فهرست مطالب

  • سال سوم شماره 2 (پیاپی 10، بهار 1394)
  • تاریخ انتشار: 1394/03/23
  • تعداد عناوین: 7
|
  • خدیجه رضایی ابراهیم سرایی، علیرضا تاجری، سعید پورعجم بافرانی، ایرج جباری صفحات 1-6
    در این تحقیق، ترکیبی از خاک پسماند معدن سرب نخلک و سیمان با درصدهای متفاوت اسید بوریک به منظور ساخت حفاظ مناسب برای تابش های نوترون و گامای گسیل شده از چشمه نوترونیAm-Be استفاده شده است. به وسیله سیستم پرتودهی نوترون حرارتی موجود در دانشگاه اصفهان و TLDهای نوع GR-206 و GR-207، میزان کاهش آهنگ دز نوترون توسط نمونه های ساخته شده بررسی شد. تغییرات آهنگ دز نوترون، مقاومت فشاری و میزان فعال شدن نمونه ها در اثر تابش نوترون اندازه گیری شد. تاثیر مقدار اسید بوریک در ترکیب حفاظ ساخته شده بر روی ضریب میرایی جرمی کل تابش گاما، توسط نرم افزار WINXCOM بررسی شد. با استفاده از الگوریتم ژنتیک، مقدار بهینه اسید بوریک و میزان کاهش در آهنگ دز نوترون به ترتیب 15/53 درصد و 1/90 درصد به دست آمد. همچنین برای حفاظ با مقدار بهینه اسید بوریک، ضریب میرایی جرمی کل برای تابش گاما با انرژی MeV 438/4 و مقاومت فشاری به ترتیبcm2/g 03262/0 و Kg/cm2 36/120 به دست آمد.
    کلیدواژگان: حفاظ نوترون و گاما، اسید بوریک، چشمه امرسیوم-برلیوم
  • احسان علی بیگی، محمدرضا قاسمی، مجتبی شمسایی صفحات 7-14
    با توجه به نیاز و کاربرد وسیع آشکارساز های نوترون به ویژه در رآکتورهای هسته ای و همچنین افزایش تعداد دستگاه های شتاب دهنده خطی، طراحی و ساخت آن ها یک امر ضروری به حساب می آید. هدف این مقاله، ساخت آشکارساز نوترون باقابلیت جبران سازی پاسخ گاما و دمای محیط است. برای ساخت این آشکارساز ازترموکوپل های ویژه ای که محل اتصال سیم ها (نقطه داغ ترموکوپل) در آن باکاربید بور پوشش دهی شده است، استفاده شد. دریک شار نوترونی در محیط، ترموکوپل پوشش داده شده با کاربید بور به دلیل برهم کنش اتم های بور با نوترون ها و آزاد شدن ذرات آلفای پرانرژی (باانرژی 31/2MeV) باعث تولید ولتاژی در دو سر نقطه اتصال ترموکوپل ها می شود. ولتاژ (سیگنال) ترموکوپل، متناسب است با چگالی ذرات نوترون و برای حذف اثر پرتوهای گاما و دمای محیط از ترموکوپل های پوشش دهی شده با آلومینیوم به صورت تفاضلی در آشکارساز قرار داده می شود، زیرا به لحاظ عدد اتمی، چگالی اتمی و ضریب رسانایی گرمایی و ظرفیت گرمایی به کاربید بور نزدیک می باشد. این آشکارساز در ستون حرارتی رآکتور تحقیقاتی تهران مورد آزمایش قرار گرفت و آستانه شار اندازه گیری شده به وسیله آن آشکارساز با آزمایش فویل ایندیم 108×526/1 n/cm2-sبه دست آمد.
