فهرست مطالب

  • سال دوم شماره 4 (پاییز 1393)
  • تاریخ انتشار: 1393/09/23
  • تعداد عناوین: 7
|
  • مجید زمانی، یاسر کاسه ساز، حسین خلفی، محسن شایسته صفحات 1-6
    به منظور دست یابی به طیف نوترونی با مولفه های مناسب برای به کارگیری در روش گیراندازی نوترون توسط بور، لازم است مجموعه شکل دهنده طیف نوترونی شامل کند کننده، موازی کننده، فیلتر نوترون های حرارتی و فیلتر پرتوهای گاما در سر راه بیم عبوری قرار داده شود. بیم تیوب شمال غربی راکتور تحقیقاتی تهران به علت دارا بودن بهینه ترین شرایط شار، از میان سه بیم تیوب شمالی انتخاب گردید و توسط کد محاسباتی مونت کارلو، مجموعه شکل دهنده بیم در طی چهار مرحله مذکور، شبیه سازی و بهینه شد. حالت نهایی طراحی بهینه، شامل 78 سانتی متر هوا به عنوان فضای خالی، 40 سانتی متر آهن و52 سانتی متر آب سنگین به عنوان کند کننده، 30 سانتی متر آب معمولی یا معادل90 سانتی متر اکسید آلومینیوم به عنوان بازتابنده، 1 میلی متر لیتیوم به عنوان فیلتر نوترون حرارتی و 3 میلی متر بیسموت به عنوان فیلتر پرتوهای گاما می باشد. با این پیکربندی مجموعه شکل دهنده طیف نوترونی، بهترین نتایج برای مولفه های مناسب برای روش گیراندازی نوترون توسط بور به دست می آید.
    کلیدواژگان: نوترون تراپی با بور، راکتور تحقیقاتی تهران، کد محاسباتی مونت کارلو، بهینه سازی، فیلتر نوترون، فیلتر گاما
  • اکبر علی اصغرزاده، حسین علی اکبری، سید مسعود جعفر پور صفحات 7-10
    امروزه استفاده از سی تی اسکن به عنوان یک نوع ابزار تشخیص، به طور چشمگیری افزایش یافته است. بنابراین، استفاده کنترل شده و مطابق مقررات حفاظتی به منظور کاهش اثرات مضر تشعشعی آن، امری ضروری است. هدف از انجام این پژوهش، اندازه گیری میزان دز دریافتی بیماران در پرتکل های معمول سی تی اسکن بود. این پژوهش در بخش رادیولوژی بیمارستان شهید بهشتی کاشان و با استفاده از دستگاه CT تک اسلایس Toshiba مدلAsteion CXGS-010A ، در گروه سنی بزرگسالان برای اندازه گیری دو کمیت CTDIW و DLP در پرتکل های معمول انجام شد. پارامترهای اسکن هر پرتکل برای 10 بیمار نرمال ثبت و با اعمال آن به دستگاه CT مقادیر میانگین CTDIW و DLP محاسبه و با حدود دز مرجع مقایسه شد. در این پژوهش، مقادیر CTDIw برای پرتکل های Head، PNS، Chest Abdomen، Pelvis به ترتیب از چپ به راست، 11/34، 67/19، 47/15، 95/13 و 08/10 میلی گری و DLP به ترتیب 67/362، 97/153، 33/307، 07/346 و 37/189 میلی گری سانتی متر بود. مقادیر CTDIW و DLPبه دست آمده در تمامی پرتکل ها از حدود اعلام شده در دستورالعمل کمیته اروپایی EG و انگلستان UK کمتر و حتی در بعضی از پرتکل ها کمتر از نصف بود. اما در دو پرتکل Chest و Abdomen مقدار CTDIw نسبت به حدود اعلام شده توسطIAEA بیشتر بود که این امر به دلیل تفاوت در پارامترهای انتخابی اسکن است. برای کاهش هرچه بیشتر دز بیماران، می بایست در صورت امکان از میزان mAs کمتر همراه با KVp بالاتر، تعداد اسلایس کمتر، طول ناحیه اسکن و زمان کل اسکن کوتاه تری استفاده کرد.
