فهرست مطالب

نشریه سنجش و ایمنی پرتو
سال چهارم شماره 2 (پیاپی 14، بهار 1395)

  • تاریخ انتشار: 1395/03/26
  • تعداد عناوین: 7
|
  • طراحی و ساخت یک سیستم جدید پرتونگاری نوترونی در رآکتور تحقیقاتی تهران
    محمدحسین چوپان دستجردی، حسین خلفی، یاسر کاسه ساز، جواد امامی، حسین قدس، ارسلان عزتی صفحات 1-8
    برای دستیابی به یک باریکه ی نوترون حرارتی برای مقاصد پرتونگاری نوترونی، یک کولیماتور جدید نوترون در رآکتور تحقیقاتی تهران طراحی، نصب و مشخصه یابی شده است. رآکتور تحقیقاتی تهران، با قدرت 5 مگاوات از نوع استخرباز با کندکننده ی آب سبک و دارای هفت بیم تیوب می باشد. کولیماتور نوترونی، که قسمت مهمی از سیستم پرتونگاری نوترونی است، درون بیم تیوب شش اینچی E نصب شده است. طراحی کولیماتور با استفاده از کد MCNPX انجام شده است. در طراحی کولیماتور نوترونی به منظور بهبود کیفیت باریکه، از پلی کریستال بیسموت به عنوان فیلتر گاما و گرافیت به عنوان کندکننده نوترون های سریع استفاده شده است. بر اساس این طراحی، نسبت L/D کولیماتور در محدوده ی 150 تا 250 قابل تغییر است. شار نوترون حرارتی در صفحه ی تصویر بین مقادیر n cm-2 s-1 106 × 5/6 تا 106 × 6/2 می تواند متفاوت باشد. اندازه گیری های اولیه بر روی باریکه ی نوترونی پس از نصب کولیماتور درون بیم تیوب با استفاده از فعال سازی پولک های ایندیوم برای اندازه گیری شار نوترون و دزیمتر TLD700 برای اندازه گیری دز گاما انجام شده است. نتایج نشان می دهد که تطابق خوبی بین نتایج محاسباتی و اندازه گیری وجود دارد و هم چنین باریکه ی نوترونی سیستم حاضر، جهت مقاصد پرتونگاری نوترونی کیفیت مناسبی دارد و پارامترهای آن قابل قیاس با سایر سیستم های پرتونگاری نوترونی در دنیا است.
    کلیدواژگان: پرتونگاری نوترونی، کولیماتور نوترون، MCNP، رآکتور تحقیقاتی تهران
    چکیده مشاهده متن زبان: فارسی
  • مطالعه اثر کربن بر پاسخ EPR نمونه هیدروکسی اپتایت سنتز شده به روش شیمیایی تحت تابش پرتوهای گاما
    عباس نوری، فرهود ضیایی، مصطفی شفایی صفحات 9-14
    در این کار پژوهشی اثر کربن دار کردن به روش جانشینی گروه عاملی کربنات (CO3-2) در ترکیب شیمیایی مواد اولیه سازنده HAP بر پاسخ EPR ماده هیدروکسی اپتایت از دیدگاه دزیمتری بررسی شده است. ابتدا نانو پودر هیدروکسی اپتایت مصنوعی به روش رسوب دهی شیمیایی با جایگزینی بنیاد کربنات (CO3-2) در جایگاه گروه عاملی فسفات (PO4-3) در ساختار هیدروکسی اپتایت استیکیومتری (Ca10(Po4)6(OH)2) تولید شد. مشخصه یابی HAP به وسیله ی ابزارها و آزمونهایXRD و FTIR انجام شد. سپس نمونه ها تحت پرتوهای گامای حاصل از چشمه ی کبالت 60 با دزهای 1،5،10،20،50،80 کیلو گری پرتودهی گردیده و پاسخ EPR مربوط به نمونه های پرتو دیده در دمای اتاق و در مجاورت هوا اندازه گیری شد. پاسخ EPR به صورت خارج قسمت ارتفاع قله تا قله سیگنال EPR به جرم هر کدام از نمونه ها محاسبه و نتایج مقایسه گردید. نتایج به دست آمده از این بررسی نشان می دهد که با افزایش کربن در ساختار هیدروکسی اپتایت باعث افزایش پاسخ EPR آن شده و در دز جذبی پرتو بالاتری به اشباع می رسد.
