فهرست مطالب

  • سال چهارم شماره 3 (پاییز 1396)
  • تاریخ انتشار: 1396/07/04
  • تعداد عناوین: 6
|
  • یاسر کاسه ساز ، ابوالفضل حیدر زاده، سعید محمدی صفحات 1-9
    در استفاده از چشمه نوترونی برای کاربردهای مختلف دانستن طیف این چشمه بسیار مهم است. یکی از روش های رایج برای اندازه گیری طیف انرژی نوترون روش فعال سازی پولک های آستانه ای و استفاده از کدهای بازیابی طیف نظیر SAND-II است. از محدودیت های این کد این است که هندسه چشمه و محیط آزمایش پرتوگیری پولک ها در آن قابل تعریف نیست. در این مطالعه، برای حذف این محدودیت ها، با استفاده از ترکیب الگوریتم تکرار موجود در کد SAND-II و کد MCNPX یک کد جدید معرفی شده است. هندسه کامل محیط آزمایش پرتوگیری شامل هندسه پولک و چشمه می تواند به وسیله کد MCNPXشبیه سازی شود. در کد پیشنهادی از الگوریتم تکرار اصلاح شده موجود در کد SAND-II بهره گرفته شده است. نتایج تحقیق نشان می دهد که نحوه چینش پولک ها مقابل چشمه نوترونی در مقدار فعالیت اشباع ایجاد شده در آن ها موثر است. همچنین با استفاده از اطلاعات به دست آمده توسط کد پیشنهادی ما، طیف بازیابی شده توسط این کد توافق خوبی با دیگر روش های بازیابی طیف نوترون دارد.
    کلیدواژگان: طیف سنجی نوترون، فعال سازی پولک های آستانه ای، کد SAND-II، کد MCNPX
  • سید محمد هاشمی نژاد، محمد مهدی مجرد کاهانی ، حسین جعفری، حمید شفایی دوک، مرتضی آذربادگان، سمانه هاشمی صفحات 10-18
    یکی از موثرترین و فراگیرترین راه های مقابله با مخاطرات امنیتی و همچنین قاچاق مواد ممنوعه از جمله مواد مخدر و مواد منفجره، استفاده از دستگاه های بازرسی پرتو ایکس دو انرژی با قابلیت دسته بندی مواد می باشد. از پارامترهای مهم در رابطه با استفاده از این دستگاه ها در بازرسی خودرو، دوز رسیده به سرنشین خودرو و ارگان های حساس بدن می باشد که می تواند منجر به بروز بیماری های ناشی از اثرات پرتوهای یونیزان در شخص شود. هدف از انجام این تحقیق ارزیابی میزان خطر پرتوزیستی برای سرنشین خودرو ناشی از هر اسکن و همچنین تعیین تعداد حداکثر عبور یک شخص از دستگاه برای یک زمان مشخص بر اساس دوز رسیده به شخص در هر اسکن و استاندارد بین المللی ANSI می باشد. با استفاده از یک دستگاه بازرسی خودرو پرتو ایکس دو انرژی ساخته شده و برنامه نویسی شده و همچنین با بهره گیری از یک فانتوم راندو معادل انسان مرد و همچنین دوزیمترهای TLD، دوزیمتری ها در سه انرژی دستگاه 155، 175 و 195 kVp تیوب پرتو ایکس، جهت ارزیابی دوز کلی سرنشین و همچنین دوز ارگان های حساس بدن انجام شد. نتایج نشان می دهد حداکثر دوز معادل در معده جذب شده است و میانگین کل دوز دریافتی سرنشین خودرو برای انرژی های 155، 175 و 195 kVpبه ترتیب 276/0 و 315/0 ، 338/0میکرو سیورت می باشد. با میانگین کلی دوز معادل سرنشین برابر 31/0 میکرو سیورت، دستگاه ساخته شده بر اساس استاندارد ANSI در دسته دستگاه های با کاربرد محدود شناخته شده و هر فرد می-تواند حداکثر در یکسال، یک ماه و یک هفته به ترتیب 806، 66 و 15 بار از آن عبور کند و اسکن بیش از این تعداد بر اساس این استاندارد می تواند خطرات پرتو زیستی برای سرنشین خودرو به همراه داشته باشد.