    کلیدواژگان: آشکارساز نوترون، ترموپیل، جبران سازی پاسخ گاما، فویل ایندیم، ستون حرارتی رآکتور تحقیقاتی تهران
  • بهاره آذروند، رضا ایمانی راد صفحات 15-20
    گاز رادون یک ماده رادیواکتیو است که توسط فروپاشی عناصر رادیوم، اورانیوم و توریم ایجاد می شود. یکی از راه های ورود این گاز به محیط پیرامون، آب ها هستند، به خصوص آب های معدنی که به دلیل عبور از بین سنگ های رسوبی املاح متفاوتی از اورانیوم و توریم دارند و می توانند در اثر تجزیه، تبدیل به گاز رادون شوند. گاز رادون محلول در آب، به راحتی می تواند از محیط آبی وارد هوای پیرامون خود گردیده و در صورت تجمع و عدم تهویه مناسب به مرور زمان بر مقدار آن افزوده شده و به محدوده خطرناکی از پرتوزایی برسد. لذا توجه به میزان و نحوه توزیع غلظت این گاز در مکان های بسته وطراحی سیستم های تهویه مناسب جهت تخلیه این گاز از فضاهای بسته ضروری است. با توجه به مطالب فوق، مطالعه بر روی آبگرم های معدنی شهر سرعین که اخیرا مسقف گردیده اند، به عنوان مورد مناسبی برای تحقیق و مطالعه تعیین غلظت رادون در فضای آبگرم، به روش تجربی و با استفاده از آشکارسازهای CR-39 و مقایسه مقادیر حاصل با نتایج تحلیل عددی انتخاب شده است. در طرح مذکور از نرم افزار محاسبات عددی دینامیک سیالات FLUENT که روشی بسیار کم هزینه در تعیین الگوهای سیال هوایی و غلظت آلاینده ها در مکان های بسته می باشد،جهت تعیین توزیع گاز رادون استفاده شده است. بررسی ها نشان می دهد در نمونهاستخر مسقف بررسی شده، نتایج عددی انطباق خوبی با مقادیر به دست آمده از آزمایشات تجربی نشان می دهد.
    کلیدواژگان: رادون، CFD، آشکارساز، Fluent، شبیه سازی، آبگرم معدنی
  • میر رشید حسینی اقدم، حمیدرضا باغانی، سید ربیع مهدوی، سید محمود رضا آقامیری صفحات 21-26
    با توجه به گسترش علوم و فنون در زمینه پزشکی و نیاز بیش از پیش به افزایش دقت و کیفیت درمان، سبب توسعه روش های درمانی مختلف شده است، به طوری که تقریبا در دو دهه اخیر پرتو درمانی حین عمل جراحی (IORT) به عنوان یکی از تکنیک های جدید برای درمان بیماران مبتلا به سرطان استفاده می شود. یکی از مهم ترین مشکلات این روش به دست آوردن دزیمتری دقیق است، زیرا نه قبل و نه بعد از عمل جراحی تصاویر گرفته شده از ناحیه پرتو داده شده بیمار، به طور دقیق با هم مطابقت ندارند. بنابراین خصوصیات دزیمتریک شتاب دهنده های مورد استفاده در پرتودرمانی حین عمل جراحی در مقایسه با شتاب دهنده های معمولی، متفاوت و مشکل تر است. هدف اصلی این تحقیق بررسی سر شتاب دهنده سبک و قابل حمل پرتودرمانی حین عمل LIAC و محاسبه ویژگی های دزیمتری آن است. برای این منظور سر شتاب دهنده LIAC با استفاده از روش مونت کارلو (MCNP) شبیه سازی شد. سپس به کمک منحنی های درصد دز عمقی به دست آمده از اندازه گیری تجربی برای اپلیکاتور الکترونی مرجع (cm10) در تمامی انرژی های شتاب دهنده، مدل شبیه سازی شده اعتبارسنجی شد. به طوری که اندازه گیری های تجربی با شتاب دهنده الکترونی LIAC مدل MeV 12 انجام شد. درنهایت برخی از ویژگی های دزیمتری از جمله بیشینه دز جذبی در داخل فانتوم معادل آب(Dm) ، عمق بیشینه دز(dm) ، عمقی که دز نصف می شود(R50) ، برد عملی(Rp) و پروفایل دز و دیگر پارامترهای دزیمتری برای اپلیکاتور مرجع (cm10) در تمامی انرژی های شتاب دهنده ارزیابی شد. نتایج حاصل شده از این کار نشان می دهد که شتاب دهنده LIAC به گونه ای طراحی شده که مخصوص روش پرتودرمانی حین عمل است.
