فهرست مطالب

  • پیاپی 3 (تابستان 1392)
  • تاریخ انتشار: 1392/06/28
  • تعداد عناوین: 7
|
  • مظاهر اسکندری، علی محمد نیکو، حسین جهانبخش، حسین صادقی صفحات 1-6
    تابش های موجود در محیط پرتوی فضا در مدار LEO که پروتون ها سهم عمده آن ها را تشکیل می دهند، آثار مخربی بر روی قطعات الکترونیکی بر جای می گذارند. در این مقاله، اثر آسیب یونیزان پروتون ها بر روی قطعات الکترونیکی ماهواره ای که در مدار LEO حرکت می کند، بررسی شد. با بررسی های انجام شده بر روی مدارهای LEO توسط نرم افزار Shieldose، بدترین سناریوی مطرح برای یک ماهواره، مورد ارزیابی قرار گرفت. با توجه به در نظر گرفتن قطعات الکترونیکی بر پایه نیمه رسانای اکسید فلزی (MOS)، طراحی حفاظ برای اثر TID ناشی از پروتون های به دام افتاده به وسیله نرم افزار MULASSIS که بر پایه محاسبات مونت کارلو است، انجام شد. با در نظر گرفتن محدودیت وزن و حجم، حفاظ های چند لایه برای کاهش دز یونیزان، بررسی شد. با توجه به نتایج حاصل از محاسبات، حفاظ های سه لایه ای با ترکیبی از مواد با چگالی کم، با چگالی زیاد و با چگالی کم، به منظور بهینه سازی نسبی هم زمان وزن و حجم به عنوان حفاظ بهینه انتخاب شد.
    کلیدواژگان: مونت کارلو، محیط تابشی فضا، پروتون های به دام افتاده، حفاظ چندلایه
  • یاسمن نصیر زاده، عباس حسینی رنجبر، علی نگارستانی صفحات 7-14
    مطالعات بسیاری در ارتباط با عوامل موثر بر خروج گاز رادن به عنوان پیش نشانگر زلزله انجام شده است. در این مطالعه، اثر میدان مغناطیسی مورد توجه قرار گرفته است. برای این منظور، تاثیر میدان های مغناطیسی ضعیف (حداکثر 40 گوس) از سد صافی های نازک از جنس کاغذ و آلومینیوم مورد آزمایش قرار گرفته است؛ به طوری که هنگام استفاده از صافی کاغذی در رطوبت کمتر از 10%، ضریب نفوذ رادن از مقدار برای میدان مغناطیسی صفر تا مقدار برای میدان مغناطیسی 5/39 گوس و هنگام استفاده از صافی آلومینیومی در رطوبت کمتر از 10% از مقدار برای میدان مغناطیسی صفر تا مقدار برای میدان مغناطیسی 5/39 گوس به دست آمد.
    کلیدواژگان: ضریب نفوذ گاز رادن، میدان مغناطیسی، صافی
  • علی اصغر مولوی، محمود زیبنده گرجی، سعید محمدی، هادی صدوقی یزدی صفحات 15-20
    بهینه سازی در روش پرتودرمانی براکی تراپی، یکی از موضوعات مهم و جذاب فیزیک پزشکی است. در این تحقیق، یک کد کامپیوتری برای الگوریتم ژنتیک به کمک نرم افزار متلب برای بهینه سازی نوشته شده است که مناسب ترین مکان های چشمه براکی تراپی به همراه بهینه مقدار یک پارامتر وزنی را تعیین می کند. این پارامتر وزنی مربوط به فعالیت چشمه های براکی تراپی کاشتنی مثل ید-125 است یا مدت زمان تابش دهی چشمه در هر مکان، برای چشمه های براکی تراپی پس- بارگذاری مثل ایریدیم- 192 است. کد را برای چند شکل اختیاری تومور در فضاهای دو بعدی و سه بعدی به کار برده و مناسب ترین مکان های قرار گرفتن دانه چشمه های براکی تراپی و فعالیت هر یک پیدا شده است. برای هر تومور مورد نظر، بهینه سازی به گونه ای انجام شده که نقاط واقع بر لبه مرز، درحالت دو بعدی یا نقاط روی سطح در حالت سه بعدی، دز معین را داشته و همه نقاط درون تومور، دزی بیشتر یا برابر با دز تعیین شده روی سطح یا نقاط واقع در مرز را داشته باشند. نتایج منحنی های هم دز نشان می دهد که بهینه سازی در حد بسیار مطلوبی انجام شده است.