    کلیدواژگان: دزیمتری به روش EPR، هیدروکسی اپتایت، رادیکال آزاد
    چکیده مشاهده متن زبان: فارسی
  • محاسبات دز نوترون در حادثه بحرانیت JCO در Tokaimura با کد MCNPX
    محمدرضا شجاعی، حسین محمدی صفحات 15-20
    هدف از این مطالعه تهیه مدلی برای ارزیابی اثرات بحرانیت هسته ای در واحد های فرآیندی غیر راکتوری و بررسی تاثیر فاصله بر کاهش دز و طیف انرژی نوترون می باشد. در تحقیق حاضر میزان دز دریافتی در فواصل 5/0 تا 45 متر از محل حادثه با استفاده از کد مونت کارلو MCNPX مورد بررسی قرار گرفت. طیف انرژی نوترون در داخل مخزن و بر روی آشکارسازهای شبیه سازی شده در فواصل 20،25و30 متر مورد مطالعه قرار گرفت و تاثیر فاصله بر طیف انرژی نوترون به دست آمد. جهت اعتبار بخشی به نتایج شبیه سازی، این نتایج با داده های تجربی حاصل از اندازه گیری در زمان بروز حادثه مقایسه گردید و مشخص شد هیچ گونه اختلاف معنی دار آماری بین نتایج وجود ندارد. نتایج تحقیق نشان می دهد از این مدل شبیه سازی شده می توان برای زمان حضور پرسنل در هنگام بروز حادثه، طراحی اتاق کنترل و جانمایی تجهیزات پایش محیطی بحرانیت استفاده کرد. همچنین با توجه به میزان حد دز سالیانه پرتوگیری شغلی، زمان مجاز کار پرتوکاران در فاصله 50 متری از محل بروز حادثه با اعمال فرضیات لازم حدود 3 ساعت تعیین گردید.
    کلیدواژگان: حادثه بحرانیت هسته ای، دزیمتری نوترون، شبیه سازی MCNPX، طیف انرژی نوترون
    چکیده مشاهده متن زبان: فارسی
  • مطالعه اسپکتروسکوپی اثر محافظ پرتویی نمک سریم بر تغییرات ساختاری پروتئین آلبومین سرم گاوی القاء شده توسط پرتو گاما
    مستعان بحرینی پور، سیدعلی موسوی زرندی، هاجر زارعی، خدیجه اسکندری صفحات 21-28
    پرتوهای یونیزان مانند پرتو گاما می توانند موجب تغییرات ساختاری و در نتیجه عملکردی پروتئین ها شوند. در این پژوهش، اثر پرتو گاما با دز درمانی 3 گری و اثر محافظ پرتویی نمک سریم(H8N8CeO18) بر ساختار و بارسطحی پروتئین آلبومین سرم گاوی (BSA) بررسی شد. ساختار اول، دوم، سوم و بار سطحی پروتئین BSA به ترتیب با استفاده از طیف سنجی UV-Vis، دورنگ نمایی دورانی (CD)، طیف سنجی فلوئورسانس و پراکندگی نور الکتروفورز (ELS) مورد مطالعه قرار گرفت. نتایج نشان داد که دز 3 گری پرتو گاما، پیوندهای کووالانسی پروتئین را تخریب نکرده و بنابراین ساختار اول حفظ شده است. از طرف دیگر، ساختار دوم و سوم پروتئین پرتو دیده تغییر یافته و BSA غیرطبیعی شده است. نتایج CD بیانگر کاهش %7 ساختار دوم آلفا و افزایش در ساختار نامنظم است.همچنین نتایج نشان داد که سریم یک محافظ پرتویی قوی جهت مهار تغییرات ایجاد شده در ساختار دوم و سوم پروتئین BSA پرتودیده می باشد.