    کلیدواژگان: دوزیمتری، TLD، کاوشگر خودرویی، دسته بندی مواد، تصویربرداری دو انرژی
  • طراحی، ساخت و بررسی عملکرد دو نوع شمارنده تناسبی گاز جاری و گاز محبوس
    جمشید سلطانی نبی پور ، فریده صادقی صفحات 19-26
    شمارنده های تناسبی از جمله آشکارسازهای گازی مهم، در سنجش نوترون، پرتوهای فوتونی کم انرژی و همچنین آشکارسازی ذرات باردار، برای مقاصدی چون پایش و طیف نگاری پرتوها هستند. در این پژوهش با امکانات موجود نمونه هایی ازشمارنده گازجاری و گاز محبوس طراحی و ساخته شده است، برای بررسی کیفیت آشکارساز زمان تغذیه گاز به آن منحنی پلاتو برای مخلوطی از گازهای آرگن – متان و آرگن – دی اکسید کربن و منحنی پلاتو اشکارساز هنگام کار با گاز آرگن خالص برای مشاهده ی اهمیت گازفرونشان و تحلیل پاسخ انرژی آشکارساز منحنی پلاتو وپاسخ طیفی چشمه های 133 – Ba،241–Amو152–Eu رسم و مورد برسی قرارگرفته است. همچنین عوامل موثر بر کیفیت کار یک شمارنده تناسبی شناسایی و روش های کاهش اثر این عوامل بیان گردیده است. درنتیجه با بررسی عملکرد شمارنده های تناسبی و منحنی های پلاتوی به دست آمده از نمونه های ساخته شده و نیز سایر ویژگی های فیزیکی آن ها از جمله تفکیک انرژی مناسب پرتوهای فوتونی می توان نتیجه گرفت که توان تولید این نوع آشکارسازها در کشور فراهم می باشد. همچنین با بهبود ابزارهای ساخت می توان به نتایج بهتری نیز دست یافت.
    کلیدواژگان: آشکارساز تناسبی، ناحیه پلاتو، طیف نگاری، گاز جاری، گاز محبوس
  • سید مرتضی اسمعیلی ، روح الله قادری صفحات 27-33
    سیستم تجسس و بازرسی بوسیله اشعه ایکس که در مبادی فرودگاهی و گمرکات و ادارات پست و… مورد استفاده قرار می گیرد، نقش مهمی را در حفظ و تامین جان انسان و حفظ سرمایه های ملی ایفاء می کند. در این پژوهش قسمت تولید اشعه ایکس این سیستم و بدنه این سیستم بوسیله کد مونت کارلویی MCNPX2. 6 شبیه سازی شده است. در لامپ اشعه ایکس این سیستم انرژی الکترون های گسیل شده به سمت آند، 160 کیلو الکترون ولت می باشد و جریان باریکه الکترونی به سمت آند 0/6 میلی آمپر است. آند از جنس تنگستن، در فاصله 3/5 سانتی متر از کاتد درون محفظه شیشه ای لامپ مولد اشعه ایکس قرار گرفته است. تونل در نظر گرفته شده دارای ابعاد 120 سانتی متر در راستای حرکت شی ء (راستای Z) ،سانتی متر 100 در راستای لامپ مولد ایکس (راستای Y) و 100 سانتی متر در راستای X می باشد. در بدنه تونل 1 میلی متر سرب و 2 میلی متر آهن بکار رفته است. به وسیله کد مونت کارلویی MCNPX2. 6، مقدارآهنگ دز در هر یک سانتی متر از تونل و بیرون از تونل (دز نشت کرده به بیرون) محاسبه شده است. مقدار دز در وسط تونل و دقیقا در زیر لامپ مولد اشعه ایکس بیشترین مقدار به دست آمده است و مقدار دز در هر چهار طرف بیرون از تونل از مقدار μSv/h 5 کمتر شده است و این مطلب نشان دهنده این موضوع است که مقدار ضخامت 1 میلی متر سرب و 2 میلی متر آهن برای بدنه تونل مناسب می باشد.
    کلیدواژگان: سیستم بازرسی اشیاء، اشعه ایکس، دزیمتری در گیت های فرودگاه، شبیه سازیMCNPX
  • اکرم یحیی آبادی ، فلامرز ترک زاده، داریوش رضایی اوچبلاغ صفحات 34-41
    یکی از مهمترین ماده های معادل بافت که امروزه کاربرد گسترده ای در دزیمتری ترمولومینسانس دارد، LiF: Mg, Cu, P است. حساسیت این ماده با غلظت آلاینده ها و کم یا اضافه کردن هر یک از آنها تغییر می کند. لذا در این مطالعه، ماده ترمولومینسانس LiF با آلاینده های منیزیم، مس و فسفر به صورت پودر تهیه شد و حساسیت آن به دمای بازپخت در گستره °C400-240 به مدت 10 دقیقه مورد بررسی قرار گرفت. مشخص شد که با افزایش دمای بازپخت شدت ترمولومینسانس نسبت به دمای استاندارد °C 240 کاهش می یابد. همچنین، غلظت بهینه آلاینده مس و نقش آلاینده های منیزیم، مس و فسفر در دزیمتر LiF: Mg, Cu, P بررسی شد. نتایج نشان داد که با افزایش یافتن غلظت مس پاسخ دزیمتر تا 0/05 مول درصد افزایش و سپس کاهش می یابد. همچنین مشاهده شد که حضور سه آلاینده منیزیم، مس و فسفر در کنار یکدیگر به منظور کاهش دادن مراکز رقیب و افزایش دادن بازده ترمولومینسانس ضروری است.
