quality is low for any reason, there will be no need for re-imaging, and the patient will not receive the extra dose resulting from the re-imaging. رادیوگرافی از جمله روش‌های تصویربرداری پزشکی است که با استفاده از اشعه ایکس به پزشکان در امر تشخیص صحیح بیماری‌ها کمک می‌کند. تنظیم نامناسب پارامترهای تیوب اشعه ایکس، انواع آرتیفکت‌ها و نویزها عواملی هستند که بر روی کیفیت تصاویر رادیوگرافی تأثیر می‌گذارند. در مواردی ممکن است آن‌چنان کیفیت تصاویر را خراب کنند که نیاز به تصویربرداری مجدد باشد و این امر باعث می‌شود دز دریافتی بیمار افزایش یابد. امروزه هوش مصنوعی پیشرفت‌های چشمگیری را در زمینه‌های مختلف داشته است. یادگیری عمیق یکی از شاخه‌های هوش مصنوعی است که به‌طور گسترده در تصویربرداری‌های پزشکی مورد استفاده قرار می‌گیرد. در این مقاله از شبکه مولد تخاصمی به عنوان یکی از قدرتمندترین مدل‌های شبکه عصبی موجود، برای بهبود رزولوشن، کاهش نویز و آرتیفکت تصاویر رادیوگرافی قفسه سینه استفاده شده است. مقدار کمیت‌های RMSE، PSNR و SSIM برای 150 تصویر محاسبه گردیده است که میانگین آن‌ها به ترتیب برابر 66/4، 92/34 و 923/0 است. این نتایج نشان می‌دهد که شبکه آموزش داده شده از توانایی بالایی برای بازسازی تصاویر برخوردار است و این قابلیت را دارا است که رزولوشن تصاویر رادیوگرافی قفسه سینه را بهبود دهد و آن‌ها را از لحاظ تشخیصی ارزشمندتر کند. همچنین در مواردی که کیفیت تصاویر به هر دلیلی پایین باشد، نیاز به تصویربرداری مجدد نخواهد بود و بیمار دز اضافی ناشی از تصویربرداری مجدد دریافت نمی‌کند. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112459_44dccc47ca9f2f4a3cc98c997b54ae74.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Justification of human imaging for non-medical purposes, a case study of the body scanner توجیه پذیری تصویربرداری از انسان با اهداف غیرپزشکی، مطالعه موردی کاوش‌گر بدن 139 142 112445 FA امیرمحمد مهری دفتر حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران حسین کریمی آشتیانی دفتر حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران سعید تقی زاده اشرفی دفتر حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران حامد کسائی دفتر حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران فیروزه ناظری دفتر حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران Journal Article 2022 08 21 Physical inspection methods are not limited to metal detectors. Today, whole-body or part-body scanners are widely used in some countries. Body scanners are systems used to control people suspected of carrying weapons, explosives and narcotics embedded in body cavities at airports, prisons or other sensitive security and economic centers. At present, about 20 Soter-RS body scanners have been used in the country. The amount of dose received by the person being scanned with these devices is one of the most important aspects of their safety that is used in categorizing the device as well as determining the number of scans allowed for each person during a year. Of course, the justification for using such systems depends on the laws and regulations of each country. Studies and evaluations of body scanners in operation in the country show that the devices are in a limited-use range (Limited-use) but still with a limited number of scans recommended in the standard ANSI-43.17, the dose received by these people is less than the dose limit and the limited dose. Monitoring and evaluations show that the limit of the number of scans in accordance with the dose applied to the devices used in the country has been observed.<br />  روش‌های بازرسی بدنی تنها به دستگاه‌های فلزیاب محدود نمی‌گردد. امروزه دستگاه‌های کاوش‌گر تمام بدن یا بخشی از بدن به‌طور گسترده در برخی کشورها به‌کار گرفته می‌شوند. دستگاه‌های کاوش‌گر بدن سیستم‌هایی هستند که برای کنترل افراد مشکوک به حمل سلاح، مواد منفجره و مواد مخدر به شکل جاسازی شده در درون حفره‌های بدنی در فرودگاه‌ها، زندان‌ها یا سایر مراکز حساس امنیتی و اقتصادی به‌کار می‌روند. در حال حاضر در کشور حدود 20 دستگاه کاوش‌گر بدن مدل Soter-RS به‌کار گرفته شده است که میزان دز دریافتی فرد اسکن‌شونده با این دستگاه‌ها یکی از مهم‌ترین جنبه‌های ایمنی آنهاست که در دسته‌بندی دستگاه و نیز تعیین تعداد اسکن مجاز برای هر فرد در طول یک سال مورد استفاده قرار می‌گیرد. البته توجیه‌پذیری به‌کارگیری چنین سیستم‌هایی به قوانین و مقررات هر کشور بستگی دارد. بررسی و ارزیابی‌های انجام شده در خصوص دستگاه‌های کاوش‌گر بدن در حال بهره‌برداری موجود در کشور نشان‌دهنده این است که دستگاه‌های موجود در محدوده کاربری محدود (Limited-use) قرار می‌گیرد ولی هم‌چنان با رعایت محدودیت تعداد اسکن توصیه شده در استاندارد ANSI-43.17، دز دریافتی این افراد کم‌تر از حد دز و دز محدود شده می‌باشد. نظارت و ارزیابی‌ها نشان می‌دهد که محدودیت تعداد اسکن متناسب با دز اعمال شده دستگاه‌های مورد بهره‌برداری در کشور رعایت گردیده است. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112445_70dc763d925f3d4e141bdcf5a02cb23b.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Study of the 199Au nanoparticles production parameters via irradiation of platinum target by using thermal neutrons مطالعه پارامتر های تولید نانوذرات طلا-199 از طریق تابش هدف پلاتین با استفاده از نوترونهای حرارتی 143 151 112441 FA امیرحسین عالی نژاد کمال آباد گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه بین‌المللی امام خمینی، قزوین، ایران طیب کاکاوند گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه بین‌المللی امام خمینی، قزوین، ایران محمدرضا عبودزاده رویس پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهران، ایران سعید کاکایی پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهران، ایران Journal Article 2022 08 21 In this study, the 199Au nanoparticles production parameters have been investigated by a two-part study. The first part is about the indirect method for production of non-carrier-added (NCA) 199Au radionuclide which was investigated both theoretically and experimentally. We applied MCNPX-2.6 code, TALYS-1.9, and ALICE code, aiming to simulate the reactor core of Tehran Research Reactor (TRR) and determining the activity of 199Au by MCNPX code using cross-sections calculated by TALYS-1.9 and specifying the production yield of 199Au. Also, the excitation function of 199Au was calculated via  reaction by TALYS-1.9 and ALICE/ASH-0.1 codes. As the corresponding experimental approach, we worked on the reactor production of 199Au by utilizing  thermal neutron flux through irradiation of natural Pt target for a specified irradiation time of 21 hours and 10 minutes in TRR. Regarding our facilities for evaluating the production yield, two samples of 11 mg and 15.5 mg natural Pt targets were bombarded in TRR. Because the natural Pt target, consists of five different stable isotopes (192Pt, 194Pt, 195mPt, 196Pt, 198Pt), some radionuclides as impurities will be produced during the reactor bombardment. So, using an enriched Pt target will increase the production yield together with a reduction of the impurity production. To separate 199Au radionuclide from the impurities mentioned above, and also to calculate both the chemical yield and the radionuclide purity of 199Au, two chemical separation techniques were applied. In the first technique, 199Au radionuclide was separated from impurities by employing liquid-liquid extraction (LLX) using ethyl acetate. As a result of this separation, the chemical yield of 199Au radionuclide was more than 99%. In the second technique, 199Au was separated by employing LLX using liquid cation exchanger, Di-(2-Ethylhexyl) phosphoric acid (HDEHP). By applying this technique, the chemical yield of 199Au radionuclide was more than 80% consequently. We calculated the theoretical findings and compared the results with the related experimental values. In the second part of the present study, the synthesis of radioactive 199Au nanoparticles (199AuNPs) have been investigated by the Turkevich method with the aim of produce citrate-gold nanoparticles with different sizes of approximately 50 nm. Possible uses and applications of 199Au nanoparticles in medicine