انجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو2322597114220250823Gamma-ray Shielding Study of Silicate Glasses Containing Different Concentrations of Bismuth Oxideمطالعه خواص حفاظی شیشههای سیلیسیومی حاوی اکسید بیسموت در غلظتهای مختلف616611499310.22052/rsm.2025.256640.1119FAرضاباقریپژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهران، ایرانJournal Article20250406With 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 branch in the field of radiation protection. Concrete is the most common material used for shielding. However, one of its biggest disadvantages is that it does not allow visible light to pass through it. In addition, lead, a widely used shielding material, is being replaced by other heavy metal oxides due to environmental concerns and toxicity to humans. In this research, linear and mass attenuation coefficients, effective atomic numbers, and effective electron density of silicate glasses containing different concentrations of bismuth oxide (Bi<sub>2</sub>O<sub>3</sub>) are calculated at energies of 662, 1173, and 1332 keV using the MCNPX code and XCOM program. The obtained results are compared with available experimental data. Bismuth-silicate 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. بتنها به عنوان معمولترین مواد برای حفاظگذاری بهکار میروند. با این حال یکی از بزرگترین معایب آنها عدم عبور نور مرئی از آنهاست. همچنین سرب به عنوان یک حفاظ پرکاربرد به خاطر مشکلات زیستمحیطی و سمیت برای انسان در حال جایگزینی با سایر اکسیدهای فلزی سنگین میباشد. در این کار تحقیقاتی ضرایب تضعیف خطی و جرمی، اعداد اتمی موثر و چگالی الکترونی موثر شیشههای سیلیسیومی حاوی اکسید بیسموت (3O2Bi) در غلظتهای مختلف در انرژیهای 662، 1173 و 1332 کیلو الکترون ولت با استفاده از کد محاسباتی MCNPX و برنامه XCOM محاسبه شده و دادههای بدست آمده با نتایج تجربی موجود مقایسه میشوند. شیشههای بیسموت-سیلیکاتی، خواص حفاظی خیلی خوبی از خود در برابر پرتوهای گاما نشان دادند.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_114993_79a8ed97804e7110e23f2437679be5eb.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو2322597114220250823Optimization of VVER-1000 reactor fuel assembly design with performance improvement approachبهینهسازی طراحی مجتمعهای سوخت راکتور VVER-1000 با رویکرد بهبود عملکرد با استفاده از کد DRAGON4677611508810.22052/rsm.2025.256720.1124FAامیدحلال خورگروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه مازندران، صندوق پستی 13534–47416، بابلسر، ایرانامیرپایانیسازمان انرژی اتمی، صندوق پستی 1339-14155، تهران، ایرانJournal Article20250420To optimize the design of a nuclear fuel assembly, it is necessary to investigate the geometric and dimensional characteristics, as well as the material properties used in it, from neutronic, thermomechanical, and thermohydraulic aspects. In this research, the optimization of the design of a fuel assembly of VVER-1000 reactor has been investigated from a neutron perspective using the DRAGON4 cell calculation and fuel consumption code. The criterion parameters include the effective multiplication factor, the concentration of uranium-235 and 238 isotopes, plutonium-239, 240, 241, and 242, xenon-135, and samarium-149, which are considered as fuel performance indicators. The importance of these isotopes lies in their role in fission reactions, energy production, and nuclear waste effects. Using the capabilities of the mentioned code, the impact of changes in the geometric parameters of the fuel assembly, including the diameter of the central hole of the fuel pellet, the thickness of the fuel pellet, the gap between the fuel pellet and the cladding, and the thickness of the cladding on the criterion parameters has been investigated. The range of changes in these parameters has been considered from a 50% decrease to a 240% increase compared to the current design value.