    کلیدواژگان: الگوریتم ژنتیک، بهینه سازی، چشمه براکی تراپی ید-125، منحنی های هم دز
  • احمد رمضانی مقدم، محمد نظیفی فرد صفحات 21-26
    پرتوهای یون ساز می توانند آثار دائمی یا موقت بر عملکرد مدارهای الکترونیکی داشته باشند. آثار موقت که در حین تابش دهی ظاهر شوند، می توان به عنوان نشانه ای از وجود پرتو یون ساز در محیط دانست که برای آشکارسازی پرتو یون ساز مفید هستند. در این مطالعه، اثر فوتون های گاما بر جریان معکوس دیود در حالت بایاس معکوس و مقایسه آن با همان جریان در حالت بدون تابش مورد بررسی قرار گرفت تا از این طریق، امکان به کارگیری پیوند دیودی برای مصارف آشکارسازی بررسی شود. در مدار دیودی از یک دیود N4001به صورت سری با یک مقاومت بزرگ استفاده شده است. برای تامین پتانسیل خارجی مدار دیودی از یک منبع تغذیه ولتاژ مستقیم گردید. برای اندازه گیری جریان اشباع معکوس و تغییرات جریان ناشی از تابش پرتو گاما، ولتاژ در دو سر مقاومت اندازه گیری شد. نتایج نشان می دهند که یک مدار ساده دیودی تحت تاثیر تابش گاما دارای اختلاف معناداری در جریان اشباع معکوس خود، نسبت به حالت بدون تابش است؛ بنابراین، می توان تغییرات مشاهده شده در جریان اشباع معکوس را در گام ساده اول، به عنوان علامت وجود پرتو گاما در محیط در نظر گرفت.
    کلیدواژگان: مدار دیودی، پرتودهی گاما، کبالت 60، سزیم 137، آشکارسازی پرتو یون ساز
  • مریم موسوی، مسعود وهابی مقدم صفحات 27-34
    کاربرد انرژی هسته ای به منظور تولید برق در بهره برداری عادی و در مقام مقایسه، گزینه مطلوبی در سبد انرژی بسیاری از کشورها به شمار می رود؛ اما در عین حال، پتانسیل آسیب رسانی به مردم و محیط زیست را به هنگام بروز سوانح، هر چند با احتمال اندک، نظیر سایر دستاوردهای فناوری بشر در بر دارد. برنامه ریزی موارد اضطرار برای مقابله با این رویدادها، با احتمال هر چند اندک، و ایجاد آمادگی های لازم در پرسنل بهره بردار، گروه های نجات و جوامع پیرامونی اجتناب ناپذیر است. محور اصلی مقابله را بهینه سازی حفاظت پرتوی، همراه با اعمال برخی محدودیت های دز فردی بر مبنای ترازهای مرجع تشکیل می دهد. در این راستا، مسیرهای پرتوگیری، جوامع در معرض پرتوگیری و ویژگی های پرتودهی مورد بررسی واقع می شود. در مرحله نخست، ارزیابی اولیه از وسعت سانحه و تلاش در مهار آن در اولویت قرار دارد. انجام پرتوپایی از جنبه های مختلف و برآورد میزان پرتوگیری در داخل و خارج تاسیسات به همراه تعیین نوع و میزان مواد پرتوزای آزاد شده نیز در این مرحله صورت می گیرد و براساس آن، مدیریت عملیات و تقسیم وظایف با توجه به میزان دز محتمل و در نظر داشتن ترازهای دز مرجع اعمال می شود. در پی آن، برآورد چگونگی پخش مواد پرتوزا از مسیرهای مطرح و به موازات آن، مراقبت در اجرای برنامه از پیش تدوین شده اضطرار بر مبنای مسئولیت های تعریف شده انجام می پذیرد. طی این مراحل، مراقبت در چگونگی انعکاس رویدادها به جامعه، تبیین ریسک و توجه به تاثیر آن بر افکار عمومی، حائز اهمیت فراوان است. مراحل بعدی این مدیریت، برنامه ریزی برای اقدامات میان مدت و درازمدت، بر حسب مورد، و بررسی اقدامات لازم برای خروج از وضعیت بحران و ارزیابی استراتژی های بازگشت به وضعیت عادی را شامل می شود.