    کلیدواژگان: سی تی اسکن، شاخص دوز سی تی اسکن، دوز در طول اسکن، حد دوز مرجع، کاشان
  • مصطفی شفایی، فرهود ضیایی، داریوش سرداری، مجید مجتهدزاده لاریجانی صفحات 11-16
    در این مطالعه، نمونه های خالص هیدروکسی اپتایت نانوساختار با استفاده از روش هیدرولیز فراهم شد. سپس نمونه های پودری شکل در دماهای مختلف °C500، °C 700 و °C900 تحت عملیات پخت قرار گرفت. برای بررسی ساختاری و مولکولی ماده از دستگاه هایXRD و FTIR استفاده شد. مقایسه منحنی های درخشش نمونه ها نشان داد که نمونه پخت شده در دمای °C900 دارای بیشترین شدت و حساسیت در پاسخ ترمولومینسانس است. پاسخ دز این نمونه در گستره Gy25 تا kGy1 خطی است. دیگر خصوصیات دزیمتری مانند تابع دز-پاسخ، محوشدگی و تکرارپذیری نتایج نیز مورد ارزیابی قرار گرفت. به منظور حذف خطای ناشی از محوشدگی سریع پاسخ ترمولومینسانس نمونه ها از روش تابکاری پس از تابش دهی استفاده شد. نتایج این پژوهش نشان داد که هیدروکسی اپتایت نانوساختار پخت شده در دمای °C900 را می توان به منظور دزیمتری میدان های گاما استفاده کرد.
    کلیدواژگان: ترمولومینسانس، هیدروکسی اپتایت، هیدرولیز، دزیمتری، عملیات پخت
  • مهدی نصری نصرآبادی، صدیقه سجادی فر صفحات 17-20
    در این تحقیق، برای شبیه سازی حفاظ های نوترونی از کد محاسباتی MCNP5 استفاده شده و سه نوع چیدمان حفاظ تفکیک شده چندلایه و همگن که توسط چشمه نوترونی 241Am-Be مورد تابش قرار گرفتند، بررسی گردید. در این حفاظ ها، از پلی اتیلن (C2H4) و پلی استایرن (C8H8) به عنوان مواد کندکننده، از کربید بور (B4C) به عنوان ماده جاذب نوترون های حرارتی و از فولاد ضد زنگ (Stainless Steel) به عنوان جاذب پرتوهای گاما استفاده شد. هدف نهایی این تحقیق، درنظرگرفتن بهترین نوع چیدمان برای چشمه مورد نظر جهت دستیابی به کمترین مقدار شار و دز تولید شده در بیرون حفاظ به منظور اطمینان از سطح مجاز آن هاست. به منظور راستی آزمایی شبیه سازی، نتایج محاسبات با یک کار تجربی مقایسه شد.
    کلیدواژگان: حفاظ سازی، دز معادل نوترون
  • مهسا حسینی، سعید حمیدی، فتح الله محقق، ملیحه رستم پور، علی محمدی، زهرا غلامی صفحات 21-30
    هنگام پرتودرمانی بیماران با پرتوهای الکترونی، به دلیل برهم کنش الکترون ها با اجزای مختلف سر شتاب دهنده خطی، فانتوم یا بدن بیمار، مقداری اشعه ایکس ناخواسته تولید می شود، لذا برای محاسبه دز آلودگی فوتون ترمزی ناشی از برهم کنش باریکه های الکترونی شتاب دهنده خطی پزشکی الکتا Precise واقع در بیمارستان آیت الله خوانساری اراک، ابتدا میزان تولید دز پرتوهای ترمزی در انرژی های 10 و MeV15 با استفاده از آشکارسازهای ترمولومینسانس اندازه گیری شد، سپس این مقادیر با نتایج حاصل از شبیه سازی اتاق رادیوتراپی و دستگاه لیناک با کد MCNPX مقایسه شد. ضمن همخوانی مناسب بین داده های تئوری و تجربی در هر دو انرژی مد نظر، نتایج به دست آمده دز حاصل از پرتوهای ترمزی نسبت به دز الکترون تابشی را روی سطح فانتوم به طور متوسط، 2 تا 5 درصد و در محدوده میلی سیورت برآورد می کند.
    کلیدواژگان: باریکه های الکترونی، پرتوهای ترمزی، آلودگی فوتونی، کد مونت کارلو، شتاب دهنده خطی پزشکی
  • علی اصغر مولوی، فرهاد محمدجعفری، علیرضا بینش صفحات 31-36
    گازهای رادون و تورون رادیوایزوتوپ هایی هستند که از خود، ذرات آلفای پرانرژی ساطع می کنند. این دو گاز می توانند از راه های مختلف مانند استنشاق و خوردن و آشامیدن وارد بدن شده و سبب تخریب بافت داخلی بدن و بروز سرطان ریه شوند. غلظت این دو گاز در مناطق مختلف متفاوت و در مجاورت گسل های فعال، بیشتر از سایر نقاط است. در این تحقیق، میزان غلظت این دو گاز با نسبت دوری یا نزدیکی از گسل های فعال شمال شرق ایران در 100 منطقه مسکونی، مورد بررسی قرار گرفت. نتایج نشان می دهد مناطق مسکونی نزدیک به گسل های فعال اکثرا دارای تمرکز گاز رادون و تورون بیشتری نسبت به سایر مناطق مسکونی بوده اند. در بیشتر مناطق مسکونی، تراکم گاز تورون دو تا سه برابر گاز رادون بود. حدود 20 درصد از مناطق مسکونی مورد تحقیق، در معرض گاز رادون و تورون، بیشتر از حد مجاز قرار داشتند. بیشترین غلظت گاز رادون و تورون به ترتیب Bq/m3188، Bq/m3803 ومیانگین غلظت آن ها در اندازه گیری ها به ترتیب Bq/m352/71، Bq/m344/326 به دست آمد.