<br />Sensitivity analysis results show that the thickness of the fuel pellet has the greatest impact on changes in the criterion parameters. In other words, changes in the thickness of the fuel pellet cause significant changes in the effective multiplication factor and the concentration of various isotopes. Additionally, a reduction in the geometric parameters of the fuel assembly generally leads to improved criterion parameters and better fuel performance. The findings of this research can be used in the optimal design of VVER-1000 reactor fuel assemblies and the improvement of their performance.برای بهینهسازی طراحی یک مجتمع سوخت هستهای لازم است مشخصههای هندسی و ابعادی، خواص مواد بهکار رفته در آن از جنبههای نوترونی، ترمومکانیکی و ترموهیدرولیکی مورد بررسی قرار گیرد. در این پژوهش، بهینهسازی طراحی یک مجتمع سوخت راکتور VVER-1000 با استفاده از کد محاسبات سلولی و مصرف سوخت DRAGON4 از نقطه نظر نوترونی مورد بررسی قرار گرفته است. پارامترهای معیار شامل ضریب تکثیر مؤثر، غلظت ایزوتوپهای اورانیوم 235 و 238، پلوتونیوم 239، 240، 241 و 242، زینان 135 و ساماریوم 149 به عنوان شاخصهای عملکردی سوخت در نظر گرفته شدهاند. اهمیت این ایزوتوپها بهدلیل نقش آنها در واکنشهای شکافت، تولید انرژی و همچنین اثرات پسماند هستهای است. با استفاده از قابلیتهای کد مذکور، تأثیر تغییرات پارامترهای هندسی مجتمع سوخت از جمله قطر حفره مرکزی قرص سوخت، ضخامت قرص سوخت، گپ بین قرص سوخت و غلاف و ضخامت غلاف بر پارامترهای معیار مورد بررسی قرار گرفته است. دامنه تغییرات این پارامترها از 50 درصد کاهش تا 240 درصد افزایش نسبت به مقدار طراحی فعلی در نظر گرفته شده است. نتایج تحلیل حساسیت نشان میدهد که ضخامت قرص سوخت بیشترین تأثیر را بر تغییرات پارامترهای معیار دارد. به عبارت دیگر، تغییرات در ضخامت قرص سوخت باعث تغییرات قابل توجهی در ضریب تکثیر مؤثر و غلظت ایزوتوپهای مختلف میشود. همچنین، کاهش در پارامترهای هندسی مجتمع سوخت به طور کلی منجر به بهبود پارامترهای معیار و عملکرد بهتر سوخت میشود. یافتههای این پژوهش میتواند در طراحی بهینه مجتمعهای سوخت راکتور VVER-1000 و بهبود عملکرد آنها مورد استفاده قرار گیرد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_115088_30ae9c2e19b981ae5fff3b1a6217f86d.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو2322597114220250823Analysis of FDG Radiopharmaceutical Injected into Cancer Tissue by Increasing the Mole Fraction of Oxygen-18 Using MCNPآنالیز و تحلیل رادیوداروی FDG تزریق شده به بافت سرطانی با افزایش کسر مولی اکسیژن-18 با استفاده از MCNP778311508910.22052/rsm.2025.256264.1090FAهدیهاحمدیگروه مهندسی هستهای، دانشکده مهندسی هستهای، واحد علوم و تحقیقات، دانشگاه آزاد اسلامی، تهران، ایرانمحمدرهگشایگروه مهندسی شیمی، دانشکده مهندسی نفت و شیمی، واحد علوم و تحقیقات، دانشگاه آزاد اسلامی، تهران، ایرانامیرحیدرینسبگروه مهندسی شیمی، دانشکده مهندسی نفت و شیمی، واحد علوم و تحقیقات، دانشگاه آزاد اسلامی، تهران، ایران0000-0002-0417-4863Journal Article20250201A PET scan, or positron emission tomography, is a non-invasive method used to create three-dimensional images of tissues containing a radiopharmaceutical based on the amount of positrons