انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 2 2022 08 23 Manufacturing and applying an UAV equipped with a gamma detection system for fast radiation mapping and finding weak radioactive hotspots ساخت و بکارگیری یک پهپاد عمود پرواز مجهز شده به یک آشکارساز گاما جهت استخراج سریع نقشه پرتوی محیط و کشف آلودگی‌های پرتوی ضعیف 59 67 113641 10.22052/rsm.2022.113641 FA هادی اردینی پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهران، ایران امیرمحمد بیگ زاده پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهران، ایران حجت اله ماهانی پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهران، ایران Journal Article 2022 06 15 This radiological monitoring system consisting of a 2-inch NaI(Tl) crystal coupled to a PM tube and mounted on a multi-rotor UAV has been developed to fast detect radioactive sources. To assess its performance, a set of experiments for the detection of low-level Co-60 and Cs-137 point sources in a soccer field was performed. Then, the radiological map was made and then fused with the geographical one using image processing techniques. The results show that at 50 cm, all 5-point sources were successfully identified in their actual locations. By decreasing the flight height, the ability of the drone-based radiological monitor in recognizing radioactive sources significantly increases. The results confirmed that the drone system with the scintillation detector enabled the accurately identifying radiological anomalies by surveying a contaminated area. در این مطالعه، یک پایش‌گر پرتوی شامل آشکارساز NaI دو اینچ که به یک لامپ تکثیرکننده نوری متصل و بر روی یک پهپاد عمود پرواز نصب شده، به منظور آشکارسازی سریع چشمه‏ های پرتوزا طراحی و ساخته شده است. برای ارزیابی عملکرد، مجموعه از آزمون‏ های تجربی برای آشکارسازی چشمه‏ هایی با فعالیت سطح پایین Cs-137 و Co-60 در یک زمین فوتبال انجام شد. در ادامه، به کمک روش‏ های پردازش تصویر، نقشه پرتوی بر روی نقشه جغرافیایی محیط همجوشی شد. نتایج نشان می‏ دهند که در ارتفاع cm 50، تمامی چشمه‏ های پرتوزا به ‏طور موفقیت‏ آمیزی در مکان واقعی خود شناسایی شدند. با کاهش ارتفاع پروازی، قدرت پرنده پایش‌گر در تشخیص چشمه‏ های پرتوزا به‏ طور چشم گیری افزایش می ‏یابد. یافته ‏ها مؤید شناسایی دقیق آنومالی پرتوی از طریق پرواز این پهپاد کنترل پذیر از راه دور بر روی محیط آلوده هستند.

https://rsm.kashanu.ac.ir/article_113641_18d7350c3115468fee8f08056d93d8b4.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 2 2022 08 23 Evaluation of radioactive contamination caused by the core accident of the Bushehr nuclear reactor over the time ارزیابی میزان آلودگی رادیواکتیو ناشی از حادثه قلب راکتور نیروگاه اتمی بوشهر با گذشت زمان 69 74 113642 10.22052/rsm.2022.113642 FA محمدرضا لطفعلیان گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده فنی و مهندسی، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات، تهران، ایران میترا اطهری علاف گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده فنی و مهندسی، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات، تهران، ایران مسعود منصوری گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده فنی و مهندسی، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات، تهران، ایران Journal Article 2022 06 22 Nuclear accidents are sometimes unavoidable, but the risks can be significantly reduced with preparedness and prudence. Therefore one must have a proper assessment of the consequences of the accident. In this research, a three-dimensional simulation of the reactor core has been used to estimate the leakage rate of radioisotopes in case of the worst accident in the Bushehr nuclear power plant. The main parameters of the Bushehr reactor core simulation were benchmarked with the FSAR. Then the time-dependent activity and the isotopes are assumed as the source term for the accident, and the incident of complete melting of the reactor core and the entry of all pollutants into the environment was calculated. Activity changes over time were calculated for 18 years after the accident. Furthermore, by examining more than a hundred radioisotopes, the most active ones were figured out. Results were calculated for these isotopes' source terms over time up to 18 years after the accident. Finally, specific