    کلیدواژگان: پرتودرمانی حین عمل جراحی، شتاب دهنده LIAC، ویژگی های دزیمتری، کد مونت کارلو MCNP
  • محسن محرابی، مصطفی زاهدی فر، زهره سعیدی، مریم مدرس، احسان صادقی صفحات 27-32
    در این پژوهش، نانو و میکروذرات سدیم کلرید خالص به روش همرسوبی و با استفاده از سورفکتنت ساخته شده اند. ساختار، اندازه و شکل ذرات توسط دستگاه پراکندگی اشعه ایکس (XRD)و میکروسکوپ الکترونی روبشی(SEM) تعیین شده است. همچنین نقش سورفکتنت CTAB در مورفولوژی این ذرات مورد بررسی قرار گرفته است. نتایج به دست آمده نشان می دهد که افزایش CTAB تاثیر بسزایی در کنترل اندازه ذرات و افزایش حساسیت ترمولومینسانسی نمونه ها دارد. منحنی درخشش ترمولومینسانس و پارامترهای سینتیک مربوط به هر قله برای نمونه های مختلف به وسیله برنامه کامپیوتری مبتنی بر سینتیک مرتبه عام تعیین شدند. منحنی تابش نمونه توده ای دارای 4 قله در دماهای 367، 378، 432و 479 کلوین است و نمونه نانو سه قله در 360، 398و 451 درجه کلوین دارد. علاوه بر این، نانو فسفر ساخته شده در حضور سورفکتنت CTABدر یک بازه 1 تا 1000 گری نسبت به پرتو های گاما از چشمه60Co دارای پاسخ خطی می باشند و حساسیت بالاتری نسبت به نمونه توده ای از خود نشان می دهند.
    کلیدواژگان: نانوذرات، ترمولومینسانس، سدیم کلرید، سورفکتنت، همرسوبی، CTAB
  • محمد ترکیها، امیدرضا کاکویی، وحید فتح اللهی صفحات 33-36
    سیلیکان متخلخل (PS) از حل الکتروشیمیایی سیلیکان در محلول HF+DMF به دست می آید. در فرایند تشکیل حفره ها در سیلیکان، ترکیبات هیدروژن دار در سطح دیواره های حفره ها ایجاد می شوند. در این تحقیق با اندازه گیری میزان هیدروژن در عمق نمونه PS، توزیع تخلخل در عمق نمونه تخمین زده شده است. با توجه با ناکارآمدی نرم افزارهای شبیه سازی متداول آنالیز با باریکه یونی، برنامه مناسبی برای شبیه سازی به روش مونت-کارلو نوشته شد تا نزدیک ترین توزیع به نتیجه آزمایش به دست آید. غلظت هیدروژن در عمق نمونه متناسب با میزان تخلخل در نظر گرفته شده است. نتیجه به دست آمده نشان می دهد که بیشترین تخلخل برای نمونه 90% بوده است که در عمق nm 139- 69 ایجاد شده است.
    کلیدواژگان: سیلیکان متخلخل، اندازه گیری هیدروژن، ERDA
  • سمانه برادران، سعید ستایشی، محمدرضا کاردان صفحات 37-43
    اثرات بیولوژیکی ناشی از استنشاق گاز رادن با برخورد ذرات آلفا و انتقال انرژی این ذرات به سلول ها ارتباط دارد. در این مطالعه، رویکردی جدید با استفاده از کد MCNPX برای محاسبه پارامترهای تاثیرگذار در ارزیابی اثرات پرتوگیری رادن اتخاذ شده است. با به کارگیری کد MCNPX شبیه سازی مسیرهای هوایی استوانه ای برونشیال ریه انجام شد و چگالی شار ذرات آلفای ساطع شده از دختران رادن ( 218Po و 214Po) نشسته در سطح داخلی این مسیرها به دست آمد. براساس چگالی شار ذرات آلفای واپاشی شده از 218Po و 214Po در عمق های مختلف از مسیرهای هوایی استوانه ای برونشیال ریه، کمیت های تعداد برخوردها، تعداد سلول های جهش یافته و دز محاسبه شد. رویکرد محاسبات پارامترهای مذکور مبتنی بر چگالی شار برای اولین بار ارائه می شود که منجر به ساده تر و آسان تر شدن محاسبات می گردد. این پارامترها نقش مهمی در ارزیابی ریسک سرطان ریه ناشی از استنشاق گاز رادن دارند. نتایج به دست آمده با داده های تجربی و محاسباتی سایر پژوهشگران جهان نیز مقایسه شد و از تطابق خوبی برخوردار بوده است.