emitted. The process requires substances such as fluorine-18 deoxyglucose (FDG), the production of which necessitates the separation of fluorine-18 and oxygen-18 isotopes with high enrichment. FDG, the most common radiopharmaceutical used in PET imaging, is produced in a saline solvent, stored in a glass vial, and injected intravenously. The use of cryogenic distillation columns as an industrial method is suitable for producing enriched oxygen. In this study, two enrichments of 95% and 99% oxygen-18 were evaluated using the ORNL phantom in the MCNP6 nuclear code. The liver was selected as the cancerous tissue, and the energy deposited (MeV/gram) in the tissue was calculated using Tally No. 6. The results indicate that increasing the oxygen-18 mole fraction from 95% to 99% significantly enhances the fluorine-18 yield. Specifically, the uptake of fluorine deoxyglucose (FDG), represented as energy uptake in MCNP6, increased by approximately 15% at 99% enrichment. This suggests that higher enrichment can improve the sensitivity and accuracy of PET imaging in cancer detection.دستگاه PET Scan یا برشنگاری با نشر پوزیترون با استفاده از روش غیر تهاجمی، تصویری سه بعدی بر اساس میزان نشر پوزیترون از بافت حاوی رادیودارو تشکیل میدهد. این دستگاه به داروهایی مانند فلوئورین دئوکسی گلوکز (FDG) نیاز دارد، که تولید آن مستلزم جداسازی ایزوتوپهای فلوئور-18 و اکسیژن-18 با غنای بالا است. FDG متداولترین داروی PET در حلال سالین تولید میشود و در یک ویال شیشهای ذخیره شده و به شکل داخل وریدی تزریق میگردد. استفاده از ستونهای تقطیر برودتی به عنوان روش صنعتی، مناسب برای تولید اکسیژن غنی میباشد. در این پژوهش از دو غنای 95 و 99 درصد اکسیژن-18 و فانتوم ORNL در کد هستهای MCNP6 استفاده گردید. کبد به عنوان بافت سرطانی انتخاب گردید، با استفاده از تالی شماره 6 مقدار Mev/gram رسیده بر بافت محاسبه گردید. نتایج نشاندهنده آن است که افزایش کسر مولی اکسیژن-18 از 95% به 99%، به طور قابل توجهی بازده فلوئور-18 را افزایش میدهد. به طور خاص جذب فلوئورین دئوکسی گلوکز (FDG) یا همان جذب انرژی در کد MCNP6 تقریبا 15% در غنیسازی 99% افزایش یافت. این امر نشاندهنده آن است که غنیسازی بالاتر میتواند حساسیت و دقت تصویربرداری PET را در تشخیص سرطان بهبود بخشد.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_115089_c9c880201992d4dba2b5ae18a4676eb2.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو2322597114220250823Significant improvement in gamma-ray attenuation properties of borate glasses using bismuth oxide enhancerبهبود قابل توجهی در خواص تضعیف پرتو گاما شیشههای بورات با استفاده از تقویتکننده اکسید بیسموت859611516010.22052/rsm.2025.255795.1084FAمحمدرضاعلی پوردانشکده علوم پایه، گروه فیزیک، دانشگاه امام حسین(ع)، تهران، ایرانمهدیعشقیدانشکده علوم پایه، گروه فیزیک، دانشگاه امام حسین(ع)، تهران، ایرانJournal Article20241114This study investigated the gamma-ray and neutron shielding properties of borate glasses doped with Bi₂O₃ (5-25 mol %) using Geant4 simulations in the energy range of 15 keV to 10 MeV. The mass attenuation coefficient was calculated, which allowed the determination of key gamma-ray shielding parameters. The results showed a significant increase in gamma-ray shielding performance with increasing Bi₂O₃ content. The mass attenuation coefficient ranged from 33.58 at low energies to 0.027 cm2/g at high energies, where Glaas-5 showed the highest mass attenuation coefficient. We also extracted other key parameters, including linear attenuation coefficient, mean