activity caused by each of the important isotopes was presented in order to prioritize the elimination of contaminants. Calculations were done using the MCNPX2.7.E code and considering the Burn card. حوادث هسته ای گاهی غیر قابل اجتناب هستند ولی با آمادگی و تدبیر می‌توان خطرات آن را تا حد بسیار زیادی کاهش داد. برای این کار بایستی ارزیابی درستی از پیامدهای حادثه داشت. در این تحقیق جهت تخمین میزان نشت رادیوایزوتوپ‌ها در صورت رخداد وخیم ترین حادثه در نیروگاه اتمی بوشهر، از شبیه سازی سه بعدی قلب راکتور استفاده شده است. پس از تطابق پارامترهای اصلی حاصل از شبیه سازی قلب راکتور بوشهر با FSAR آن، و اطمینان از صحت برنامه محاسباتی، فعالیت ایزوتوپ‌ها وابسته به زمان محاسبه شده و نتیجه به عنوان چشمه اولیه برای حادثه فرض گردیده است. سپس حادثه ذوب کامل قلب راکتور و ورود تمامی آلودگی‌ها به محیط زیست شبیه سازی شد. اکتیویته اولیه و فعالیت در طول زمان برای ۱۸ سال پس از حادثه محاسبه گردید. با بررسی صد رادیوایزوتوپ، فعال ترین آن‌ها تعیین شدند. نتایج این بررسی برای تغییرات ایزوتوپ‌های مهم و همچنین فعالیت کلی منبع انتشار (Source term) طی مرور زمان تا 18 سال پس از حادثه محاسبه گردید. در نهایت فعالیت اختصاصی ناشی از هر یک از ایزوتوپ‌های مهم نیز به منظور اولویت بندی جهت رفع آلودگی‌ها ارائه شد. محاسبات با استفاده از کد MCNPX2.7.E و با کمک کارت BURN انجام شد.

https://rsm.kashanu.ac.ir/article_113642_56797c843f4c2075cb1cdc6eaa852778.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 2 2022 08 23 Calculation of Specific Absorbed Fraction and S Factor for internal dosimetry of 177Lu in Zubal phantom using GATE Monte Carlo code محاسبه کسرجذبی ویژه و فاکتور S برای دزیمتری داخلی رادیونوکلوئید لوتشیوم-177 در فانتوم زوبال با استفاده از کد مونت کارلوGATE 75 83 113643 10.22052/rsm.2022.113643 FA سید احمد صحافی پور گروه مهندسی هسته‌ای- پرتوپزشکی، واحد علوم و تحقیقات تهران، دانشگاه آزاد اسلامی، تهران، ایران الهام سعید زاده گروه مهندسی هسته‌ای- پرتوپزشکی، واحد علوم و تحقیقات تهران، دانشگاه آزاد اسلامی، تهران، ایران سید پژمان شیرمردی پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، تهران، ایران مهدی صادقی گروه فیزیک پزشکی، دانشکده پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی ایران، تهران، ایران سمانه برادران پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، تهران، ایران Journal Article 2022 02 20 Specific absorbed fraction is one of the important parameters for estimating the internal dose. In this paper, the specific absorbed fraction for a number of body organs has been calculated using the Zubal Voxel phantom. The GATE Monte Carlo code version 7.2 was used to simulate the single-energy photons and electrons related to the radioactive isotope 177Lu. kidney, liver, and spleen were considered as source organs in this simulation and the specific absorbed fractions of these source organs were compared with the values obtained from previous studies. The most relative difference between the values of this study and previous studies was observed to be 41% and related to the photons with the energy of 71 keV when the spleen and liver were considered as the source and target organs, respectively. In most data, discrepancies are acceptable and the obtained data are consistent with the previous data and have been verified. Using the data obtained from this study, the S-factors used for dosimetric calculations in the MIRD method were calculated and presented. کسر جذبی ویژه یکی از پارامترهای مهم جهت تخمین دز داخلی می‌باشد. در این مقاله کسر جذبی ویژه تعدادی از ارگان‌های بدن با استفاده از فانتوم وکسلی زوبال محاسبه گردیده است. از کد مونت کارلوی GATE ورژن 7.2 برای شبیه‌سازش فوتون‌ها و الکترون‌های تک انرژی مربوط به رادیوایزوتوپ لوتشیوم-177 استفاده شده است. سه ارگان کلیه، کبد و طحال به عنوان ارگان چشمه در این شبیه‌سازی در نظر گرفته شده‌اند و کسر جذبی ویژه این ارگان‌های چشمه با مقادیر بدست آمده از داده‌های مطالعات قبلی مقایسه شده‌اند. در بیشتر داده‌ها، اختلاف‌ قابل قبول می‌باشد و بیشترین مقدار درصد اختلاف نسبی نتایج این مطالعه و مطالعات قبلی، مربوط به فوتون‌ با انرژی keV71 و در حالتی که طحال و کبد به عنوان ارگانهای چشمه و هدف در نظر گرفته شده‌ بودند، برابر با 41% بدست آمد. با استفاده از مقادیر SAF بدست آمده، فاکتور S[1] که برای محاسبات دزیمتری در روش MIRD مورد استفاده قرار می گیرد، محاسبه و ارائه گردید.