are also discussed. رادیونوکلئید طلا-199 با نیمه‌ عمر 14/3 روز، دارای یک تابش بتامنفی با انرژی  MeV45/0 (مناسب برای کاربردهای درمانی) و به‌همراه آن، دارای دو تابش گاما با انرژی‌های KeV 73/158 (مناسب برای کاربردهای تصویربرداری) و KeV196/208 است. در این پژوهش، ما به شبیه‌سازی محیطی مشابه قلب راکتور تهران پرداختیم و پارامترهای مسئله را مشابه حالت تجربی تعریف کردیم تا بتوانیم بهره تولید طلا-199 به روش مونت‌کارلو با استفاده از کد MCNP تعیین کنیم. ازجمله پارامترهای محاسباتی در این تحقیق، سطح مقطع واکنش (n,γ) و تابع تحریک این واکنش است که با استفاده از کدهای هسته‌ای ALICE/ASH و TALYS این پارامترها را محاسبه کردیم و با داده‌های تجربی مقایسه کردیم. با پرتودهی دو نمونه 11 و 5/15 میلی‌گرمی پودر پلاتین در شار نوترونی  در راکتور تهران به‌مدت حدود 21 ساعت به‌ترتیب مقدار 55/1 و 98/1 میلی‌کوری طلای-199 در انتهای بمباران تولید گردید. خلوص رادیونوکلئیدی و رادیوشیمیایی محصول نهایی به روش استخراج حلال-حلال با استفاده از دو ماده اتیل‌استات با راندمان 99% وHDEHP با راندمان 80% گزارش گردید. بعـد از تولیـد رادیونوکلئید طلا-199 به‌صورت خالص و بدون حامل، نانوذرات رادیواکتیو طلا-199 را به روش ترکویچ با استفاده از ماده احیاکننده تری‌سدیم‌سیترات سنتز کردیم و درنهایت با استفاده از میکروسکوپ الکترونی روبشی، به ارزیابی ریخت‌شناسی نانوذرات پرداختیم. میانگین ابعاد نانوذرات 50 نانومتر محاسبه شد. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112441_97e19f770505a458abf2c1fafb28de7d.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Evaluation of compliance with the radiation safety standard of cargo/vehicle inspection systems ارزیابی تطابق با استاندارد ایمنی پرتویی سامانه های بازرسی کامیونی/کانتینری ساخت داخل 153 159 112468 FA دانیال صالحی جوزانی دفتر حفاظت در برابر اشعه مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران حسین کریمی آشتیانی دفتر حفاظت در برابر اشعه مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران محمد نوروزی دفتر حفاظت در برابر اشعه مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران علی حیدرنیا دفتر حفاظت در برابر اشعه مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران سعید تقی زاده دفتر حفاظت در برابر اشعه مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران فیروزه ناظری دفتر حفاظت در برابر اشعه مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران Journal Article 2022 08 21 Cargo inspection systems aim to detect illegal goods such as weapons, explosives and narcotics, by imaging the object being inspected such as cargo containers, vehicles, trains, trucks or boats. These systems have been common for the last decade and their use has expanded rapidly. This work examines the necessary radiation standards and how to assess the compliance of inspection systems made in Iran with the standard set by the competent authorities. So, the dose ranges of three Cargo inspection systems made in Iran and one foreign system is compared with the authorized dose range, which results show the fulfillment of international requirements by Iran made inspection systems. It was found that the dose rate of the driver in each inspection operation is less than other sources such as natural exposure. Therefore, the authorized times for drivers to use these systems is determined by annual exposure limit of people. سامانه‌های بازرسی بار با هدف کشف کالاهای غیرقانونی مانند سلاح، مواد منفجره، مواد مخدر، کالاهای قاچاق و حتی قاچاق انسان از طریق تصویربرداری از جسم مورد بازرسی مانند کانتینرهای باری، وسایل نقلیه، قطارها، کامیون‌ها یا قایق‌ها عمل می‌کنند. این سامانه‌ها از دهه گذشته رایج بوده و استفاده از آن‌ها به‌سرعت گسترش یافته است. در این مقاله به بررسی استانداردهای پرتویی لازم و نحوه ارزیابی تطابق سامانه‌های بازرسی تولید داخل با استاندارد وضع شده توسط مراجع ذی‌صلاح پرداخته می‌شود. میزان پرتوگیری افراد در اثر استفاده از سه سامانه بازرسی ساخت داخل درمقایسه با حدود دز برای این سامانه‌ها، مقایسه شده است. نتایج، برآورده‌سازی الزامات ایمنی بین‌المللی توسط سامانه‌های بازرسی ساخت داخل را نشان می‌دهد. هم‌چنین میزان دز دریافتی توسط راننده در هر بار پرتوگیری نسبت به سایر منابع مانند پرتوگیری طبیعی ناچیز است. بنابراین تعداد دفعات مجاز استفاده رانندگان از سامانه‌های بازرسی بار ساخت داخل، با توجه به حد پرتوگیری سالیانه مردم تعیین می‌شود. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112468_859c60d47b3aeef417e45b1a53a2d363.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Validation and comparison the dose results of simulated head phantom by GATE Monte Carlo code with Thermoluminescent dosimeter responses in PET imaging اعتبارسنجی و مقایسه نتایج دز فانتوم سر شبیه سازی شده با کد مونت کارلوی GATEو دزیمتر ترمولومینسانس در تصویربرداری PET-CT 161 165 112448 FA صدیقه سینا مرکز تحقیقات تابش، بخش مهندسی هسته‌ای، دانشگاه شیراز، شیراز، فارس، ایران 0000-0001-5890-9645 مهرنوش کریمی پورفرد بخش مهندسی هسته‌ای، دانشگاه شیراز، شیراز، فارس، ایران مریم صادقی بخش مهندسی هسته‌ای، دانشگاه شیراز، شیراز، فارس، ایران سیدمحمد انتظارمهدی بخش مهندسی هسته‌ای، دانشگاه شیراز، شیراز، فارس، ایران مهرالسادات علوی بخش پزشکی هسته‌ای، دانشگاه علوم پزشکی شیراز، شیراز، فارس، ایران Journal Article 2022 08 21 Patient dosimetry plays the essential role in nuclear medicine performed with various method in clinical and research approaches. There are many methods for internal dosimetry which Monte Carlo code with high accuracy has the crucial place compare to others. The principle reason that Monte Carlo couldn’t performed as the clinical method is the high computation time. This method could be use in the complex geometry such as patient but before the implementation of the code, accreditation should be done. This paper aim to present the method of validation the Gate Monte Carlo codes in PET nuclear medicine. The researches were carried out with experimental tests by head and TLD dosimeters and the results were compared with GATE outputs at the same geometry. In the second steps, ICRP110 phantom in two state of lunge to lunge as a source to target organ and liver to lung considered the MIRD internal dosimetry method had been simulated. The S factor were the results of the simulation codes compared with MCNPX Monte Carlo results in the same conditions. The result has shown the accordance between the simulation and experimental data with high accuracy and highlights the role of Monte Carlo in complex geometry as the high accurate and validate methods. دزیمتری ویژه‌ بیمار یک امر مهم در پزشکی هسته‌ای است که با روش‌های مختلف به‌صورت کلینیکی و تحقیقاتی انجام می‌گردد. از میان روش‌های ارائه شده تکنیک مونت‌کارلو به‌دلیل دقت بالایی که دارد جایگاه ویژه‌ای را دربر گرفته است اما به‌دلیل زمان محاسباتی بالا هنوز به‌صورت کلینیکی مورد استفاده قرار نمی‌گیرد. این روش می‌تواند در دزیمتری هندسه‌های پیچیده هم‌چون بیمار مورد استفاده قرار گیرد ولی قبل از آن اعتبار بخشیدن به نتایج این کدها حائز اهمیت می‌شود. این پژوهش به بررسی روند اعتبارسنجی کدهای مونت‌کارلو می‌پردازد و با اندازه‌گیری عملی در تصویربرداری PET/CT به‌وسیله‌ فانتوم سر و دزیمتر TLD و مقایسه‌ آن با نتایج شبیه‌سازی کد GATE مرحلهی اول را انجام می‌دهد. در مراحل بعدی شبیه‌سازی فانتوم 110 ICRP در دو حالت مختلف ریه به ریه و کبد به ریه با توجه به روش MIRD انجام می‌شود و خروجی فاکتور S با کد مونت‌کارلو GATE و MCNPX به‌دست می‌آید و با نتایج مطالعات پیشین مقایسه می‌گردد. نتایج حاصل از شبیه‌سازی و اندازه‌گیری عملی نزدیکی مناسبی را با دقت بالا نشان می‌دهند و به جایگاه ویژه‌ کدهای مونت‌کارلو در دزیمتری هندسه‌های پیچیده هم‌چون بیمار تأکید می‌کند. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112448_1538503a9d0fb941de33fa54bcddc333.