free path, tenth layer thickness, and shielding efficiency. Importantly, the thickness required for effective gamma-ray shielding was significantly reduced. The TVL for 1 MEV photons was reduced from 10.5 cm for the glass containing 5% bismuth oxide to only 7.8 cm for the sample containing 25% bismuth oxide. Furthermore, the radiation shielding efficiency was close to 100% for energies below 150 keV. The fast neutron removal cross section also increased with increasing bismuth content. We conclude that the glass containing 25% bismuth oxide (Glass-5) exhibits better shielding properties for gamma photons and fast neutrons, making it a promising option for radiation shielding applications.این مطالعه به بررسی خواص محافظتی پرتو گاما و نوترون شیشههای بورات آلاییده شده با Bi₂O₃ (5-25 مول درصد) با استفاده از شبیهسازیهای Geant4 در محدوده انرژی 15 کیلوالکترونولت تا 10 مگاالکترونولت بررسی شد. ضریب تضعیف جرمی محاسبه شد که امکان تعیین پارامترهای کلیدی محافظتی پرتو گاما را فراهم کرد. نتایج، افزایش قابل توجهی در عملکرد محافظتی پرتو گاما با افزایش محتوای Bi₂O₃ را نشان داد. ضریب تضعیف جرمی از 58/33 در انرژیهای پایین تا 027/0سانتیمتر مربع بر گرم در انرژیهای بالا متغیر بود که در آن Glaas-5 بالاترین ضریب تضعیف جرمی را نشان داد. همچنین پارامترهای کلیدی دیگری از جمله ضریب تضعیف خطی، میانگین مسیر آزاد، ضخامت لایه دهم و راندمان محافظت از پرتو را استخراج کردیم. نکته مهم این است که ضخامت مورد نیاز برای محافظتی پرتو گاما مؤثر بهطور قابل توجهی کاهش یافت. لایه مقدار دهم (TVL) برای فوتونهای 1 مگاالکترونولت از 5/10 سانتیمتر برای شیشه حاوی ۵٪ اکسید بیسموت به تنها 8/7 سانتیمتر برای نمونه حاوی ۲۵٪ اکسید بیسموت کاهش یافت. علاوه بر این، راندمان محافظت در برابر پرتو برای انرژیهای کمتر از ۱۵۰ کیلوالکترونولت نزدیک به 100 درصد بود. سطح مقطع حذف نوترون سریع نیز با افزایش محتوای بیسموت افزایش یافت. ما نتیجه میگیریم که حاوی ۲۵٪ اکسید بیسموت (Glass-5) خواص محافظتی بهتری برای فوتونهای گاما و نوترونهای سریع نشان میدهد و آن را به گزینهای امیدوارکننده برای کاربردهای محافظت در برابر تابش تبدیل میکند.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_115160_89703dad6a2fc1436072deeb913c600e.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو2322597114220250823Preparation of dose response calibration curve for dicentric chromosomes induced by gamma‑raysتهیه منحنی استاندارد دز-پاسخ کروموزومهای دیسانتریک القا شده با پرتوهای گاما9710211516110.22052/rsm.2025.256553.1107FAسیدابوالقاسمحائریپژوهشکده رآکتور، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، تهران، ایرانسیدعلیموسویزادهمرکز نظام ایمنی هستهای کشور، سازمان انرژی اتمی ایران، تهران، ایرانمحمدرضافرشیدپورمرکز نظام ایمنی هستهای کشور، سازمان انرژی اتمی ایران، تهران، ایرانمحمدرضارجب پورمرکز نظام ایمنی هستهای کشور، سازمان انرژی اتمی ایران، تهران، ایرانJournal Article20250318In various radiation accidents, good estimation of absorbed dose in the victims is very important and influences the medical treatment decisions. Dicentric assay (metaphase analysis) is the most common cytogenetic method for biological estimation of radiation absorbed dose. In this method, the unstable chromosomal aberrations (dicentric) in the cultured lymphocytes are scored and converted to absorbed dose. Despite the improvement in the methods and using similar statistical programs in different biodosimetry laboratories, they make different biodosimetry results. The International Atomic Energy Agency has recommended that