    کلیدواژگان: کد MCNPX، چگالی شار، ذرات آلفای محصولات رادن، مسیر های هوایی استوانه ای برونشیال ریه
|
  • Khadijeh Rezaee Ebrahim Saraee, Alireza Tajeri, Saeid Pourajam Baferani, Iraj Jabbari Pages 1-6
    In this study, a mixture of waste lead mine Nakhlak and cement with different percentages of boric acid are used to construct a proper shield for gamma and neutron radiations emitted from the Am-Be source. Neutron dose rate reduction ​​by the prepared samples was investigated by thermal neutron irradiation system of Isfahan University, TLD 600 and TLD 700. Neutron dose rate changes, compressive strength and sample activation induced by the neutron irradiation were measured. The effect of various amounts of boric acid in the prepared shield on total mass attenuation coefficient of gamma radiation was investigated by WINXCOM software. Using genetic algorithm, the optimum amounts of boric acid and neutron dose rate were calculated 53.15% and 90.1% respectively. Also, for the shield with the optimum amount of boric acid, total mass attenuation coefficient for 4.438 MeV gamma radiation and compressive strength were obtained 0.03262 cm2/g and 120.36 Kg/cm2 respectively.
    Keywords: Gamma, neutron shild, Boric Acid, Am, Be source
  • Ehsan Alibeigi, Mohammad Reza Ghasemi, Mojtaba Shamsaei Pages 7-14
    Upon increasing needs and vast application of neutron detectors, especially in nuclear reactors and growing number of linear accelerators, design and manufacturing of neutron detectors is a serious demand. The aim of this project is building neutron detectors capable of compensating gamma and temperature response in a radiation media. A special thermocouple coated with Boron carbide at the junction is developed. In a neutron flux, the nuclear reaction between neutron and Boron carbide which produces alpha particles, induce a voltage across the junction which is proportional to neutron density. To eliminate the effect of gamma and temperature of the medium, a thermocouple coated with Aluminum used as a differentiation mode in the detector, because of close atomic number, density, conduction coefficient and heat coefficient of Boron carbide and Aluminum. Detector is placed into thermal column of TRR. The threshold of measured flux was found to be using indium foil.
    Keywords: Neutron detection, Thermopile, Gamma compensation, Indium foil, Thermal column of TRR
  • Bahareh Azarvand, Reza Imanirad Pages 15-20
    Radon, a progeny of 238U is formed from the radioactive decay of radium. One of the main sources of radon is the emanation from ground water. Radon gas dissolves in groundwater when it moves from the bed of volcanic rocks which contain radioactive elements such as uranium and thorium and then diffuse into spaces. In closed places, the accumulated radon that decays to radioactive particles can cause an increased health risk. In this case study, Sarein hot mineral water pools chosen to investigate radon concentration diffused from groundwater into the air specially covered space. Both experimental and numerical works were done on this case study. CR-39 detectors were used to measure radon concentration. Fluent as powerful software is used to investigate radon gas concentration in different parts of a sample closed space of hot spring pool. Comparison of both results gained from experimental work and numerical analysis shows good agreement between them.