    کلیدواژگان: پرتوهای یونیزان، پرتو گاما، دز درمانی، محافظ پرتویی، آلبومین سرم گاوی، طیف سنجی، الکتروفورز، پراکندگی نور
    چکیده مشاهده متن زبان: فارسی
  • ساخت دزیمتر EPR نانوبلور استرانسیوم سولفات آلاییده با دیسپرسیوم و بررسی خواص دزیمتری آن
    خدیجه رضایی ابراهیم سرایی، حمید عباسی، ایرج جباری صفحات 29-38
    خواص دزیمتری نواقص بلوری القا شده در دزیمترهای میله ای نانوبلور استرانسیوم سولفات خالص و آلاییده با دیسپرسیوم به مقدار 2/0 درصد مولی برای تابش گاما با استفاده از روش تشدید پارامغناطیسی الکترون (EPR) در محدوده ی دزهای بالا در بازه ی 10 تا 15000 گری بررسی شد. مهم ترین سیگنال های EPR با فاکتور تمایز دهنده ی طیف سنجی (g-value) 0036/2g=، 0090/2g=، ، 0160/2g=، مشاهده شدند که به ترتیب مربوط به قله های SO3 ، SO4 و O3 ایجاد شده توسط تابش گاما در این دزیمترهای میله ای بودند. شدت سیگنال های EPR با افزایش دز جذبی تا دز 10000 گری به صورت خطی افزایش یافتند.
    در این تحقیق با استفاده از روش هم رسوبی پودر نانوبلور استرانسیوم سولفات و آلاییده با دیسپرسیوم و تربیوم ساخته شده و با استفاده از مواد نگه دارنده ی پارافین وکس و EVA که در طیف سنجی EPR نویز وارد نمی کنند به صورت دزیمتر میله ای درآمدند. با مقایسه ای که بین طیف EPR حاصل از آلاینده ی متفاوت و غلظت آلایش متفاوت انجام شد. بیشترین شدت را قله ی استرانسیوم سولفات آلاییده با 2/0 درصد مولی دیسپرسیوم داشت، لذا برای مقایسه ی اصلی با استرانسیوم سولفات خالص انتخاب شد. در ادامه شدت قله های SO3 ، SO4 و O3 در بازه ی دزیمتری 10 تا 15000 گری برای دو نوع دزیمتر میله ای نانوبلور استرانسیوم سولفات خالص و استرانسیوم سولفات آلاییده با 2/0 درصد مولی دیسپرسیوم بررسی شد که طبق نتایج این بررسی آلاییدن استرانسیوم سولفات با 2/0 درصد مولی دیسپرسیوم علاوه بر افزایش حدود سه برابری حساسیت آن، بازه ی دزیمتری آن را بیش از ده برابر بهتر می کند.
    کلیدواژگان: دزیمتر EPR، نانوبلور، استرانسیوم سولفات آلاییده با دیسپرسیوم و تربیوم
    چکیده مشاهده متن زبان: فارسی
  • تعیین شدت و طیف نوترون های به وجودآمده در حین تولید رادیوایزوتوپ 18F
    ناهید حاجیلو، سمیه رخشانی، غلامرضا رئیس علی، سعید حمیدی صفحات 39-44
    رادیودارویFDG(18-Fluoro-Deoxy-Glucose) از طریق واکنشH218O(p،n)18F و گذراندن فرآیند شیمیایی، با استفاده ازپروتون های با انرژی MeV17حاصل از شتابدهنده سیکلوترون Cyclone30در پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای تولید می شود. شدت نوترون های تولیدی در این واکنش و محاسبه طیف آن ها به لحاظ ایمنی و به منظور بررسی حفاظ پرتوها ضروری است. در این مقاله با بهره گیری از کدهای کامپیوتری SRIM 2003 و ALICE و نیز استفاده از اطلاعات ارائه شده در مراجع، شدت و طیف نوترون ها محاسبه شد. به منظور اطمینان از صحت محاسبات انجام شده، حفاظ پرتوها با استفاده از کد کامپیوتری MCNP،4c شبیه سازی شد و از نتایج محاسبات مربوط به شدت و طیف نوترون ها به عنوان مشخصات چشمه استفاده شد. سپس دز معادل نوترون ها در فاصله مشخصی از چشمه محاسبه و با مقدار تجربی مقایسه گردید که تطابق قابل قبولی را نشان داد.
    کلیدواژگان: واکنشH218O(p، n)18F، سیکلوترونCyclone30، کد ALICE، برنامه SRIM، نوترون های پر انرژی، حفاظ پرتویی
    چکیده مشاهده متن زبان: فارسی
  • محاسبات نوترونیک قلب رآکتور VVER-1000 بوشهر و بررسی ارزش میله کنترل توسط کد MCNPX
    مهدی نصری نصرآبادی، بهزاد تیموری، خدا داد اکبری صفحات 45-51
    در این تحقیق اطلاعات لازم از نیروگاه هسته ای بوشهر جهت انجام شبیه سازی فراهم گردیده و محاسبات نوترونیک آن با کد MCNPX انجام شده است. سپس نتایج حاصل از کد با حداقل یکی از داده های تجربی مربوط به این رآکتور راستی آزمایی شد. در این کار با نوشتن و بکارگیری برنامه ای جامع و حل آماری معادله پخش، شار نوترون به دست آمد و سپس با تعیین پارامترهای مختلفی از جمله ضریب تکثیر بی نهایت بر حسب فلوئنس، ارزش میله های کنترل برای گروه های 10 و 9 در حالت Hot Zero Power (HZP) محاسبه گردید.