each laboratory prepare its own dose-response curve. To prepare a curve for the Iran Nuclear Regulatory Authority biodosimetry lab, after obtaining blood samples from 5 volunteers (three men and two women in the age range of 35 to 45 years), the samples were irradiated with different doses (0.1, 0.25, 0.5, 0.75, 1, 2, 3 and 4 Gy) of gamma ray (Cobalt 60). After isolation and culturing of lymphocytes, cultures were treated with colcemid at 45 hours and harvested at 48 hours. After coding and painting of the slides, the dicentric aberrations in the metaphase spreads were scored and then using the Dose Estimate software, the standard dose response curve of human blood lymphocytes for different doses of gamma radiation was depicted. In order to check the curve efficiency, two other samples with unknown radiation doses are scored and the biological dosimetry results compared with the physical doses and the accuracy of dose response curve was confirmed.در سوانح پرتوی مختلف، تخمین صحیح میزان پرتوگیری افراد پرتودیده از اهمیت خاصی برخوردار بوده و از عوامل اصلی مؤثر در تصمیمگیریهای پزشکی و درمان مصدومین پرتوی است. هدف دزیمتری بیولوژیکی، تخمین میزان پرتوگیری افراد به کمک بررسی تغییرات کمّی و قابلاندازهگیری صدمات پرتوی در سیستمهای بیولوژیک به دنبال پرتوگیری است. روش آنالیز متافاز، متداولترین روش سیتوژنتیکی برای تخمین بیولوژیکی میزان پرتوگیری افراد است. در این روش، تعداد آسیبهای ناپایدار کروموزومی دیسانتریک شمارششده در کشت لنفوسیتهای خون محیطی، مقدار دز جذبشده را توصیف نموده و معیاری برای تخمین میزان پرتوگیری فرد است. با وجود بهبود روشها و اتخاذ برنامههای آماری مشابه در بررسی اطلاعات در آزمایشگاههای بیودزیمتری مختلف، تفاوت معنیداری در بین نتایج آزمایشگاههای بیودزیمتری ملاحظه میشود و آژانس بینالمللی انرژی اتمی پیشنهاد میکند که هر آزمایشگاه، منحنی دز - پاسخ خود را تهیه و استفاده کند. برای تهیه منحنی دز-پاسخ در آزمایشگاه بیودزیمتری مرکز نظام ایمنی هستهای کشور، پس از تهیه نمونه خون کامل از 5 داوطلب (سه مرد و دو زن) در محدوده سنی 35 تا 45 سال، نمونهها با دزهای مختلف 1/0، 25/0، 5/0، 75/0، 1، 2، 3 و 4 گری پرتو گاما (ساطعشده از چشمه کبالت 60) پرتودهی شدند. پس از جداسازی و کشت لنفوسیتها، سلولها در ساعت 45 با کلسمید تیمار شده و در ساعت 48 محصول برداری شدند. پس از کدگذاری و رنگآمیزی سلولها، مطالعات میکروسکوپی اسلایدها انجام شده و تعداد بیراهیهای کروموزومی دیسانتریک در گسترههای متافازی مورد بررسی ثبت شد. پس از تعیین تعداد بیراهیها در دزهای مختلف و با استفاده از نرمافزار Dose Estimate، ارتباط میان تعداد بیراهیهای ناپایدار کروموزومی با مقدار دز پرتو استخراج و منحنی استاندارد دز-پاسخ تهیه شد. برای تأیید کارایی منحنی رسم شده، از دو نمونه پرتودیده با دزهای نامعلوم استفاده شد و مقایسه نتایج دزیمتری بیولوژیکی استخراج شده از منحنی با دزهای فیزیکی، صحت دز بیولوژیکی را تأیید نمود.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_115161_aec348369e44723875eb1d9fc01ad79d.pdfانجمن حفاظت در برابر اشعه ایرانمجله سنجش و ایمنی پرتو2322597114220250823Investigation of the effect of environmental chemical conditions (pH) and time on the gamma radiation attenuation coefficient of rocksبررسی تاثیر شرایط شیمیایی محیط (pH) و زمان بر ضریب جذب پرتو گاما سنگها10311611516210.22052/rsm.2025.257296.1144FAسهندگل محمدیگروه مهندسی معدن، دانشکده مهندسی، دانشگاه کاشان، کاشان، ایرانمجیدنوریان بیدگلیگروه مهندسی معدن، دانشکده مهندسی، دانشگاه کاشان، کاشان، ایراناحمدرمضانی مقدم آرانیگروه فیزیک هسته ای، دانشکده فیریک، دانشگاه کاشان، کاشان، ایرانJournal Article20250805Rocks, as