    کلیدواژگان: شدت ترمولومینسانس، دز، بازپخت، دزیمتر، آلاینده
  • محاسبه ی پارامترهای نوترونی و سینتیکی راکتور مینیاتوری اصفهان (MNSR) با استفاده از روش مونت کارلو و مقایسه نتایج با مقادیر مرجع (SAR)
    محمد قائد رحمتی، مصطفی حسن زاده ، سید امیر حسین فقهی صفحات 42-50
    یکی از پارامترهای اصلی در تمام راکتور های هسته ای، پارامترهای نوترونی و سینتیکی می باشند که نقش بسیار مهمی در تجزیه و تحلیل رفتار دینامیکی راکتورها دارند. برخی از این پارامترها شامل: ضریب تکثیر موثر، راکتیویته، توزیع شار نوترون، کسر موثر نوترون های تاخیری و زمان متوسط تولید نوترون می باشد. بنابراین در این تحقیق سعی شده است پارامترهای نوترونی و سینتیکی راکتور MNSR با استفاده از روش های برازش شیب، اختلال و کد MCNPX محاسبه و آنالیز گردد. نتایج محاسبات نشان می دهد که اختلاف نسبی پارامترهای راکتیویته ی و کسر موثر نوترون های تاخیری از طریق کد MCNPX با مقادیر مرجع به ترتیب حدودا %5/0 و %1/2می باشند. همچنین اختلاف نسبی پارامتر زمان متوسط تولید نوترون با استفاده از روش های برازش شیب و اختلال نسبت به مقدار مرجع به ترتیب حدودا 5%، 5/9% و 5/8% می باشند. بنابراین نتایج این تحقیق نشان می دهد که استفاده از کد MCNPX برای محاسبه پارامترهای نوترونی و کسر موثر نوترون های تاخیری مناسب می باشد در حالیکه روش اختلال یک روش ساده و مناسب جهت محاسبه پارامتر زمان متوسط تولید نوترون است.
    کلیدواژگان: راکتور MNSR، پارامترهای نوترونی، پارامترهای سینتیکی، کد MCNPX
|
  • Ablofazl Heydarzadeh, Saeed Mohammadi Pages 1-9
    Neutron spectroscopy is very important in development of neutron applications. The most commonly used method to measure the neutron energy spectrum is the threshold foil activation method and using an unfolding code such as SAND-II code. The main limitation of this code is that the geometry of the source and measurement setup could not define in the code. In this study, to eliminate this limitation, a new unfolding code has been developed by iterative algorithm in SAND-II and MCNPX code. The full geometry of the measurement setup including the source and foil can be simulated by MCNPX code. In the proposed code, the modified iteration algorithm used in SAND-II is used. The results of the research show that the arrangement of foils in front of the neutron source is effective in the amount of saturation activities of them. Also, using the information obtained by our proposed code, the spectrum unfolded by this code has a good agreement with other neutron spectrum unfolding methods.
    Keywords: Neutron spectroscopy, SAND-II code, MCNPX code
  • Seyed Mohammad Hasheminejad, Mohammad Mahdi Mojarad Kahani, Hossein Jafari, Hamid Shafaei douk, Morteza Azarbadegan, Samaneh Hashemi Pages 10-18
    One of the most effective and comprehensive ways to deal with security risks as well as smuggling of contraband including drugs is using Dual Energy X-ray inspection devices with the capability of materials classification. An important parameter in relation to the use of these devices in the vehicle inspection is the car driver and sensitive body organs dose which can lead to person’s diseases caused by radiation. The aim of this study is the risk assessment for car driver in each scan and also determination of maximum number passes through inspection device for a specified time based on individual doses per scan and the ANSI standard. By using a homespun and programmed car inspection dual-energy X-ray as well as using a Rando phantom of a man and TLD dosimeters, dosimetry was performed to assess the doses of overall and sensitive body organs at three energy situations of the X-ray tube, 155, 175 and 195 kVp. The results show that maximum dose is absorbed in the stomach and the mean total dose of car driver for 155, 175 and 195 kVp energy is 0.276. 0.315 and 0.338μSv respectively. With respect to the overall mean car driver dose (the 0.31μSv) and according to the ANSI standard, machine is known in the category of devices with limited utility. Anyone can pass through this machine in maximum for a year, a month and a week 806, 66 and 15 times respectively and more scan could lead to radiation biohazards according to ANSI standard.