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Investigation of the effect of adding different oxides on the attenuation coefficient of different concretes for photonic radiation using MCNPX calculation code بررسی تأثیر افزودن اکسیدهای مختلف بر ضریب تضعیف بتن‌های متفاوت برای تابش‌های فوتونی با استفاده از کد محاسباتی MCNPX 167 172 112449 FA سینا نیکوروان گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه گیلان، رشت، گیلان، ایران عباس قاسمی زاد گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه گیلان، رشت، گیلان، ایران سید مهدی تیموری سندسی گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه گیلان، رشت، گیلان، ایران Journal Article 2022 08 21 The increasing development of various aspects of the nuclear technology, including its uses in industry, medicine, electricity generation, etc., resulted in the increment of the amount of emitted radiations, so that the protection against the emitted radiations becomes more important. Therefore, a lot of researches are being done on the different compounds, mixtures and pure materials to make the different shields. In this research, eight different oxides and three concretes with the different compositions have been used to make the different concrete shields. The attenuation coefficient of these shields has been calculated for two energies of 662 and 1460 kV. The results showed that the combination of thallium oxide with all three types of concretes has the highest attenuation coefficient against the photonic radiations comparing to other oxides due to have the highest density. Among the concretes, Mo concrete has the highest attenuation coefficient between all of the concretes due to have the highest density, which can be resulted in the high percentage of the iron in its compositions. As a result, the highest attenuation coefficient, obtained in this study, is related to the new concrete shield that obtained from the combination of Mo concrete and thallium oxide. The results of this research can be used to design and create the different shields and how to mix the amount of their compositions. توسعه روزافزون جنبه‌های مختلف کاربرد فناوری هسته‌ای از جمله استفاده از آن در صنایع مختلف، پزشکی، تولید برق و ... سبب افزایش میزان انتشار پرتوها می‌گردد، از این رو حفاظت در برابر تشعشعات ساطع شده اهمیت مضاعفی پیدا می‌کند. بنابراین تحقیقات بسیاری بر روی ترکیبات، مخلوط‌ها و مواد خالص مختلف برای ساخت حفاظ‌های مختلف در حال انجام می‌باشد. در این مقاله از 8 اکسید مختلف و 3 بتن با ترکیبات متفاوت برای ساخت حفاظ‌های بتنی مختلف استفاده شده که ضریب تضعیف این حفاظ‌ها، برای دو انرژی 662 و 1460 کیلو الکترون ولت محاسبه گردیده است. نتایج به‌دست آمده نشان دهنده این موضوع هستند که ترکیب اکسید تالیم با هر سه نوع بتن در مقایسه با سایر اکسیدها به دلیل دارا بودن بالاترین چگالی بیشترین ضریب تضعیف را در برابر تابش‌های فوتونی از خود نشان می‌دهد. در بین بتن‌ها نیز، بتن Mo به دلیل داشتن بالاترین چگالی در بین سایر بتن‌ها بالاترین ضریب تضعیف را از خود نشان می‌دهد که دلیل آن می‌تواند، درصد بالای آهن در ترکیبات آن باشد. در نتیجه بالاترین ضریب تضعیف به دست آمده در این پژوهش مربوط به حفاظ بتنی جدید حاصل از ترکیب بتن Mo و اکسید تالیم می‌باشد. از نتایج این پژوهش می‌توان در چگونگی ساخت حفاظ‌های مختلف و میزان اختلاط مواد تشکیل دهنده آن استفاده نمود. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112449_1798e380e7c3187f6b2776f0c0651367.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 deep dose calculated in the production of 18F radioisotope in water target collision with plasma focus device محاسبه دز عمقی دریافتی هنگام تولید رادیو ایزوتوپ 18F از هدف آب با استفاده از دستگاه پلاسمای کانونی 173 176 112451 FA هیوا رخزادی زردوئی گروه فیزیک، واحد سنندج، دانشگاه آزاد اسلامی، سنندج، کردستان، ایران مصطفی حسن زاده پژوهشکده راکتور و ایمنی هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهران، ایران عبدالله رفاعی گروه فیزیک، واحد سنندج، دانشگاه آزاد اسلامی، سنندج، کردستان، ایران سیدمحمود سادات کیایی پژوهشکده گداخت و پلاسما، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهران، ایران Journal Article 2022 08 21 One of the reasons for the use of PET radioisotopes in medical research is the presence of a series of positron emitters such as 11C, 13N, 15O, and 18F. The detectors combined with them perform a series of processes similar to natural processes in the body. Another advantage of this method is imaging of metabolic function, which causes early detection of dangerous diseases such as cancerous tumors, cardiovascular diseases, neurological diseases such as epilepsy, Parkinson's disease, and allows the doctor to treat the disease before it develops. In this research, in search of radioisotope production devices with short half-lives, to simulate the depth dose received by a phantom cube of water geometries are 20 cm at a distance of 50 cm from the spring and firing one million photons from a point spring with the energy of 25 MeV Cylindrical water with a radius of 7 cm and a height of 3 mm in order to produce radioisotope F18, Geant tool 4.10.7 has been used and to have safe radiotherapy, the received deep dose has been calculated with appropriate results. یکی از علت‌های استفاده از رادیو ایزوتوپ‌های پت در تحقیقات پزشکی، وجود یک سری گسیلنده‌های پوزیترونی مانند ¹¹C، ¹³N، ¹⁵O و ¹⁸F است. که ردیاب‌های ترکیب شده با آن‌ها یک سری فرآیندهای مشابه با فرآیندهای طبیعی در بدن انجام می‌دهند. از دیگر مزیت‌های این روش، تصویربرداری از عملکرد سوخت‌وساز بدن می‌باشد که باعث تشخیص زودهنگام بیماری‌های خطرناکی مانند تومورهای سرطانی، بیماری‌های قلبی و عروقی، بیماری‌های مغز و اعصاب نظیر صرع، پارکینسون می‌شود و این امکان را به پزشک می‌دهد تا قبل از ایجاد ناهنجاری‌های ناشی از بیماری به درمان آن بپردازد. در این پژوهش در جستجوی دستگاه‌های تولید رادیوایزوتوپ‌های با نیمه‌عمر کوتاه، برای شبیه‌سازی دز عمقی دریافتی توسط مکعب فانتوم آب به ابعاد cm 20 در فاصله‌ی 50 سانتی‌متری چشمه و شلیک یک میلیون پروتون از چشمه نقطـه‌ای با انرژی MeV 25 به هدف آب استوانه‌ای به شعاع cm 7 و ارتفاع mm 3 به‌منظور تولید رادیوایزوتوپ ¹⁸F، از ابزار جینت 7.10.4 استفاده شده است و برای داشتن رادیوتراپی ایمن دز عمقی دریافتی با نتایج مناسب محاسبه شده است. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112451_22bb14d44cd7d25ef7258aa505a6cf59.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Evaluation of radiology Technologist's knowledge about the principles of radiation safety and parameters affecting radiation dose in teaching hospitals of Ahvaz University of Medical Sciences بررسی میزان آگاهی تکنولوژیست‌های رادیولوژی از اصول ایمنی پرتویی و پارامترهای موثر بر دز تشعشعی در بیمارستان‌های آموزشی دانشگاه علوم پزشکی اهواز 177 188 112453 FA مرضیه طهماسبی دانشگاه علوم پزشکی جندی شاپور اهواز، اهواز، خوزستان، ایران زهرا فرزانگان گروه تکنولوژی پرتودرمانی، دانشکده پیراپزشکی، دانشگاه علوم پزشکی اراک، اراک، مرکزی، ایران محسن چکی دانشگاه علوم پزشکی جندی شاپور اهواز، اهواز، خوزستان، ایران محمد صادق قاسمی دانشگاه علوم پزشکی جندی شاپور اهواز، اهواز، خوزستان، ایران Journal Article 2022 08 21 Due to the performance of all stages of imaging processes with ionizing radiation by radiology technologists, they have an effective role in controlling radiation and preparing quality images. In this regard, their knowledge and job skills are necessary to create images with appropriate quality along with the minimum amount of radiation. Therefore, the present study was conducted to investigate the level of knowledge of radiology technologists about the parameters affecting radiation dose in teaching hospitals of Ahvaz University of Medical Sciences. This descriptive cross-sectional study was conducted using a questionnaire including demographic characteristics of technologists and questions related to the level of knowledge designed by the researchers of the study, with the participation of 94 radiology technologists in the radiology centers of Ahvaz teaching hospitals. Data were analyzed using using SPSS 24 software and ANOVA and two independent samples t-test. In this study, the average self-assessment score of the respondents in all areas of knowledge and skills of radiologists is 75.67 and 67.15%, respectively, and therefore at the desired level. The highest knowledge score was related to choosing the appropriate radiation conditions and the lowest scores were related to how to work