    کلیدواژگان: بحران هسته ای، مدیریت رادیولوژیکی، برنامه اضطرار، ارزیابی دز
  • احسان صادقی، مصطفی زاهدی فر، محسن محرابی صفحات 35-40
    نمونه پودر دزیمتر لیتیم فلوراید آلاییده با ناخالصی های منیزیم، مس و فسفر با اندازه 50-200 میکرومتر به روش ذوب ساخته شد. برای رسیدن به شرایط ایدئال کل مراحل ساخت در اتمسفر نیتروژن انجام و از بوته پلاتینی استفاده شد. تاثیر ناخالصی مس بر نمودار گرماتابی و هر یک از قله های آن بررسی شد و بهترین میزان در 05/0 مول درصد از ناخالصی مس به دست آمد. دزیمتر ساخته شده با نمونه تجاری (GR-200) LiF:Mg،Cu،P مقایسه شد که حساسیت و نمودار گرماتابی تقریبا یکسانی برای نمونه های ساخته شده و تجاری مشاهده شد.
    کلیدواژگان: گرماتابی، دزیمتری، لیتیم فلوراید، روش ذوب، ناخالصی مس
  • مجید زمانی، حسین خلفی، محسن شایسته صفحات 41-45
    به منظور بررسی امکان استفاده از بیم تیوب های راکتور تحقیقاتی تهران در درمان، به وسیله گیراندازی نوترون توسط بور1، لازم است یکی از بیم تیوب های شش گانه راکتور تهران که از نظر شار و طیف نوترونی مناسب تر است، انتخاب شود. برای انتخاب مناسب ترین بیم تیوب، آخرین وضعیت قلب راکتور (قلب شماره 55) با کد محاسباتی مونت کارلو2، شبیه سازی شد و سپس طیف و شار نوترون در ابتدا، میانه و انتهای هر یک از سه بیم تیوب شمالی در حالت های مختلف داخل بودن میله های کنترل3 محاسبه شد. نتایج نشان می دهد با آنکه طیف نوترونی در همه بیم تیوب ها تقریبا یکسان است، شرایط شار در بیم تیوب شمال غربی بهتر است؛ لذا برای کاربرد در روش نوترون تراپی با بور1، مناسب تر است.
    کلیدواژگان: نوترون تراپی با بور، راکتور تحقیقاتی تهران، کد محاسباتی مونت کارلو، بیم تیوب شمالی، شار نوترون
|
  • Mazaher Eskandari, Ali Mohammad Nikoo, Hosein Jahanbakhsh, Hosein Sadeghi Pages 1-6
    LEO orbit space radiations in which the protons has the main contribution¡ have survived devastating effects on electronic components. The damage caused by ionizing protons on the satellite electrical components in the circuit LEO moves was reviewed. By studying the LEO orbit by Shieldose software¡ the worst-case scenario was evaluated for a satellite. Considering the electronic components based on metal oxide semiconductor (MOS)¡ a design for protection against TID originated from captured protons was done by MULASSIS software based on Monte Carlo calculations. Considering the weight and volume constraints¡ multiple layers for ionizing dose reduction were studied. Results show that a three-layer combination of shielding materials including low¡ high and low density materials¡ which simultaneously optimize the weight and volume¡ makes the optimum protection.
    Keywords: TID, LEO, MULASSIS, MOS, Monte Carlo, Space radiation environment, Captured protons, Multilayer protection
  • Yasaman Nasirzadeh, Abbas Hoseini Ranjbar, Ali Negarestani Pages 7-14
    Various studies have been done on the effective factors that cause the emanation of radon gas as the earthquake forecast from the earth. In this study, Magnetic field is examined and the effect of weak magnetic fields of up to 40 gauss applied to paper and aluminum membranes is measured. The results indicate an increase in the diffusion coefficient versus the increase of the applied magnetic field. It is revealed that by using a paper membrane at moistures lower than 10%, the diffusion coefficient of radon is in the absence of the magnetic field and is for a magnetic field of 39.5 G, and when using an aluminum membrane at moistures lower than 10%, it is in the absence of the magnetic field and is for a magnetic field of 39.5 G.