https://rsm.kashanu.ac.ir/article_113643_e49644224a7e83899a9b166c5e713236.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 2 2022 08 23 A simulation based dosimetric study for electron therapy during breast surgery مطالعه دزیمتری مبتنی بر شبیه سازی برای الکترون درمانی در حین جراحی سینه 85 93 113644 10.22052/rsm.2022.113644 FA مجتبی تاجیک گروه فیزیک هسته ای و ذرات بنیادی، دانشکده فیزیک، دانشگاه دامغان، دامغان، ایران حسن رنجبر پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژو هشگاه علوم و فنون هسته ای، تهران، ایران Journal Article 2022 07 02 Intraoperative electron radiotherapy (IOERT) is a relatively new method of direct ionizing radiation to the tumor or tumor bed during surgery. In order to properly treat the intended target, it is necessary to examine the radiation dose curves and the shield used to protect healthy tissues and organs. In particular, radiation therapy during breast surgery requires the protection of critical tissues within the field and underlying the target volume such as the heart and lungs. In this case, a thin layer of high-Z material is placed between the treated (breast) tissue and the underlying vital tissue. The breast, lung, and radiation shield were geometrically considered as three coaxial cylinders. Using the MCNPX code, breast tissue, shield, and lung were irradiated with 6, 9, and 12 MeV electrons. The flux and dose of electrons and secondary photons in different tissues were calculated. Investigations showed that for 6 MeV electrons, the use of shielding has a negligible effect on the amount of dose received by the tissues around the breast. At energies of 9 and 12 MeV, Al-Pb shielding and St-PMMA shielding have almost the same performance in reducing the amount of dose received by the tissues around the breast. At the energy of 18 MeV, the Al-Pb shielding has a better performance than the St-PMMA shielding in reducing the dose received by the organs adjacent to the breast tissue. الکترون درمانی حین عمل جراحی روش نسبتاً جدید تابش مستقیم پرتوهای یونیزان به تومور و یا بستر آن در حین عمل جراحی است. به‌منظور درمان مناسب هدف مورد نظر، لازم است که منحنی دز تابشی و حفاظ استفاده شده برای حفاظت بافت و ارگان‌های سالم مورد بررسی قرار گیرد. پرتودرمانی حین جراحی سینه نیازمند حفاظت بافت های زیر حجم هدف مانند قلب و ریه می باشد. در این شرایط، یک لایه نازک از مواد با Z بالا بین بافت درمان (سینه) و بخش حیاتی زیرین قرار می‌گیرد. با استفاده از کد MCNPX بافت سینه، حفاظ و ریه به‌صورت سه استوانه هم محور تحت تابش الکترون‌های 6، 9 ، 12 و 18 مگاالکترون ولت قرار گرفتند. میزان شار و دز الکترون و فوتون‌های ثانویه در بافتهای مختلف محاسبه شد. بررسی‌ها نشان دادند برای الکترون‌های 6 مگاالکترون ولت استفاده از حفاظ بر میزان دز دریافتی بافت‌های اطراف سینه، تأثیر ناچیزی دارد. در انرژی های 9 و 12 مگا ولت، محافظ Al-Pb و محافظ St-PMMA تقریباً عملکرد یکسانی در کاهش مقدار دوز دریافتی توسط بافت های اطراف سینه دارند. در انرژی 18 مگاالکترون ولت، جاذب Al-Pb نسبت به جاذب St-PMMA در کاهش دز دریافتی ارگان‌های مجاور بافت سینه، عملکرد مناسب‌تری دارد.