    Keywords: Dosimetery, TLD, Car Inspection, Material Classification, Dual Energy Imaging
  • Design, Fabrication and Assessment of proportional counter in current and sealed gas mode
    jamshid Soltani, Nabipour, farideh Sadeghi Pages 19-26
    The proportional counter is a type of gaseous ionization detector device used to measure particles of ionizing radiation. The key feature is its ability to measure the energy of incident radiation, by producing a detector output that is proportional to the radiation energy. It is widely used where energy levels of incident radiation must be known, such as in the discrimination between alpha and beta particles, or accurate measurement of X-ray radiation dose. In this study some sample of proportional counters in mode of current gas and sealed gas were designed and constructed.
    The advantages and disadvantages of each one were studied. In this study, the plateau curve and functional of these detectors were studied and measured by Radioisotopes sources 133Ba, 241 Am, 152. The results of data shows that the energy discrimination for photon radiation in these detectors are good and it can be concluded that these kind of detectors can be constructed in our country with better results
    Keywords: Proportional counter, plateau region, Spectroscopy, Current Gas, Sealed Gas
  • seyed morteza esmaeili, Ruhollah Ghaderi Pages 27-33
    Cargo inspection systems using X-Ray that is widely used in airports and transportation systems are play an important role in supplying the countries security. In this study, the X-Ray production system and its body has been simulated using MCNPX2.6 Monte Carlo code. In X-Ray lamp of this system, the energy of electrons emitted to anode is 160 keV and its current is 0.6 mA. The tungsten anode is located in glass chamber of X-ray lamp with distance of 5.3 from cathode. The considered tunnel’s dimensions are 120cm in Z (object path), 100cm in Y (align with X-ray lamp) and 100cm in X. the body of tunnel has 1mm lead and 2mm iron. The dose rate in 1cm in and out of the tunnel (leaked dose) is calculated using MCNPX2.6. The most amount of dose is in center of the tunnel exactly below the X-ray lamp and dose in 4 sides of outer of the tunnel is less than 5 μSv/h. these results show that the 1mm thickness of lead and 2mm thickness of iron is appropriate for tunnel body
    Keywords: X-ray inspection system, dosimetry at airport gates, MCNPX simulation
  • akram yahyaabadi, Falamarz Torkzadeh, dariush Rezaeyochbelagh Pages 34-41
    The LiF:Mg,Cu,P thermoluminesence dosimeter (TLD) is a tissue equivalent material with high sensitivity. This dosimeter is widely utilized in thermolumincence (TL) dosimetry. The TL sensitivity of LiF:Mg,Cu,P are affected by changes in the dopant concentrations. In this study, LiF thermoluminescent materials with Mg, Cu and P dopants were prepared in powder form and their sensitivities were examined to different annealing temperatures within 240-400 °C for 10 min. It was found that thermoluminescence intensity decreases with increasing annealing temperature. Also, the optimum concentration of the Cu and the role of the dopants in the LiF:Mg,Cu,Ag material were investigated. TL intensities have an increasing trend with increasing Cu concentration to 0.05 mol% and then reduce. The results of this study indicate that the each of the three dopants Mg, Cu and P appears to play a role in the presence of each other for the decreasing competitor centers and enhancing thermoluminescent sensitivity.
    Keywords: Thermoluminescence Intensity, Dose, Anneal, Dosimetr, Dopant
  • Calculation of neutronic and kinetic parameters in Isfahan Miniature Neutron Source Reactor using Monte Carlo method and comparison with the results SAR
    M. Ghaed, Mostafa Hasanzadeh, S.A.H. Feghhi Pages 42-50
    Kinetic and neutronic parameters have an important role in reactors dynamic behavior analysis. Some of these parameters in nuclear reactors are such as effective multiplication factor (keff), reactivity (ρ), neutron flux as well as power spatial distributions, effective delayed neutron fraction (βeff) and prompt neutron lifetime (Lp). In the current work, analysis and calculation of the kinetic and neutronic parameters are performed using MCNPX code, slope fit and perturbation methods in Isfahan Miniature Neutron Source Reactor (MNSR). According to results, relative difference between the results of MCNPX code and the reference values in calculating of the reactivity and effective delayed neutron fraction are about 0.5% and 2.1%, respectively. The relative difference between the results of the slope fit and perturbation methods with the reference values in calculating of the prompt neutron lifetime are about 5.0%, 9.5% and 8.5%, respectively. Therefore, the results of this research show that the MCNPX code is suitable for calculating of the reactor kinetic parameters such as effective delayed neutrons fraction, while the perturbation method is a simple and convenient method for calculating of the prompt neutron lifetime.
    Keywords: MNSR, Neutronic, kinetic parameters, Slope fit method, Perturbation method, MCNPX code