    کلیدواژگان: رادون، تورون، آلفا، گسل
  • منصور جعفری زاده، مصطفی زاهدی فر، مهران طاهری، سمانه برادران، فلامرز ترکزاده صفحات 37-43
    در این پژوهش، پرتوگیری مردم کاشان از پرتوهای طبیعی گاما و رادن ارزیابی شده است. میانگین دز موثر سالانه مردم ناشی از تنفس گاز رادن mSv22/0 ±77/2 و میانگین پرتوگیری خارجی مردم ناشی از پرتوهای گامای محیطی حدود mSv05/0 ± 97/0 در سال و در مجموع، میانگین پرتوگیری سالانه مردم از پرتوهای گاما و رادن mSv22/0±74/3 ارزیابی شده است. برای اندازه گیری پرتوهای گاما از دزسنج ترمولومینسانسLiF:Mg،Cu،P و برای اندازه گیری رادن از فیلم پلی کربنات (lexan) استفاده شده است. با توجه به نتایج اندازه گیری های انجام شده، شهر کاشان جزء مناطق با پرتوزایی طبیعی زمینه عادی قرار می گیرد.
    کلیدواژگان: رادن، غلظت رادن، پرتوگاما، پرتوطبیعی، کاشان
|
  • Majid Zamani, Yaser Kasesaz, Hosein Khalafi, Mohsen Shayesteh Pages 1-6
    In order to gain the neutron spectrum with proper components specification for BNCT¡ it is necessary to design a Beam Shape Assembling (BSA)¡ including moderator¡ collimator¡ reflector¡ gamma filter and thermal neutrons filter¡ in front of the initial radiation beam from the source. According to the result of MCNP4Csimulation¡ the Northwest beam tube has the most optimized neutron flux between three north beam tubes of Tehran Research Reactor (TRR). So¡ it has been chosen for this purpose. Simulation of the BSA was done in four above mentioned phases. In each stage¡ ten best configurations of materials with different length and width were selected as the candidates for the next stage. The last BSA configuration includes: 78 centimeters of air as an empty space¡ 40 centimeters of Iron plus 52 centimeters of heave-water as moderator¡ 30 centimeters of water or 90 centimeters of Aluminum-Oxide as a reflector¡ 1 millimeters of lithium (Li) as thermal neutrons filter and finally 3 millimeters of Bismuth (Bi) as a filter of gamma radiation. The result of Calculations shows that best neutron flux and spectrum will be achieved for BNCT by using this BSA configuration for TRR Northwest beam tube.
    Keywords: BNCT, Tehran Research Reactor, MCNP, Beam Shape Assembling, Gama Filter, thermal Neutron Filter
  • Akbar Ali Asgharzadeh, Hosein Ali Akbari, Seyyed Masood Jafarpour Pages 7-10
    The use of computed tomography (CT) as a diagnostic tool has been considerably increased. Therefore, the controlled and protection-based use of the CT scan is necessary to reduce the detrimental effects of radiation. This study was carried out to determine patient dose level in routine CT protocols and measure CTDIW and DLP in routine CT protocols among adult patients in Kashan Shahid Beheshti Hospital. The CT scanner used, was a single-slice Toshiba model Asteion CXGS-10A. Scan parameters for each protocol were registered for 10 standard-sized patients. Then, the data were applied to the CT system and mean values of CTDIW and DLP were calculated. Finally, the values were compared with the reference dose level. The mean values of CTDIw and DLP for Head, PNS, Chest, Abdomen, and Pelvis protocols were 34.11, 19.67, 15.47, 13.95, 10.08 mGy and 362.67, 153.97, 307.33, 346.07, 189.37 mGy.cm, respectively. The mean values of CTDIW and DLP obtained in all protocols were less and in some of the protocols even less than half compared with the European guidelines and UK reference values. This may be probably due to the mAs and lesser length of scan area. But the mean values of CTDIw in the Chest and Abdomen protocols were greater than IAEA reported values due to reduced use of mAs in this study. To obtain the maximum reduction in patient dose, the lower mAs level with higher KVp, lesser number of slices, length of scan area, and shorter scan time are recommended.