with the PACS system. According to radiologists, knowledge of radiography techniques and skills in it is very important. There was a statistically significant relationship between gender and knowledge score and type of employment and skill score so that the level of awareness in women was higher than men and people with contract employment gained higher awareness scores. The results of this study showed that the level of knowledge and skills of radiology technologists working in radiology departments of Ahvaz is acceptable. Holding in-service training courses and continuous evaluation of radiologists and providing the necessary conditions to access up-to-date scientific information for them can be effective in optimizing the quality of images and doses received by patients. تکنولوژیست‌های رادیولوژی با توجه به انجام کلیه مراحل فرایندهای تصویربرداری با پرتوهای یونیزان، در کنترل تابش‌گیری بیماران و تهیه تصاویر با کیفیت نقش مؤثری دارند و در این رابطه آگاهی و مهارت‌های شغلی آن‌ها جهت ایجاد تصاویر با کیفیت مناسب همراه با حداقل بودن میزان پرتوگیری، ضرورت دارد. بنابراین مطالعه حاضر با هدف بررسی سطح آگاهی تکنولوژیست‌های رادیولوژی از پارامترهای مؤثر بر دز تشعشعی در بیمارستان‌های آموزشی دانشگاه علوم پزشکی اهواز انجام شد. این مطالعه توصیفی-مقطعی با استفاده از پرسش‌نامه شامل مشخصات دموگرافیک پرسنل و سؤالات مرتبط با میزان آگاهی که توسط پژوهشگران مطالعه طراحی شده بود، با مشارکت 94 نفر از تکنولوژیست‌های رادیولوژی در مراکز رادیولوژی بیمارستان‌های آموزشی شهر اهواز انجام شد. جهت تجزیه و تحلیل داده‌ها از نرم‌افزار 24SPSS  و آزمون ANOVA و t دو نمونه مستقل استفاده گردید. در این مطالعه میانگین نمره خودارزیابی پاسخ‌گویان در همه حیطه‌های آگاهی و مهارت پرتوکاران به‌ترتیب 67/75 و 15/67 درصد و در حد مطلوب است. بالاترین نمره آگاهی مربوط به انتخاب شرایط تابش مناسب و پایین‌ترین نمرات مربوط به نحوه کار با سیستم PACS بوده است. براساس نظرات پرتونگاران آگاهی از تکنیک‌های پرتونگاری و مهارت در آن، اهمیت بسیار زیادی دارد. بین جنسیت و نمره آگاهی و نوع استخدام و نمره مهارت، رابطه معنی‌دار آماری وجود داشت طوری که میزان آگاهی در زنان بالاتر از مردان بود و افراد با استخدام پیمانی نمره آگاهی بالاتری را کسب نموده‌اند. نتایج این مطالعه نشان داد که سطح آگاهی و مهارت تکنولوژیست‌های رادیولوژی مشغول به کار در بخش‌های رادیولوژی شهر اهواز در حد قابل قبول است. برگزاری دوره‌های آموزشی ضمن خدمت و ارزشیابی مداوم پرتوکاران و فراهم نمودن شرایط لازم جهت دستیابی به اطلاعات علمی روز برای آن‌ها می‌تواند در بهینه‌سازی کیفیت تصاویر و دز دریافتی بیماران مؤثر باشد. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112453_4366f86ab4dfa0e2618a814fb3a8b355.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Evaluating the observance of safety principles in imaging tests with common ultrasound waves in Ahvaz imaging centers ارزیابی میزان رعایت اصول ایمنی در آزمون های تصویربرداری با امواج اولتراسوند متداول در مراکز تصویربرداری اهواز 189 200 112457 FA جعفر فتاحی اصل دانشگاه علوم پزشکی جندی شاپور اهواز، اهواز، خوزستان، ایران زهرا فرزانگان گروه تکنولوژی پرتودرمانی، دانشکده پیراپزشکی، دانشگاه علوم پزشکی اراک، اراک، مرکزی، ایران مرضیه طهماسبی دانشگاه علوم پزشکی جندی شاپور اهواز، اهواز، خوزستان، ایران شاداب مرادی بیرگانی دانشگاه علوم پزشکی جندی شاپور اهواز، اهواز، خوزستان، ایران مهرناز ملک زاده دانشگاه علوم پزشکی جندی شاپور اهواز، اهواز، خوزستان، ایران حمید یزدانی نژاد دانشگاه علوم پزشکی جندی شاپور اهواز، اهواز، خوزستان، ایران Journal Article 2022 08 21 Despite the fact that the harmful effects of ultrasound waves have not been reported in previous studies, these rays are in the group of non-ionizing rays so as a form of energy have the potential to create biological effects when interacting with tissue. Accordingly, guidelines and recommendations have been proposed regarding the adjustment of scan parameters in ultrasound tests, especially pregnancy ultrasound to maintain the safety of patients and the fetus. Therefore, the aim of this study was to evaluate the scanning parameters and safety of common ultrasound tests used in diagnostic ultrasound centers. This descriptive cross-sectional study was performed by completing 321 checklists designed by researchers in Ahvaz ultrasound centers. Ultrasound examinations including routine pregnancy check-ups, examination of fetal abnormalities and pregnancy problems, initial diagnosis of the disease, and re-examination of cancer recurrence and metastasis were performed. In the examined tests, the standardization of specific parameters of the ultrasound system such as thermal indices (TI), mechanical (MI) and scan time were evaluated. In general, the maximum allowable values ​​of mechanical and thermal indicators for pregnancy tests are 1.0-0 and 0.4-0, respectively, and for non-pregnancy tests are 2.0-0 and 0.9-0, respectively. In this study, the mean thermal and mechanical indices for non-pregnancy tests were 0.30 ± 0.29 and 0.35 ± 1.07, respectively, and for pregnancy tests were 0.32 ± 0.27 and 0.13 ± 1.15, respectively. Based on this, for non-pregnancy tests, the mean of thermal and mechanical indices and scan time were within the standard and below the recommended values. For pregnancy tests, the mean heat index and scan time were appropriate, while the mean mechanical index was higher than the allowable limit for the first trimester of pregnancy. The results of this study indicated that the scan parameters used in the ultrasound examinations of Ahvaz imaging centers were appropriate and the examined examinations were relatively safe. However, more attention must be paid regarding the suitability of all scan parameters for pregnancy tests. با وجود عدم گزارش اثرات زیانبار امواج اولتراسوند در مطالعات گذشته و قرارگیری این پرتوها در گروه پرتوهای غیر یون‌ساز، این پرتوها به عنوان شکلی از انرژی،  توانایی بالقوه برای ایجاد اثرات زیستی هنگام بر هم کنش با بافت دارند. بنابراین، دستورالعمل ها و توصیه هایی در رابطه با تنظیم پارامترهای اسکن در آزمون های سونوگرافی، به ویژه سونوگرافی بارداری برای حفظ ایمنی بیماران و جنین، مطرح شده است. لذا، مطالعه حاضر با هدف ارزیابی پارامترهای اسکن و ایمنی آزمون های سونوگرافی متداول مورد استفاده در مراکز سونوگرافی تشخیصی، انجام شد. این مطالعه توصیفی - مقطعی، با تکمیل 321 چک لیست طراحی شده توسط محققان، در مراکز سونوگرافی اهواز انجام شد. آزمون های سونوگرافی شامل چک آپ های روتین بارداری، بررسی ناهنجاری های جنینی و مشکلات بارداری، تشخیص اولیه بیماری و بررسی عود مجدد و متاستاز سرطان مورد بررسی قرار گرفتند. در آزمون های مورد بررسی، استاندارد بودن پارامترهای اختصاصی سیستم اولتراسوند مانند شاخص های گرمایی(TI)، مکانیکی(MI) و زمان اسکن مورد ارزیابی قرار گرفتند. به طور کلی ماکزیمم مقدار مجاز شاخص های مکانیکی و گرمایی برای آزمون های بارداری به ترتیب 1.0-0 و 0.4-0 و برای آزمون های غیر بارداری به ترتیب 2.0-0 و 1.9-0 می باشد.  در این مطالعه میانگین شاخص های گرمایی و مکانیکی برای آزمون های غیر بارداری مورد بررسی، به ترتیب 0.30±0.29 و 0.35±1.07 و برای آزمون های بارداری به ترتیب 0.32±0.27 و 0.13±1.15 بود. بر اسن اساس برای آزمون های غیر بارداری، میانگین شاخص های گرمایی، مکانیکی و زمان اسکن در حد استاندارد و پایین تر از مقادیر توصیه شده بود. برای آزمون های بارداری نیز، میانگین شاخص گرمایی و زمان اسکن، مناسب بوده است در حالی که میانگین شاخص مکانیکی، بالاتر از حد مجاز برای سه ماهه اول بارداری بود. نتایج حاصل از این مطالعه نشان داد که پارامترهای اسکن مورد استفاده در آزمون های سونوگرافی مراکز تصویربرداری اهواز مناسب و آزمون های بررسی شده نسبتاً ایمن بوده اند. با این وجود در رابطه با مناسب بودن همه پارامترهای اسکن برای آزمون‌های بارداری باید دقت بیشتری صورت گیرد. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112457_93ee4451a41238a4645f3dec66d3356d.