    کلیدواژگان: رآکتور VVER، 1000، محاسبات نوترونیک قلب، ضرایب رآکتیویته، ارزش میله کنترل، Hot Zero Power
    چکیده مشاهده متن زبان: فارسی
|
  • Design and construction of a new neutron radiography system at Tehran Research Reactor
    Mohammad Hosein Choopan Dastjerdi, Hosein Khalafi, Yaser Kasesaz, Javad Emami, Hosein Ghods, Arsalan Ezzati Pages 1-8
    In order to achieve a thermal neutron beam for neutron radiography applications, a new neutron collimator has been designed, installed and characterized at Tehran Research Reactor (TRR). TRR is a 5 MW, open pool and light water coolant reactor with seven beam tubes. Neutron collimator that is an important part of neutron radiography system was installed in the six inch E beam tube. Collimator design was performed using MCNPX code. To improve the beam quality, polycrystalline bismuth as gamma filter and graphite as fast neutron moderator were used. Based on this design, the L/D of the system ranges between 150 to 250. The neutron flux at the image plane can be varied from 2.6x106 n cm-2 s-1 to 6.5x106 n cm-2 s-1. Preliminary measurements of the neutron beam were performed using foil activation method and TLD700 dosimeter for measuring neutron flux and gamma dose rate respectively after installation of the collimator in the beam tube. Results show that the measurements are in a good similarity with calculations and also the obtained beam has a good quality for neutron radiography applications and the parameters of this beam is comparable with other neutron radiography systems around the world.
    Keywords: Neutron radiography, Neutron collimator, MCNP, Tehran Research Reactor
    Abstract View Paper Original: Persian
  • Study on carbon effect on EPR response of gamma irradiated hydroxyapatite synthesized via chemical method
    Abbas Noori, Farhood Ziaie, Mostafa Shafaei Pages 9-14
    In this research work, effect of carbonate content on EPR response of gamma irradiated HAP were investigated. The carbonated HAP samples were prepared by substitution of carbonate group into HAP structure via chemical method. Fourier Transform Infrared (FTIR) spectroscopy and X-ray diffraction (XRD) methods were used to investigate the structural changes of the samples. Then, the samples were subjected to different gamma doses of 1, 5, 10, 20, 50 and 80 kGy and their EPR responses were measured. Results showed that EPR signal due to CO­2- radical increased with increasing carbonate content.
    Keywords: EPR dosimetry, Hydroxyapatite, Free radicals
    Abstract View Paper Original: Persian
  • Calculation of neutron dose in the JCO criticality accident in Tokaimura with MCNPX
    Mohammadreza Shojaei, Hosein Mohammadi Pages 15-20
    Recognizing the accident and estimating absorbed doses at the incident time, is one of the requirements for radiation safety. The aim of this paper is designing a model for assessment of nuclear criticality effectiveness in non-reactor units and evaluation of the effect of variation of distances on dose rate and neutron energy spectrum. In this study neutron dose-rate was simulated between 0.5m to 45m from accident location by using MCNPX monte carlo code. The neutron energy spectrum was estimated in the tank and over the detectors at 20m, 25m and 30m. Experimental results of JCO accident in Japan and simulation results were compared with our results for validation. Statistical analyses showed that there is no significant difference between results. Therefore, by using this model we can design for control room and placement of monitoring equipment. Maximum allowable time for workers at the 50m from accident location obtained approximately 3 hours with implementation of essential hypothesis, according to the annual dose limit of occupational exposure.