    Keywords: Radon Diffusion Coefficient, Magnetic Field, Membrane
  • Ali Asghar Mowlavi, Mahmood Zibandeh Gorji, Saeed Mohammadi, Hadi Sadoghi Yazdi Pages 15-20
    Optimization in radiotherapy is one of an important and attractive topic in Medical Physics. In this study, we have written a computer code base on genetic algorithm using MATLAB software, to optimize the best places of brachytherapy sources with optimal value of a parameter which is determined by weight. The weight parameter is related to the activity of each seed implant brachytherapy sources, such as iodine -125, or the irradiation time in each place after loading brachytherapy source like Iridium-192. We have run the code for some arbitrary tumor’s shapes in two and three dimensions spaces and the optimized places for seeds of Ioine-125 brachytherapy source and their activities are founded. For each tumor, the optimization is done so that the points on the boundary edge of two-dimensional or three-dimensional object, points on the surface and all points within a given dose greater or equal to the dose on the surface or in the border areas have. The Isodose curves show the result of dose optimization is done at the desirable level.
    Keywords: Genetic algorithm Optimization, Ioine-125 brachytherapy source, Iso-dose curves
  • Ahmad Ramazani Moghadam, Mohammad Nazififard Pages 21-26
    The ionizing radiations are able to make either a permanent or temporarily damage in the electronic circuits. The temporary effects during irradiation can be used to detect the ionizing radiation. In this study a diode in reverse bias has been used to investigate the effects of ionization radiation on semiconductors. The variation of reverse current of diode has been monitored due to interaction of gamma with semiconductor material. The commercially available diode N4001 was used in serial connection with resistant. Results show the major effect of irradiation on diodes is the increase in reverse current. The increase in reverse bias current is linked to the creation of mid-gap states. It is possible to detect the gamma radiation using a simple diode circuit in reverse bias. Thus, a silicon diode can be thought of as a solid-state equivalent to an ionization-chamber radiation detector.
    Keywords: Diode Circuit, Radiation Detector, Gamma Irradiation, Cobalt 60, Cesium 137
  • Maryam Mousavi, Masood Vahabi Moghaddam Pages 27-34
    Nuclear energy offers the opportunity of meeting a significant contribution in diverse electricity portfolio of many countries. However, like many other technological achievements it suffers from the potential of probable accidents which are capable of doing harm to human beings and the environment. Therefore, emergency planning to encounter nuclear accidents including preparatory plans for operators, rescue teams and the general public is indispensable. Radiation protection optimization along with some personal dose limitations on the basis of reference levels plays a crucial role in emergency response actions. Exposure pathways, potentially exposed groups of people as well as radiation field specifications are of main concern in this regard. In the first stage, primary assessment of the accident and required actions to constrain the outcomes are the main task. Radiation monitoring and estimation of radiation doses onsite and offsite along with the determination of the type and levels of released radioactive materials are also considered in this stage. Radiological management strategies are then drawn on the basis of potential doses and specified reference levels. Radionuclides dispersion through potential pathways is then assessed followed by execution of emergency plan. Special care should be taken in communicating sensitive information to the public. Further stages would include mid-term and long-term plans to decrease collective doses as much as possible and to assess the rehabilitation programs.
    Keywords: Nuclear Emergency, Radiological Management, Emergency Plan, Dose Assessment
  • Ehsan Sadeghi, Mostafa Zahedifar, Mohsen Mehrabi Pages 35-40
    LiF powder having particle size of 50-200 µm doped with Mg, Cu and P impurities was produced using melting method. The whole construction process was conducted in a nitrogen atmosphere. The effect of Cu impurity on the thermoluminescence glow curve was investigated and the appropriate amount of Cu was determined. The TL properties of the fabricated phosphor was compared to commercial LiF:Mg,Cu,P (GR-200). The results show the same sensitivity and glow curve shape for the both samples.
    Keywords: Thermoluminescence, Dosimetry, LiF, Melting method, Cu impurity
  • Majid Zamani, Hosein Khalafi, Mohsen Shayesteh Pages 41-45
    In order to investigate the possibility of using the T.R.R beam tubes in BNCT, it is necessary to select the best one from three north beam tubes. This beam tube should have more flux and better spectrum compared to others. So, after simulation of the last configuration of reactor’s core (NO.55) by MCNP4C code, the neutron flux and spectrum were calculated at the start, middle, and end of each three north beam tubes (B1, B2, B3). Because of the relation between these parameters and the state of core, this calculation was done in three different situations of reactor’s core: BOC, MOC and EOC. The analyses of results showed that the neutron spectrum is almost the same in all of the beam tubes, but the neutron flux in northwest beam tube is better than the others .So, this beam tube is more proper to be used in BNCT.
    Keywords: BNCT, Tehran Research Reactor (TRR), MCNP4C, Beam Tube, neutron Flux