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Design and fabrication of X- ray radiography system طراحی و ساخت دستگاه رادیو گرافی پرتو ایکس 201 204 112455 FA ماهان احمدی دانشکده پزشکی، دانشگاه شیان جیاو تونگ، شان شی، شیان، چین شاهین ابراهیم پور گروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه ارومیه، ارومیه، آذربایجان غربی، ایران محمد تقی احمدی گروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه ارومیه، ارومیه، آذربایجان غربی، ایران هادی گودرزی گروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه ارومیه، ارومیه، آذربایجان غربی، ایران Journal Article 2022 08 21 In the presented work an industrial and medical based radiography system is fabricated. To design a proper system first of all four sub domain of the whole system is considered namely known as control system, transformer driver, multiplier and hosing system. To control the entire system a Wi-Fi and remote controllable mechanism is considered also it is expected by this controlling system the operator can be in the safe distance from the x ray. On the other hand, to drive a transformer that feeds the multiplier a suitable driver is used based on the x ray tube performance and a chine of multiplier that generates enough voltage deference in the chosen tube is designed. Finally tube hosing that prevents x-ray from scattering in the lab environment is fabricated which is been presented in another paper.        در این تحقیق با تقسیم مجموعه رادیوگرافی به چهار زیر مجموعه از قبیل سیستم کنترل، درایور، هاوزینگ و مالتی‌پلایر به‌صورت مستقل و با ویژگی‌های دلخواه و منطبق بر نیاز مجموعه‌های تحقیقات صنعتی و پزشکی طراحی و اجرا کرده‌ایم. در مجموعه نخست مربوط به سیستم کنترل جهت افزایش ایمنی پرتوکار طراحی مبتنی ‌بر وای فای و ریموت کنترل ارائه و اجرا شده است. در طراحی درایور نیز با توجه به مشخصه تیوب موجود اقدام به طراحی و ساخت سخت‌ افزاری درایور شده است. سپس جهت رسیدن الکترون‌های به شتاب مورد نیاز تیوب از سیستم مالتی‌پلایر اختلاف پتانسیل خلائی حدود هفتاد کیلوولت برای این نمونه ساخته شده است و نهایتاً برای تأمین امنیت در مقابل پرتوهای یون‌ساز سیستم هاوزینگ کاملاً منحصربه‌فرد طراحی و اجرا شده که نیاز به اتاق سربی را در مجموعه‌های تحقیقاتی تا حدود زیادی مرتفع کرده است که در مقاله‌ای مستقل بدان پرداخته شده است. در نهایت دستگاه مولد اشعه ایکس برای کاربردهای تحقیقاتی با موفقیت طراحی، اجرا، تست و بومی‌سازی شده است و در کلیه مراحل این تحقیق به تأمین قطعات از داخل توجه شده است.<br />  https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112455_fee4ad1a6b3daad562efcf555ee698d9.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Design and Fabrication of X-ray Accelerator Housing to Increase the Safety and Ignore the lead room طراحی و ساخت هلدینگ شتاب دهنده در دستگاه رادیو گرافی پژوهشی جهت حذف سرب کوبی اتاق اشعه ایکس و افزایش ایمنی 205 208 112456 FA ماهان احمدی دانشکده پزشکی، دانشگاه شیان جیاو تونگ، شان شی، شیان، چین شاهین ابراهیم پور گروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه ارومیه، ارومیه، آذربایجان غربی، ایران محمد تقی احمدی گروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه ارومیه، ارومیه، آذربایجان غربی، ایران هادی گودرزی گروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه ارومیه، ارومیه، آذربایجان غربی، ایران Journal Article 2022 08 21 In this research project a special shield made up of lead is designed and produced by our team, in which the production of this shield the next generation of x-ray producers which their accelerators and multipliers aren't together a new form is constructed, considering the fact that for increase in accuracy and lowering the costs the source of the ionized rays is located outside the accelerating compound, hence an unique lead interference is formed by which based on the foundation of the  machine it'll prevent from the leakage of x-rays. The design has been tested several times while taking all the precautions required and Geiger detector established there is no leakage of x-ray. This machine also reduces the risk factors such as forgetting and also difficulty in the utilization of protective equipment and it also helps the new users and will reduce costs meanwhile widening the usage of x-ray producers.<br />  در این پروژه تحقیقی برای دستگاه رادیوگرافی طراحی شده توسط گروه تحقیقاتی خودمان محافظ سربی خاصی که نیازهای تحقیقاتی ما را برآورده می‌کرد، طراحی و ساخته شده است. در ساخت این محافظ برای پرتوسازهای نسل جدید که شتاب‌دهنده و مالتی‌پلایر پرتو ایکس مجتمع نیستند، الگوی جدید و مناسبی طراحی و ساخته شده است. با توجه به این‌که جهت افزایش دقت کار و صرفه‌جویی هزینه تولید مولد پرتوهای یون‌ساز را در خارج از مجموعه شتاب‌دهنده قرار داده‌ایم لذا اینترفیس سربی منحصربه‌فردی برای هر دستگاه با توجه به مشخصات فنی آن به‌گونه‌ای قابل اجرا است که مانع از نشت اشعه یون‌ساز می‌شود و طراحی اجرا شده به‌عنوان نگهدارنده با رعایت تمام نکات ایمنی پرتوی چندین مرحله مورد آزمایش قرار گرفت و کنتور گایگر عدم نشت پرتوهای ایکس از مجموعه ابداع شده را تأیید کرد. نظر به کاهش ریسک ناشی از فراموشی و گاهاً دشواری استفاده از وسایل حفاظتی تکمیلی در پرتوسازهای تحقیقاتی استفاده از این مجموعه ضمن برطرف کردن نیاز به اتاق‌های سرب‌کوبی شده و کاهش هزینه‌های تحقیقاتی ایمنی اپراتورکارهای کم‌تجربه را نیز تأمین می‌کند و استفاده گسترده‌تر از مولدهای ایکس در تحقیقات را نیز گسترش خواهد داد. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112456_5f665a2fcca3ef10f016376f7f970e57.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Dose of scattered neutrons in calibrated neutron field بررسی دز نوترون های پراکنده در کالیبراسیون میدان های نوترونی 209 212 112463 FA معصومه شاه بهرامی گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه آزاد اسلامی واحد تهران مرکزی، تهران، ایران علی نبی پور چاکلی گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه آزاد اسلامی واحد تهران مرکزی، تهران، ایران Journal Article 2022 08 21 Given that neutron is a non-load-bearing particle that quickly responds to environmental elements and leads to ionization of elements, as well as dispersion that affects neutron spectrum due to environmental factors. Dosage of dispersed neutrons, as well as minimizing dispersion factors is the goal of this research. Calibration can be defined as a set of operations under specified conditions that measure the relationship between the values measured by the measuring instrument or system and the Similarly known well known values of a value. همان‌طور که می‌دانیم چشمه های نوترونی می توانند آلودگی های شدید ایجاد کنند و به دلیل ویژگی‌های ذاتی که مربوط به ذرات نوترون است گاهاً در شناخت و مهار آن‌ها درست عمل نمی‌کنیم. آن‌چه که در این پژوهش در نظر داریم، بررسی دو چشمه نوترونی ²⁴¹Am-Be و  ²⁵²Cf است که با روش نیمه تجربی و روش سایه مخروط سهم پراکندگی نوترون‌های ساطع شده را می‌یابیم و عوامل مؤثر در پراکندگی بیش‌تر و همچنین روش پیش‌گیری از پراکندگی مورد مطالعه قرار می‌گیرد و با شبیه‌سازی از طریق کد هسته‌ای MCNPX میزان پراکندگی و جذب را بررسی می‌کنیم. بیش‌ترین میزان جذب در دیواره ها اتفاق می‌افتد و کف اتاق بیش‌ترین سهم پراکندگی را دارد که لازم است ارتفاع چشمه از کف اتاق حداقل 1.5 متر باشد. هر اندازه قدرت چشمه بیش‌تر باشد میزان پراکندگی کم‌تری در محیط ایجاد می کند، برای مثال میزان پراکندگی چشمه ²⁴¹Am-Be بیش‌تر از چشمه ²⁵²Cf است. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112463_54b239b764b8554015bf75ed25588b60.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Effect of the radius of the gold nanoparticles on the range of secondary particles has been produced in energy ranges of K and L edges بررسی تاثیر شعاع نانوذرات کروی شکل طلا بر برد ذرات ثانویه ی ایجاد شده در محدوده ی انرژی لبه ی k و l طلا 213 217 112461 FA علیرضا صدرممتاز گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه گیلان، رشت، گیلان، ایران 0000-0003-3239-1520 نرجس دلیلی گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه گیلان، رشت، گیلان، ایران Journal Article 2022 08 21 Nowadays, with the advancement of nano-technology, nanoparticles with high atomic number can be concentrated in tumor cells. The presence of nanoparticles within the tumor causes an increase in the tumor sensitivity to the radiation while healthy tissues nearby get the least damage. In the present study, using the code mcnpx, phantom consisting of a cube with sides of 10 cm containing soft tissue and a tumor with sides of 0.5 cm were considered. In order to investigate the effect of nanoparticles with radius 15, 50 and 100 were used. The results showed that the optimum energy in the presence of nanoparticles with radius 15 and 50 امروزه با پیشرفت نانوفناوری، می‌توان نانوذراتی با عدد اتمی بالا نظیر نانوذرات طلا را به روش تزریق در سلول‌های توموری متمرکز کرد. وجود نانوذرات درون تومور باعث افزایش حساسیت تومور نسبت به پرتوها می‌گردد، در حالی‌که بافت‌های سالم اطراف کم‌ترین آسیب را دریافت می‌کنند. در این پژوهش با استفاده از کد MCNPX فانتوم یک مکعب به اضلاع 10 سانتی‌متر حاوی بافت نرم و تومور مکعبی به اضلاع 5/0 سانتی‌متر در نظر گرفته شد. جهت بررسی تأثیر شعاع نانوذرات کروی‌شکل طلا بر برد ذرات ثانویه از نانوذرات با شعا‌ع‌های 15، 50 و 100 نانومتر بهره گرفته شد. نتایج نشان داد در انرژی بهینه در حضور نانوذرات با شعاع 100 نانومتر، برد ذرات ثانویه بیش‌تر از نانوذرات با شعاع 15 و 50 نانومتر می‌باشد. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112461_946176dafd0ed4f65cf82a3d26998207.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 A study of flattening filter removal effect of 15 MV linac on photoneutron dose مطالعه اثر حذف فیلتر مسطح کننده شتابدهنده MV 15 بر دز ناشی از فوتونوترون 219 223 112462 FA نجمه محمدی دانشکده فیزیک، دانشگاه صنعتی سهند، تبریز، ایران Journal Article 2022 08 21 In accelerators operating energies above 7 MV, photoneutrons are produced by the interaction of photonuclear interaction with the heavy metals that constructed the linear accelerator (linac) head. Photoneutrons have destructive biological effects and increase the risk of secondary cancer in healthy organs outside the treatment area. In this study, the effect of flattening filter removal on the spectrum and dose of photoneutrons from the Siemens Primus 15 MV linear accelerator was investigated using the MCNPX2.6 Monte Carlo code. The results showed that removing the flattening filter increased the photon and photoneutron flux at the isocenter. The absorbed doses of photons and photoneutrons dose equivalent per incident electron on the linac target were also increased, without a flattening filter. However, in this case, the photoneutron dose equivalent per 1Gy of the photon absorbed dose at the isocenter is reduced to 50% at different distances from the isocenter. در شتاب‌دهنده‌­های با انرژی بیش از MV 7 فوتونوترون­‌ها از طریق برهم کنش فوتوهسته­‌ای با فلزات سنگین تشکیل دهنده سر شتابدهنده تولید می­‌شود. فوتونوترون‌­ها دارای اثرات بیولوژیکی مخربی نسبت به فوتون­‌ها هستند و خطر سرطان ثانویه در اندام سالم خارج ناحیه درمان را افزایش می­‌دهند. در این مطالعه اثر حذف فیلتر مسطح کننده بر طیف و دز فوتونوترون ناشی از شتاب‌دهنده خطی Siemens Primus 15 MV با استفاده از کد محاسباتی مونت کارلو MCNPX2.6 بررسی شده­‌است. نتایج نشان دادند با حذف فیلتر مسطح کننده، شار فوتون­‌ها و فوتونوترون­‌های رسیده به ایزوسنتر، افزایش می­‌یابد. مقدار دز جذبی فوتون و معادل دز فوتونوترون به ازای یک الکترون فرودی به هدف سر شتاب‌دهنده، با حذف فیلتر مسطح کننده نسبت به حالتی که فیلتر وجود داشته باشد افزایش می‌­یابد. اما در این حالت، معادل دز فوتونوترون به ازای Gy 1 دز جذبی فوتون در ایزوسنتر در فواصل مختلف از ایزوسنتر تا 50 % کاهش می‌­یابد. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112462_45622a7c8135be0972f4742bbb82a968.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Temperature distribution over brain tumors by iron oxide nanoparticles, cobalt ferrite and nickel ferrite in hyperthermia method توزیع دما در تومورهای مغزی توسط نانوذرات اکسید آهن، فریت کبالت و فریت نیکل درروش هایپرترمی 225 228 112473 FA سیده نسرین حسینی مطلق دانشکده فیزیک، دانشگاه آزاد اسلامی واحد شیراز، شیراز، فارس، ایران مرضیه فرشته دانشکده فیزیک، دانشگاه آزاد اسلامی واحد شیراز، شیراز، فارس، ایران Journal Article 2022 08 21 Today, using nanotechnology, drugs are placed on carriers or nanoparticles and then sent into the target cell. The Nano fluid is magnetically heated in the presence of an alternating magnetic field. In this paper, we investigate how heat is distributed by three nanoparticles of magnetite, cobalt ferrite and nickel ferrite in a brain tumor using an alternating magnetic field. For this purpose, we first considered a model for heat transfer based on body tissue in a cylindrical system, then, using Maple software, we drew the related diagrams. Analyzing the results, we found that the temperature transfer in the heat source is the highest and then decreases. امروزه با استفاده از نانوفناوری، داروها را بر روی مواد حامل یا نانوذره قرار داده و سپس آن‌ها به درون سلول هدف فرستاده می‌شوند. نانوسیال در حضور میدان مغناطیسی متناوب مغناطیسی و گرم می‌شود. در این مقاله چگونگی توزیع گرما توسط سه نانوذره ماگنتیت، فریت کبالت و فریت نیکل در تومور مغزی را با به‌کار بردن میدان مغناطیسی متناوب بررسی نموده‌ایم. به این منظور در ابتدا مدلی برای انتقال حرارت بر اساس بافت بدن در دستگاه استوانه‌ای در نظر گرفتیم وسپس با استفاده از نرم‌افزار میپل نمودارهای مربوط به آن را رسم نمودیم. با تحلیل نتایج متوجه شدیم که انتقال دما در نزدیکی چشمه گرمایی بیشترین مقدار است و سپس کم‌تر می‌شود. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112473_27ecf8596dfd329687e0bf5ecb08216b.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Expansion colorimetric method to calculate the specific absorption rate of iron oxide nanoparticles, cobalt ferrite and nickel ferrite in the treatment of cancer cells through hyperthermia بسط روش کالریمتری برای محاسبه ی نرخ جذب ویژه نانوذرات اکسید آهن ، فریت کبالت و فریت نیکل در درمان سلول های سرطانی از طریق هایپرترمی 229 231 112474 FA سیده نسرین حسینی مطلق دانشکده فیزیک، دانشگاه آزاد اسلامی واحد شیراز، شیراز، فارس، ایران مرضیه فرشته دانشکده فیزیک، دانشگاه آزاد اسلامی واحد شیراز، شیراز، فارس، ایران Journal Article 2022 08 21 Abnormal cell proliferation and the body's inability to resolve this problem can lead to cancer. Common methods of cancer treatment have side effects. The use of magnetic nanoparticles under a   magnetic   field is   a   promising   approach in   the treatment   of cancer.   When magnetic nanoparticles are placed in an alternating magnetic field, the fro fluid transfers heat energy and reaches equilibrium.  The effective mechanisms  for  generating  heat  in  hypothermia are  Neel's and  Brownian's relaxation. The specific absorption rate is one of the most important parameters in the design of magnetic nanoparticles for heat therapy. At present, the calorimetric method is used to determine the specific absorption rate of nanoparticles. Tumor warming can cause serious damage to surrounding healthy cells. On the other hand, if the temperature rise is not high enough, the desired treatment can not be achieved. In this paper, we have used a colorimetric method to measure the specific adsorption rate for three nanoparticles of Fe3O4, NiFe2O4, and CoFe2O4. ایجاد سلول‌های اضافی در بدن و عدم توانایی بدن در حل این مشکل منجر به بیماری سرطان می‌شود. استفاده از نانوذرات مغناطیسی تحت میدان مغناطیسی یک راه امیدوارکننده در درمان سرطان است. زمانی‌که نانوذرات مغناطیسی تحت میدان مغناطیسی قرار گیرند، به‌صورت هدفمند به بافت سرطانی رفته و می‌توانند گرما ایجاد نمایند. نرخ جذب ویژه یکی از مهم‌ترین پارامترها درطراحی نانوذرات گرمادرمانی است. در این مقاله به روش کالریمتری در تعیین نرخ جذب ویژه سه نانوذره مگنتیت، فریت کبالت و کبالت پرداخته‌ایم. نرخ جذب ویژه نانوذره مگنتیت از دو ذره دیگر بیش‌تر است. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112474_724b9f1fc26f1db03c4f3600bc3b7d0c.