    Keywords: Nuclear criticality accident, Neutron dosimetry, Simulation, MCNPX, Neutron energy spectrum
    Abstract View Paper Original: Persian
  • Radio protective effects of Cerium Salt against Gamma-ray-induced structural changes in Bovine Serum Albumin
    Mostean Bahreinipour, Seyed Ali Mousavi Zarandi, Hajar Zarei, Khadijeh Eskandari Pages 21-28
    Ionizing radiation such as γ-radiation causes deleterious effects on protein.In this research,the effect of gamma radiation in the therapeutic dose of3 Gy and radioprotection of cerium salt (H8N8CeO18) on the structure and surface charge of bovine serum albumin (BSA) was studied. The first, secondary, tertiary structure and surface charge of BSA using UV-Vis spectroscopy, Circular dichroism (CD) and electrophoretic light scattering (ELS) were investigated. The results show that covalent bounds of protein were not destroyed in dose of 3 Gy of gamma irradiation indicating that the first structure of BSA is preserved. But, the secondary and tertiary structures of irradiated BSA proteins has been changed. The result of CD studies shows a 7% decrease in α-helix and an increase in other secondary structures for irradiated BSA in comparison to non- irradiated ones. Results also show that Cerium salt can be a strong radio protector to inhibit changes of secondary and tertiary structures of irradiated BSA protein.
    Keywords: Ionizing radiation, therapeutic dose, radioprotection, bovine serum albumin, spectroscopy, electrophoretic light scattering
    Abstract View Paper Original: Persian
  • Synthesis of SrSO4: Dy nano-crystalline as an EPR dosimeter and studying its dosimetry features
    Khadijeh Rezaee Ebrahim Saraee, Hamid Abbasi, Iraj Jabbari Pages 29-38
    The dosimetric characteristics of γ-radiation induced defects in strontium sulfate rod dosimeter were investigated using electron paramagnetic resonance (EPR) technique focusing on the dose range of 10–15000 Gy. The most significant EPR signals of spectroscopic splitting factor (g-value) g=2.0036 ¡ g=2.0090 and g=2.0160 were observed and attributed respectively to the SO4¯, SO3¯ and O3¯ peaks, which were created by gamma radiation. The intensity of the signals increases linearly with increasing absorbed doses up to 10000 Gy.
    In this research, nano-crystalline of SrSO4:Dy, SrSO4:Tb and SrSO4:Dy&Tb with grain sizes of 45–55nm has been prepared by the co-precipitation method. EVA and paraffin wax were selected as binding materials for strontium sulfate. It was not observed any interferences or noises in the EPR signal. The spectrum of SrSO4 with different dopants and concentrations were compared. The results showed that SrSO4 doped with 0.2 mole % dysprosium has high intensity. Then it was chosen for comparing with pure SrSO4. The intensity of SO4¯, SO3¯ and O3¯ peaks in the dosimetry range 10-15000 Gy for both EPR dosimeters of pure SrSO4 and SrSO4: Dy (0.2%mol) were compared. The obtained results revealed increase in sensitivity and dosimetry range of SrSO4:Dy (0.2%mol) by factors of three and ten, respectively.
    Keywords: EPR dosimeter, Nano crystalline, SrSO4: Dy, Tb
    Abstract View Paper Original: Persian
  • Determination of intensity and energy spectrum of neutrons during the production of radiopharmaceutical FDG
    Nahid Hajiloo, Somayyeh Rakhshani, Gholamreza Raisali, Saeed Hamidi Pages 39-44
    Neutron spectrum and intensity that produced from H218O target bombardment were determined. SRIM and ALICE computer codes were applied to H218O target and its Titanium window for 17 MeV incident proton beam from cyclotron Cyclone30. Using calculated neutron intensity and spectrum as the source, equivalent dose rate at a certain distance from the target was calculated by the MCNP computer code and compared with the measured value.
    Keywords: H218O(p, n)18F, Cyclotron cyclone30, ALICE code, SRIM program, Radiation shielding, High energy neutrons
    Abstract View Paper Original: Persian
  • Neutronic core calculations of Bushehr VVER-1000 reactor and investigating the control rod worth using MCNPX code
    Mehdi Nasri Nasrabadi, Behzad Teimouri, Khodadad Akbari Pages 45-51
    In this research, required information to simulate and perform neutronic calculations for Bushehr nuclear power plant using the MCNPX code was provided. The results of the code were verified with at least one of the operational data from the reactor. In this work, by writing and implementing a comprehensive program to solve the equations of statistical distribution, neutron flux was obtained and then various parameters including the infinite multiplication factor in terms of fluence were calculated and the control rod worth for Groups 9 and 10 were calculated at Hot Zero Power (HZP) state.
    Keywords: VVER, 1000 reactor, Core neutronic calculations, Reactivity coefficients, Control rod worth, Hot zero power
    Abstract View Paper Original: Persian