    Keywords: Radon, CFD, Detector, Fluent, Simulation, Spa
  • Mir Rashid Hosseini Aghdam, Hamidreza Baghani, Seyed Rabi Mahdavi, Seyed Mahmoud Reza Aghamiri Pages 21-26
    With the development of science and technology in the medical field and need more than ever to accuracy and quality of treatment has been causer increase different radiotherapy methods. Almost the past two decade’s intraoperative radiation therapy (IORT) as one of the new techniques used to treat cancer patients. One of the problems with this method is obtaining accurate dosimetry, because neither before nor after surgery ray images taken from the area of patient data do not match exactly. Therefore, dosimetric characteristics for intraoperative dedicated radiation therapy accelerators in comparison of conventional accelerators are difficult. The main objective of this study was to investigate the LIAC head a light and portable intraoperative radiation therapy accelerator and dosimetry calculate its features. For this purpose, the LIAC head was simulated using Monte Carlo (MCNP). Then the percentage depth dose curves obtained for reference applicator (10 cm) in all accelerator energies using experimental measurements, simulation model was validated. All experimental measurements were done by 12MeV models of LIAC accelerator. Finally, some dosimetric parameters such as maximum absorbed dose (Dm), maximum depth dose (dm), R50, practical range (Rp), dose profile and other dosimetric parameters evaluated for reference applicator in the all LIAC electron beam energies.The results of this work show that the LIAC accelerator is designed for intraoperative radiation therapy method.
    Keywords: IORT, LIAC accelerator, Dosimetric parameters, MCNP Monte Carol cod
  • Mohsen Mehrabi, Mostafa Zahedifar, Zohre Saeidi, Maryam Modaress, Ehsan Sadeghi Pages 27-32
    In this research, Pure Sodium chloride (NaCl) Nano and micro particles were produced for the first time by using the surfactant in co-precipitation method. X-ray diffraction (XRD) and scanning electron microscope (SEM) were utilized to analyze the shape and size of the synthesized material. The role of CTAB surfactant on morphology of particles was also investigated. The results show that CTAB surfactant has important role on controlling the particle size, such that an increase in the surfactant content, increases termoluminescence (TL) sensitivity. Thermoluminescence general order kinetics model was employed in a computer program for obtaining the kinetics parameters. TL glow curve of bulk phosphors exhibit four overlapping glow peaks at 367, 378, 432 and 479 °K and for nanophosphors, three overlapping glow peaks are observed at 360, 398 and 451°K. Prepared nanoparticles exhibit a linear dose response up to 1000 Gy following gamma irradiation with 60Co source. Also, the micro scaled particles are less sensitive than those of nanoparticles.
    Keywords: Nanoparticles, Thermoluminescence, NaCl, Surfactant, Co, precipitation method, CTAB
  • Mohammad Torkiha, Omid Reza Kakuee, Vahid Fathollahi Pages 33-36
    Porous silicon (PS) samples are obtained by electrochemical anodization of Si wafers in HFು solution. The hydrogen complex components are formed on the inner surface walls of porous silicon. In this work the depth profile of porous silicon is estimated by measurement of hydrogen content in the depth of the sample. Since the well-known ion beam analysis simulation programs are inappropriate for simulating porous materials, a Monte-Carlo simulation program is developed to obtain the most consistent depth profiles with the experimental ones. Hydrogen content in the depth of the sample is considered to be proportional to the porosity of the sample. The results indicate that the maximum porosity of the sample is 90% for 69-139 nm depth of the sample.
    Keywords: Porous silicon, Hydrogen measurement, ERDA
  • Samaneh Baradaran, Saeed Setayeshi, Mohammad Reza Kardan Pages 37-43
    Biological effects of radiation are due to energy deposition arising from the alpha particles hits with cell nuclei. A simulation has been done to calculate the flux density of Radon progeny alpha particles induced from uniform inner surface source distributed in lung cylindrical airway using Monte Carlo method. Number of hits, transformation frequency and dose has been calculated using obtained flux density by MCNPX simulation in various depths. The results have been verified by comparison with those of other models and experimental data. This was for the first time that the flux density has been accounted as an effective parameter to calculate number of hits, transformation frequency, dose and makes these calculations simpler and faster.
    Keywords: MCNPX simulation, Flux density, Alpha particles radon progeny, Cylindrical bronchial airway