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Exposure radiation in nuclear medicine department میزان قرار گیری در معرض تابش در بخش پزشکی هسته ای 233 237 112476 FA احلام آل منیع دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی آبادان، آبادان، خوزستان، ایران شیما سنیسل بچاری دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی آبادان، آبادان، خوزستان، ایران شیدا کاویانی بخش پزشکی هسته‌ای، آبادان، خوزستان، ایران Journal Article 2022 08 21 Nuclear medicine personnel are exposed to radiation during radiopharmaceutical preparation, injection, and imaging. One of the most widely used devices in nuclear medicine is the Single Photon Computed Tomography (SPECT). Injectable radioisotopes in the field of nuclear medicine emit gamma rays, and because gamma rays fall into the category of ionizing radiation, they can break chemical bonds in contact with tissue and cause adverse reactions. The Linear No Threshold model (LNT) considers exposure to any amount of radiation to increase the risk of cancer, and the International Committee for Radiation Protection (ICRP) has set a dose limit for the general public and occupation. So, in this study, we decided to estimate the received dose by personnel and attendant people with environmental and individual monitoring. For two months' environmental rate dose by using Geiger Muller dosimeter, in four nuclear medicine departments, effective dose of personnel by using film badge dosimeter and hand received dose of personnel in contact with radiopharmaceuticals by using finger dosimeter, was monitored.<br /> <br />The obtained rate dose was comparable to background radiation, and being in such a place would not be dangerous for companions and personnel. The absorbed dose of the whole body and hands of the employees was much lower than the declared limit. However, according to the ALARA principle recommendation, it is recommended to observe the protection principles and in addition to the film badge, a finger dosimeter should be used to monitor personnel. پرسنل بخش پزشکی هسته‌ای در طول آماده‌سازی رادیوداروها، تزریق آن‌ها و تصویربرداری در معرض اشعه هستند. یکی از پرکاربرترین دستگاه‌ها در پزشکی هسته‌ای دستگاه مقطع‌نگار رایان‌های تک‌فوتونی (SPECT^[1]) می‌باشد. رادیوایزوتوپ‌های تزریقی در بخش پزشکی هسته‌ای ساطع اشعه گاما هستند و از آنجا که اشعه گاما در دسته پرتوهای یونیزان قرار می‌گیرد، در برخورد با بافت می‌تواند باعث شکست پیوندهای شیمیایی شود و واکنش‌های نامطلوبی را ایجاد نماید. مدل خطی بدون آستانه (LNT^[2]) قرار گرفتن در معرض هر مقدار پرتو را باعث افزایش ریسک ابتلا به سرطان می‌داند و کمیته بین‌المللی حفاظت در برابر پرتو (ICRP^[3]) حد دزی برای عموم مردم و برای پرتوکاران درنظر گرفته است. لذا در این مطالعه بر آن شدیم که با پایش محیطی، پرتوگیری اضافی همراهان و پرسنل و هم‌چنین با پایش فردی پرسنل، میزان دز دریافتی آنان را برآورد نماییم. به‌مدت دو ماه با استفاده از دزیمتر گایگر مولر، دز محیطی در چهار بخش پزشکی هسته‌ای، با استفاده از دزیمتر فردی فیلم بج، دز دریافتی کارکنان شاغل در بخش‌های مختلف و با استفاده از دزیمتر انگشتان‌های میزان پرتوگیری دست کارکنان در تماس با رادیوداروها مورد پایش قرار گرفت. آهنگ دز به‌دست آمده در حد تابش زمینه بود و حضور در چنین مکانی برای همراهان و پرسنل خطرزا نخواهد بود. میزان دز جذبی تمام بدن و دست کارکنان، از حد مجاز اعلام شده بسیار کمتر بود. با این وجود با توجه به توصیه اصل ALARA[4]، توصیه می‌شود اصول حفاظتی رعایت و علاوه‌بر فیلم بج جهت پایش پرسنل از دزیمتر انگشتان‌های نیز استفاده گردد. [1] Single Photon Emission Tomography [2] Linear No Threshold [3] International Commission on Radiological Protection [4] As Low As Reasonable https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112476_197174b6ec81c764410894f5e3de78f8.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Survey of CT scan examinations of an emergency department on young patients from the perspective of radiation protection - Justification of examinations بررسی سی تی اسکن بخش اورژانس بر روی بیماران جوان از دیدگاه حفاظت در برابر اشعه- توجیه پذیری معاینات 239 244 112477 FA غزاله پروتا گروه فیزیک‌ پزشکی، دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی شهید صدوقی، یزد، ایران امیر قنبری گروه رادیولوژی، بیمارستان شهید صدوقی یزد، دانشگاه علوم پزشکی شهید صدوقی، یزد، ایران سپیده عبدالهی دهکردی گروه فیزیک پزشکی، دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی ایران، تهران، ایران سید کاظم رضوی گروه پزشکی هسته‌ای، دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی شهید صدوقی، یزد، ایران نیما حمزیان گروه فیزیک‌ پزشکی، دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی شهید صدوقی، یزد، ایران حسن زرقانی مرکز تحقیقات بیماری‌های قلبی عروقی، دانشگاه علوم پزشکی بیرجند، بیرجند، خراسان جنوبی، ایران Journal Article 2022 08 21 Background: In term of annual collective effective dose, computed tomography (CT) has the highest radiation risks among the other imaging modality and its utilization is increasing every year. Accordingly, due to the high sensitivity of children to radiation exposure, radiation protection has to be considered especially in young patients.<br />Objective: The aim of this study was to determine the justifiability and alternative modality of brain CT scans that performed on patients aged fewer than 20.<br />Methods: CT scan results were evaluated for 145 patients who entered an emergency department in Yazd, Iran, over six month period. Patients were categorized in four different age groups and the justification of CT examinations, based on reliable references was evaluated for them.<br />Results: About seventy percent of scans did not show any specific clinical complication. Also, based on the referral guidelines for recommended imaging modality, about 12% of scans could alternate with MRI and 18% of them are justified.<br />Conclusions: According to the high percentage of scans with normal results, it may be important to pay attention to the availability, retraining and consideration to a comprehensive CT scan prescribing protocols, especially for children. In order to reduce the prescribing of CT Scans in unjustified cases, the increasing capacity of MRI equipment, in terms of device operation hours during the day, can be helpful. توموگرافی کامپیوتری (CT) دارای بالاترین خطرات تابشی در بین سایر روش‌های تصویربرداری، از نظر دز مؤثر سالیانه است و استفاده از آن هر سال در حال افزایش است. بر این اساس، به‌دلیل حساسیت بالای کودکان به قرارگرفتن در معرض اشعه، محافظت در برابر اشعه به‌ویژه در بیماران جوان باید مورد توجه قرار گیرد. هدف از این مطالعه بررسی توجیه‌پذیری و روش جایگزین سی تی اسکن مغز بود که برای بیماران کم‌تر از 20 سال انجام شد. نتایج سی تی اسکن برای 145 بیمار که در یک دوره شش‌ماهه به اورژانس در شهر یزد، ایران، مراجعه کرده بودند، ارزیابی شد. بیماران در چهار گروه سنی مختلف طبقه‌بندی شدند و توجیه معاینات CT براساس مراجع معتبر برای آن‌ها مورد ارزیابی قرار گرفت. حدود هفتاد درصد از اسکن‌ها هیچ‌گونه عارضه بالینی خاصی را نشان ندادند. هم‌چنین براساس دستورالعمل‌های ارجاعی برای روش تصویربرداری توصیه شده، حدود 12 درصد اسکن‌ها می‌توانند با MRI جایگزین شوند و 18 درصد از آن‌ها موجه بوده است. با توجه به درصد بالای اسکن‌ها با نتیجه نرمال، توجه به در دسترس بودن، بازآموزی و در نظر گرفتن پروتکل‌های تجویز سی تی اسکن جامعه، به‌ویژه برای کودکان مهم است. به‌منظور کاهش تجویز سی تی اسکن در موارد غیر موجه، افزایش ظرفیت تجهیزات MRI از نظر ساعات کار دستگاه در طول روز می‌تواند مفید باشد. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112477_52ec9e2e220da5c6c34cf6ca23a5a10a.