https://rsm.kashanu.ac.ir/article_113644_89a31da50023bed85605102410735c95.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 2 2022 08 23 Evaluating the dose calculation accuracy of ISOgray radiotherapy treatment planning system for adjacent radiation fields ارزیابی صحت محاسبه دز سیستم طراحی درمانISOgray برای میدان‌های تابشی مجاورهم در پرتودرمانی 95 105 113645 10.22052/rsm.2022.113645 FA علی رسولی گروه فیزیک پزشکی و رادیولوژی، دانشگاه علوم پزشکی کاشان، کاشان، اصفهان، ایران محمود نراقی آرانی مرکز توسعه تحقیقات بالینی، بیمارستان آیت الله یثربی (ره)، کاشان، اصفهان، ایران اکبر علی اصغرزاده گروه فیزیک پزشکی و رادیولوژی، دانشگاه علوم پزشکی کاشان، کاشان، اصفهان، ایران باقر فرهود گروه فیزیک پزشکی و رادیولوژی، دانشگاه علوم پزشکی کاشان، کاشان، اصفهان، ایران Journal Article 2022 08 11 Adjacent radiation fields are applied in some radiotherapeutic cases. When using these radiation fields, considerable dose errors across the junction of radiation fields are possible. Therefore, it is necessary to evaluate the accuracy of the dose calculated by the treatment planning system (TPS) when using the adjacent radiation fields. The present study aimed to quantify the dose calculation accuracy of ISOgray TPS for the photon-photon adjacent fields. To assess the accuracy of dose calculations, the dose profiles were first measured by a Semiflex TM31010 at 1, 1.5, 5, and 10 cm depths for different field sizes (6 × 6, 10 × 10, and 20 × 20 cm2). In the second step, corresponding data were extracted from the ISOgray TPS. Finally, the dosimetric performance of TPS was evaluated using a gamma index analysis. The overall dose calculation accuracy of ISOgray TPS was within the acceptable range for the build-up region (with acceptance criteria of dose difference (DD) = 15% and distance to agreement (DTA) =3 mm) and the depths after the build-up region (with acceptance criteria of DD = 5% and DTA = 3 mm). Moreover, the overall accuracy of dose calculations was not affected by the field size. A more detailed analysis of the findings revealed that the accuracy of dose calculations in the match line regions of the adjacent radiation fields for 1cm beam profiles was within the acceptable range; however, it declined for other depths. The findings showed that the overall dose calculation accuracy of ISOgray TPS was acceptable for evaluated adjacent radiation fields. However, the accuracy of dose calculations in the match line regions of the adjacent radiation fields for the depth after build-up was not within the acceptable range. میدان‌های تابشی مجاورهم در برخی از روش‌های پرتودرمانی استفاده میشوند. هنگام استفاده از میدان‌های تابشی مجاورهم، امکان خطاهای دز قابل توجهی در محل اتصال میدان‌ها محتمل است. بنابراین، صحت محاسبه دز در سیستم طراحی درمان باید کافی باشد. بر همین اساس، در مطالعه حاضر، به ارزیابی صحت محاسبه دز سیستم طراحی درمان ISOgray برای میدان مجاورهم پرداخته شد. برای ارزیابی صحت محاسبات دز، ابتدا پروفایل‌های دز با استفاده از دزیمتر Semiflex مدل TM31010 در فانتوم آب PTW-MP3 در عمق‌های 1، 5/1، 5 و 10 سانتی‌متری در ابعاد میدان‌های تابشی مختلف (6 × 6، 10 × 10 و 20 × 20 سانتی‌متر مربع) اندازه‌گیری شدند. در مرحله بعدی، محاسبات دز توسط سیستم طراحی درمان ISOgray انجام شد. در نهایت، پروفایل‌های دز اندازه‌گیری شده و محاسبه شده با استفاده از شاخص گاما با یکدیگر مقایسه شده و صحت محاسبات سیستم طراحی درمان ISOgray مورد ارزیابی قرار گرفت. صحت کلی محاسبات سیستم طراحی درمان در منطقه انبوهش دز (با معیار پذیرش 5 %DD= و mm 3 DTA=) و ناحیه بعد از منطقه انبوهش دز (با معیار پذیرش 5 %DD= وmm 3 DTA=) در محدوده‌ی قابل قبول بود. علاوه بر این، صحت کلی محاسبات دز تحت تأثیر ابعاد میدان قرار نگرفت. تجزیه و تحلیل یافته‌ها در محل اتصال میدان‌ها (match-line) نشان داد که صحت محاسبات دز برای پروفایل‌های دز در عمق 1 سانتی‌متری در محدوده قابل قبولی بود. به هرحال، صحت محاسبات دز برای عمق‌های دیگر کاهش یافت. یافته ها نشان دادند که صحت محاسبات دز کلی سیستم طراحی درمان ISOgray برای میدان‌های تابشی مجاورهم قابل قبول است. با این حال، صحت محاسبات دز ناحیه match-line برای عمق‌های پس از ناحیه انبوهش دز در محدوده قابل قبولی نبود.