    Keywords: Computed tomography, Weighted computed tomography dose index, Dose length product, Reference dose level, Kashan
  • Mostafa Shafaei, Farhood Ziaie, Daryoosh Sardari, Majid Mojtahedzadeh Larijani Pages 11-16
    In this study, the pure nano-structure hydroxyl apatite samples were synthesized via hydrolysis method. The powder samples were sintered at various temperatures of 500°C, 700°C and 900°C in a furnace. X-ray diffraction (XRD) and Fourier transform infra-red (FTIR) spectroscopy systems were used to characterize the synthsized samples. Comparison of the glow curves shows that the most sensitivity and highest thermoluminescence (TL) intensity is belong to the samples sintered at 900°C. Dose response curve of the samples is linear in the dose range of 25Gy-1kGy. Other dosimetry characteristics such as dose-response function, fading, and reproducibility of the TL response were also studied. In order to eliminate the error originating due to fading effect, an annealing process was applied on the samples. The results shows that the sintered nano-structure hydroxyl apatite sample can be used for dosimetry in gamma radiation fields.
    Keywords: Thermoluminescence, Hydroxyapatite, Hydrolysis, Dosimetry, Sintering
  • Mehdi Nasri Nasrabadi, Sedigheh Sajadifar Pages 17-20
    In order to simulate neutron shields, MCNP5 calculation code was used and three types of homogeneous and separated shield multilayer arrangement, irradiated with 241Am-Be neutron sources were investigated. In these shields, the polyethylene (C2H4) and polystyrene (C8H8) were used as moderator material, and the boron carbide (B4C), as a thermal neutron absorber material and stainless steel as a absorber gamma rays materials. The ultimate goal of this research, was obtaining the best type of arrangement for the source to achieve the lowest fluence and dose produced outside to ensure their allowable level. To verify the simulation, the results were compared with an experimental work.
    Keywords: Shielding, 241Am, Be source, MCNP5 code, Neutron equivalent dose
  • Mahsa Hosseini, Saeed Hamidi, Fathallah Mohaghegh, Maliheh Rostampoor, Ali Mohammdi, Zahra Gholami Pages 21-30
    During the radiation therapy with electron beam, due to electron interaction and scattering from structures of the head of the medical linear accelerator, unwanted photons are produced. The main contribution of the photon contamination is resulted from the various components of the medical linear accelerator on the way of the high energy electron beam, and few percent is due to the interaction of the beam with the phantom or the patient's body. Structure and material of the head of the medical linear accelerator have effective roles on production of x-rays dose from the electrons beam. Therefore, the parameters of electron beam produced by a linear accelerator manufactured by different companies were varied. This difference may be seen even among the accelerators produced by one company. Therefore, this parameter must be described separately for each machine. In order to measure photon contamination at the electron mode of the Elekta Precise linear accelerator, thermoluminescence detectors (TLD700 & GR200) at two energies (10 & 15MeV) in polyethylene phantom were applied. These data were compared with the calculations using MCNPX code. Our results show an appropriate match between theory and experimental data at both energies. It shows that the rate of produced bremsstrahlung photons dose for tallies that are close to the phantom are in mSv range. Then it will be possible to calculate bremsstrahlung photon dose for different point of radiotherapy room of the Ayat-O-lah Khansari hospital by the Monte Carlo codes.
    Keywords: Electron beams, Bremsstrahlung radiations, photon contamination, Monte Carlo code, Medical linear accelerator
  • Ali Asghar Mowlavi, Farhad Mohammadjafari, Ali Reza Binesh Pages 31-36
    Radon and Thoron are the radioisotopes which radiate high alpha energy particles. These two gases can enter in the body by different ways such as inhalation, eating and drinking and then destroy body`s internal tissues and cause the lung cancer. The condensation of these gases differs in various areas and is more in zones near active faults. In this research, first the relation of Radon and Thoron concentration with the effect of distance of North east active faults in about 100 residential places of Iran is studied. Results show that residential places near active faults have more concentration of Radon and Thoron than other places. Also in these places the concentration of Thoron is two or three times more than Radon. The maximum amounts of Radon and Thoron concentration are 188Bq/m3 and 803Bq/m3 with the average amounts of 71.52Bq/m3 and 326/44Bq/m3 respectively.
    Keywords: Radon, Thoron, Alpha, Fault, RTM1688 radonmeter
  • Mnasoor Jafarizadeh, Mostafa Zahedifar, Mehran Taheri, Samaneh Baradaran, Falamarz Torkzadeh Pages 37-43
    In this research work public dose of Kashan inhabitants has been evaluated. Average annual effective dose due to inhalation of radon gas as well as external exposure to gamma rays have been evaluated to be 2.77±0.22 mSv and 0.97±0.05 mSv respectively. This leads to average annual public dose of 3.74 ± 0.22 mSv. Passive methods such as TLD pellets of LiF:Mg,Cu,P and polycarbonate film (lexan) have been applied for gamma and radon measurements respectively. Based on the results obtained during the course of this research work, Kashan city is regarded as a low natural radiation area.
    Keywords: Radon, Radon concentration, gamma ray, natural radiation, Kashan