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Decommissioning of non-standard industrial radiography cameras and its impact on the safety and performance of industrial radiography centers iranrms202-01240104 از رده خارج کردن دوربین‌های پرتونگاری صنعتی غیر استاندارد و تأثیر آن بر ایمنی و عملکرد مراکز پرتونگاری صنعتی iranrms"202" -"01240104" 245 248 112475 FA علیرضا زهادت دفتر حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران غلامرضا شهیدی دفتر حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران سعید تقی زاده اشرفی دفتر حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران حسین کریمی آشتیانی دفتر حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران عباس رحیمی خوش‌مکانی دفتر حفاظت در برابر اشعه، مرکز نظام ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران Journal Article 2022 08 21 Gamma-ray industrial radiography is performed with the help of a gamma projector, and a gamma projector is a device in which a radionuclide source produced according to the standard (ISO 2919) is placed inside a shield (often depleted of uranium) and equipped with equipment and Appropriate accessories, while keeping the safe during industrial radiography work, provide the possibility of transferring the source to the radiation point, by remotely. There are two categories of direct crossing channels and S-shaped channels. In direct channel, it is possible for the holder containing the source to come out of the gamma projector due to defects in the gamma projector, such as a broken gamma projector lock, which can lead to accidents during transport and radiography operations. Due to the portable use of this type of gamma projectors, this type of gamma projectors are mainly used as a B (U) transport package and the terms and conditions related to this type of indoor radioactive package are mandatory for them. The reasons for expiring this type of gamma projectors are as follows: 1. Non-compliance of gamma projectors with direct radiation source channel with the latest requirements of ISO-3999 standard 2. expiring the design certificate of B (U) type packages of this type of gamma projectors Based on the decision of the regulatory body on 07/11/1394, it was decided that from the mentioned date, purchase, sale, transfer and international transportation of all gamma projectors: A- Gammamat projectors TI, TIF, TIFF, S models B- Tech-ops 660 and Gammarid  C- Gammavolt SU-50, SU-100 Banned and companies with TI, TIF, TIFF, S gamma projector models for 2 years and companies with gamma projector SU-50, SU-100 and Tech-ops 660 and Gamarid for 3 years are allowed to use In industrial radiography operations and then they have to drop the mentioned gamma projectors. According to the statistics of accidents in the country's radiography activity, which were mostly related to gamma projectors with direct radiation passage channel, the expiring of this type of non-standard projectors resulted in a decrease in accidents in radiography activities, especially accidents related to radiography equipment errors. Also, the evaluations made regarding the ratio of the number of loaded projectors that are used in the country to the total number of projectors in the country before the implementation of the decree and its comparison with the same ratio after the implementation of the decree, show that expiring this number of projectors has not led to a shortage of projectors in use in the country and also this issue has not caused a disruption in the amount of radiography work of related companies in the country. پرتونگاری صنعتی با اشعه گاما به کمک دوربین پرتونگاری انجام می‌شود و دوربین پرتونگاری به وسیله‌ای اطلاق می شود که چشمه پرتوزا که بر اساس استاندارد (ISO 2919) تولید شده داخل حفاظ (غالبا از جنس اورانیوم تهی شده) قرار گرفته و با تجهیزات و متعلقات مناسب، ضمن نگهداری ایمن چشمه در هنگام کار پرتونگاری صنعتی امکان انتقال چشمه را به نقطه پرتودهی و به‌صورت کنترل از راه دور فراهم می‌نماید. به‌طور کلی دوربین های پرتونگاری بر اساس کانال و مسیر حرکت چشمه از داخل دوربین تا نقطه پرتودهی به دو دسته کانال عبور چشمه مستقیم و کانال  S شکل می‌باشند. در دوربین‌های پرتونگاری کانال مستقیم امکان جدا شدن و بیرون افتادن هلدر حاوی چشمه از دوربین در اثر اشکالات در دوربین پرتونگاری از قبیل خرابی قفل دوربین وجود داشته که می‌تواند منجر به ایجاد سوانح در حین حمل و نقل و عملیات پرتونگاری شود. با توجه به نحوه استفاده پرتابل از این نوع از دوربین‌های پرتونگاری، عمدتاً این نوع از دوربین‌ها به عنوان بسته حمل و نقل B(U)  بکار گرفته می شوند و مقررات و شرایط مربوط به این نوع از بسته یندی مواد پرتوزا برای آن‌ها الزام آور است. دلایل از رده خارج کردن این نوع از دوربین‌های غیر استاندارد به شرح زیر است:<br />1. عدم انطباق دوربین های پرتونگاری که کانال عبور چشمه پرتوزای مستقیم دارند با آخرین الزامات استاندارد ISO-3999<br />2. عدم تمدید گواهی طراحی بسته‌های نوع B(U) این نوع دوربین‌ها <br />بر اساس تصمیم واحد قانونی در تاریخ 7/11/1394 مقرر گردید که از تاریخ ذکر شده، خرید، فروش، واگذاری و حمل ونقل بین المللی کلیه دوربین‌های: الف- دوربین‌های گامامت مدل های TI,TIF,TIFF,S ب- دوربین‌های تکاپس 660 و گامارید ج- دوربین‌های گاما ولت SU-50 ,SU-100 ممنوع شده و شرکت‌های دارای دوربین‌های پرتونگاری گامامت مدل‌های TI,TIF,TIFF,S به مدت 2 سال و شرکت‌های دارای دوربین‌های پرتونگاری گاما ولت SU-50 ,SU-100 و  تکاپس 660 و گامارید به مدت 3 سال اجازه استفاده در عملیات پرتونگاری صنعتی داشته و پس از آن باید اقدام به اسقاط دوربین‌های مذکور نمایند. با توجه به آمار سوانح در فعالیت پرتونگاری کشور که اکثرا مربوط به دوربین‌های پرتونگاری با کانال عبور چشمه پرتوزای مستقیم بودند، اسقاط این نوع از دوربین‌های غیر استاندارد منتج به مشاهده کاهش سوانح در فعالیت‌های رادیوگرافی خصوصاً سوانح در ارتباط با خطای تجهیزات پرتونگاری (دوربین‌های پرتونگاری) در سطح کشور شده که متعاقب آن میزان پرتوگیری ناشی از سوانح کاهش یافته است. همچنین ارزیابی‌های صورت پذیرفته در خصوص نسبت تعداد دوربین‌های بارگزاری شده که در داخل کشور در حال استفاده بوده به تعداد کل دوربین‌های موجود در داخل کشور قبل از اجرای مصوبه و مقایسه آن با همین نسبت پس از اجرای مصوبه، نشان می‌دهد که اسقاط این تعداد از دوربین‌ها منجر به کمبود تعداد دوربین در حال استفاده در کشور نشده و همچنین این موضوع باعث ایجاد اختلالی در میزان حجم کار پرتونگاری شرکت‌های مرتبط در داخل کشور نشده است. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112475_4e8bc98f5752173361c75b4886173749.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 شماره 4 2023 02 20 Investigation of scattering factor (Scp) of Compact Elekta linear accelerator using Geant4 code بررسی فاکتور پراکندگی Scp شتابدهنده خطی الکتا مدل Compact با استفاده از کد Geant4 249 253 112438 FA ندا زارعی گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده علوم و فناوری‌های نوین، دانشگاه تحصیلات تکمیلی صنعتی و فناوری پیشرفته، کرمان، ایران محمد رضایی راینی نژاد گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده علوم و فناوری‌های نوین، دانشگاه تحصیلات تکمیلی صنعتی و فناوری پیشرفته، کرمان، ایران علی جمعه زاده دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی کرمان، کرمان، ایران Journal Article 2022 08 21 Scattering factor (Scp) is one of the important factors in the dosimetry of medical accelerators. Variation of scattering factor is one of the factors that affect the dose received by the patient. In this research is tried to simulate the geometry of the compact model linear accelerator using Geant4 code and the appropriate phase space of this accelerator has been extracted using electron source data. Phase space are required to increase the accuracy in Monte Carlo calculations. Phase space data include the gamma rays energy and angular spectrum that generated by the 6 MeV electrons with 0.07 FWHM. Comparison between simulated and practical values of SCP ​​shows that the introduced phase space is a suitable source for dosimetric calculations of compact linear accelerometer. فاکتور پراکندگی Scp یکی از فاکتورهای مهم در دزیمتری شتاب‌دهنده‌های پزشکی می‌باشد. تغییر فاکتور پراکندگی یکی از عواملی است که در میزان دز دریافتی بیمار تأثیر دارد. در این تحقیق سعی می‌شود که با استفاده از کد 4 Geant هندسه سر شتاب‌دهنده خطی الکتا مدل compact شبیه‌سازی شده و با استفاده از داده‌های چشمه الکترون فضای فاز مناسب این شتاب‌دهنده استخراج شده است. فضای فاز جهت افزایش دقت در محاسبات مونت‌کارلو نیاز است. داده‌های فضای فاز شامل طیف انرژی و زاویه‌ای پرتوهای گامای تولید شده توسط باریکه MeV 6 الکترون‌های خروجی با پهنای 07/0 است. با استفاده از نتایج فضای فاز فاکتور پراکندگی شتاب‌دهنده لینک مدل compact به‌دست آمده با مقادیر تجربی مقایسه شده است. هم‌خوانی بین مقادیر شبیه‌سازی شده و عملی نشان می‌دهد که فضای فاز معرفی شده چشمه مناسبی برای انجام محاسبات دزیمتری شتاب‌دهنده خطی الکتا مدل compact است. https://rsm.kashanu.ac.ir/article_112438_4222791da8209e3c807adff6dcb3a4d6.pdf