natural barriers, play a crucial role in reducing the spread of radiation in radioactive waste disposal structures as well as in residential and office buildings. Therefore, the long-term stability of their shielding performance against variable environmental chemical conditions is of great importance. In this study, the effect of environmental chemical conditions—including different pH values (3, 4, 6, 9, and 10) and solution–sample contact time up to 24 months—on the mass attenuation coefficient of gamma rays in four types of natural stones (granite, travertine, magnetite, and hornblende) was investigated. For this purpose, three complementary approaches were employed: experimental testing using a Geiger–Müller detector, Monte Carlo simulations with the MCNPX code, and reference data from the XCOM database. First, the attenuation coefficient was determined under dry conditions, and then the samples were immersed in solutions of different pH values. The results showed that magnetite, with a mass attenuation coefficient of about 0.062 cm²/g, exhibited high shielding efficiency due to its high density and iron content (72%), but in acidic conditions (pH = 3) this coefficient decreased by up to 20%. Granite demonstrated the highest stability, with less than 10% variation across the examined pH range, making it a suitable option for deep disposal structures. In contrast, travertine exhibited a 30% reduction in acidic environments due to calcite dissolution, and hornblende showed a 15% decrease in alkaline conditions (pH = 10) due to silicate network degradation. Moreover, the contact time with solutions had a nonlinear and significant effect on reducing the shielding capacity of the rocks. The strong agreement between the results obtained from different methods (with less than 5% discrepancy) confirms the accuracy and reliability of the findings for the safe design of high-level radioactive waste disposal systems.سنگها بهعنوان موانع طبیعی، نقش مهمی در کاهش گسترش تشعشعات در سازههای دفن پسماندهای رادیواکتیو و همچنین داخل ساختمانهای اداری و مسکونی دارند. لذا، پایداری عملکرد حفاظتی آنها در برابر شرایط شیمیایی متغیر محیط طی زمان، اهمیت بالایی دارد. در این پژوهش، تأثیر شرایط شیمیایی محیط شامل مقادیر مختلفpH ، (3، ۴، ۶، ۹ و ۱۰) و زمان تماس محلول با نمونه تا ۲۴ ماه، بر ضریب جذب جرمی پرتو گاما چهار نوع سنگ طبیعی شامل گرانیت، تراورتن، مگنتیت و هورنبلند بررسی شده است. برای این منظور، از سه روش مکمل شامل؛ آزمایش تجربی با آشکارساز گایگر-مولر، شبیهسازی مونتکارلو با کد MCNPX و دادههای پایگاه XCOM استفاده گردید. ابتدا ضریب جذب در شرایط خشک تعیین و سپس نمونهها در محلولهایی با pH مختلف غوطهور شدند. نتایج نشان داد مگنتیت با ضریب جذب حدود cm²/gr 062/0 بهدلیل چگالی بالا و محتوای آهن (۷۲٪)، عملکرد حفاظتی بالایی را دارد، اما در محیط اسیدی (pH=3) این ضریب تا ۲۰ درصد کاهش مییابد. گرانیت با تغییرپذیری کمتر از ۱۰ درصد در دامنه pH مورد بررسی، پایدارترین سنگ و گزینهای مناسب برای سازههای دفن عمیق است. در مقابل، تراورتن در محیط اسیدی بهدلیل انحلال کلسیت، کاهش ۳۰ درصدی و هورنبلند در محیط قلیایی (pH=10) بهدلیل تخریب شبکه سیلیکاتی، کاهش ۱۵ درصدی در ضریب جذب را نشان دادند. همچنین، زمان تماس با محلولها اثری غیرخطی و محسوس بر کاهش توان حفاظتی سنگها دارد. همخوانی مناسب نتایج حاصل از روشهای مختلف (با اختلاف کمتر از ۵ درصد)، دقت و قابلیت اعتماد یافتهها را تأیید میکند.https://rsm.kashanu.ac.ir/article_115162_14582956cc4f4e741c73ad44bcdbc328.pdf