https://rsm.kashanu.ac.ir/article_113645_e319186e18a57383f27073a0b0504be8.pdf

انجمن حفاظت در برابر اشعه ایران مجله سنجش و ایمنی پرتو 23225971 11 2 2022 08 23 Effective dose evaluation for 18F cis-FPro using ICRP reference phantoms ارزیابی دز موثر برای رادیوداروی 18F cis-FPro با استفاده از فانتوم‌های مرجع ICRP 107 115 113646 10.22052/rsm.2022.113646 FA علیرضا صدرممتاز گیلان، رشت، دانشگاه گیلان، دانشکده علوم پایه، گروه فیزیک کدپستی: 1914-41335 0000-0003-3239-1520 فرزین صفرنژاد گیلان، رشت، دانشگاه گیلان، دانشکده علوم پایه، گروه فیزیک کدپستی: 1914-41335 Journal Article 2022 08 18 Cis-4-[18F]fluoro-L-proline is one of the 18F-labelled amino acids which can be used as a tracer to identify abnormal collagen synthesis rates. This study aims to estimate the absorbed and effective dose of this radiopharmaceutical using ICRP reference phantoms and the ICRP 103 tissue weight factors, which have not been done so far. For this purpose, the MIRD method was used to estimate the absorbed dose of organs. The data relating to the distribution of this radiopharmaceutical in the body were taken from a previously published study. Also, the absorbed dose and effective doses were calculated for revised ORNL phantoms to validate and compare the results. The effective dose coefficient of this radiopharmaceutical using the tissue weighting factors of ICRP 103 is 1.52E-02 mSv/MBq. The kidneys receive the highest absorbed dose after the injection of this radiopharmaceutical. For a given administered activity, this radiopharmaceutical leads to a lower effective dose to the patients than FDG. رادیوداروی cis-4-[18F]fluoro-L-proline یکی از آمینواسیدهای نشان‌دارشده با رادیونوکلئید فلوئور-18 است که به‌دلیل دارا بودن پرولین، می‌تواند به‌عنوان یک ردیاب برای شناسایی آهنگ سنتز غیرعادی کولاژن مورد استفاده قرار گیرد. هدف از این مقاله برآورد دز جذبی و دز موثر ناشی از این رادیودارو با استفاده از فانتوم‌های مرجع ICRP و همچنین ضرایب وزنی بافت ICRP 103 است که تاکنون انجام نشده است. برای این منظور از روش MIRD برای برآورد دز جذبی اعضای مختلف استفاده شده است. داده‌های مربوط به توزیع رادیودارو در بدن از یک مطالعه منتشر شده در این زمینه برداشته شده است. همچنین به منظور اعتبارسنجی و مقایسه نتایج، مقادیر دز جذبی و دز موثر برای فانتوم‌های تجدیدنظرشده ORNL محاسبه شده است. بر اساس نتایج، ضریب دز موثر ناشی از این رادیودارو با استفاده از ضرایب وزنی بافت ICRP 103، برابر2-10×52/1 میلی‌سیورت بر مگابکرل می‌باشد. بالاترین دز جذبی بعد از تزریق این رادیودارو مربوط به کلیه‌ها می‌باشد. همچنین برای فعالیت‌های تزریقی یکسان، این رادیودارو منجر به دز موثر کمتری به بیمار نسبت به رادیوداروی FDG می‌شود.

https://rsm.kashanu.ac.ir/article_113646_224f403e559b739b8d3ec501a8a52021.pdf