فهرست مطالب

  • سال ششم شماره 3 (بهار 1397)
  • ویژه نامه پنجمین کنفرانس بین المللی مهندسی قابلیت اطمینان و ایمنی
  • تاریخ انتشار: 1397/05/16
  • تعداد عناوین: 10
|
  • رضا نشاطی، محمدرضا رشیدیان وزیری، فرهود ضیایی* صفحات 1-4
    در این مقاله با استفاده از یک چیدمان نوری تجربی وابستگی دمایی ضریب شکست فانتوم آب اندازه گیری شده است. درروش کالری متری پرتوها با بهره گیری از باریکه های لیزری و سیستم های تداخل سنجی، میزان تغییراتی که جذب پرتو در فانتوم ایجاد می کند به دقت قابل اندازه گیری است. جذب دز و تغییرات دمایی حاصل از آن باعث تغییرات ضریب شکست در ماده می شود. برای آنکه بتوان میزان اندک دز جذبی در فانتوم را اندازه گیری کرد باید وابستگی دمایی ضریب شکست ماده به دقت مشخص باشد. نتایج اندازه گیری وابستگی دمایی ضریب شکست فانتوم آب بیانگر کاهش ضریب شکست با افزایش دمای آن است.
    کلیدواژگان: ایمنی پرتو، صنعت هسته ای، دزیمتری، نور شناخت، تمام نگاری دیجیتال
  • سمیرا سرشوق، کمال حداد*، رضا فقیهی، سیدمجتبی زبرجد، محمدهادی مقیم صفحات 5-10
    استفاده از پرتوهای اشعه ایکس در صنایع مختلف و به خصوص در کاربرد های پزشکی در حال افزایش است. در این راستا طراحی مواد محافظ سبک و کارآمد بر پایه نانو کامپوزیت های پلیمری و مطالعه دقیق تاثیر افزودن نانو ذرات با اندازه های مختلف در پلیمرها بر تضعیف اشعه ایکس ضروری به نظر می رسد. در این تحقیق نانو کامپوزیت های اپوکسی با درصدهای مختلف نانو ذرات اکسید مس (5 و 10 درصد وزنی) تولیدشده و تاثیر پارامترهای مختلف ازجمله انرژی پرتوهای اشعه ایکس و ضخامت نمونه ها بر تضعیف اشعه ایکس موردمطالعه قرار گرفت. برای این منظور نمونه های نانو کامپوزیتی در معرض اشعه ایکس مشخصه keV 25.27 و keV 28.49 ناشی از قلع قرارگرفته و ضریب تضعیف خطی نمونه ها با استفاده از طیف نگار نیمه هادی HPGe اندازه گیری شد. همچنین نحوه توزیع نانو ذرات درزمینه اپوکسی با استفاده از میکروسکوپ الکترونی روبشی موردبررسی قرار گرفت. نتایج آزمون اشعه ایکس نشان دهنده تفاوت قابل توجه توانایی اپوکسی در تضعیف اشعه ایکس با افزودن نانو ذرات می باشد. همچنین تصاویر میکروسکوپی توزیع مناسب نانو ذرات درزمینه اپوکسی حتی در درصدهای بالا را نشان می دهد.
    کلیدواژگان: نانوذره، اکسید مس، اپوکسی، اشعه ایکس، ضریب تضعیف
  • مهدیه میرزایی نیا، محمدرضا شجاعی*، احسان ابراهیمی بسابی صفحات 11-16
    یکی از مهم ترین راه های گسترش آلودگی در صورت بروز حادثه در یک نیروگاه هسته ای پراکندگی جوی مواد است. در این پژوهش با استفاده از مدل HYSPLIT ابتدا مسیر ذرات به صورت افقی و عمودی برحسب فشار و ارتفاع از سطح زمین در دو ارتفاع 0 و 5/1 متری از سطح زمین در دو اجرای مجزا طی دو دوره ی 15 روزه بازمان شروع 23 و 24 نوامبر 2006 محاسبه گردید. سپس مقادیر خروجی از حادثه ی فوکوشیما در روز 12 و 13 مارچ 2011 انتخاب و جمع آوری شد و تمامی این مقادیر به عنوان خروجی ساختمان راکتور شماره ی 1 که توانی نزدیک به توان نیروگاه ارمنستان دارد، در نظر گرفته شد. غلظت آلاینده ها با توجه به این مفروضات طی یک دوره ی 15 روزه که از روز 23 نوامبر 2006 آغاز گشته است، با استفاده از مدل HYSPLIT در دو ارتفاع 0 و 5/1 متری از سطح زمین محاسبه گردید. نتایج نشان می دهند بروز حادثه در این بازه ی زمانی منطقه ی شمال غرب کشور ایران را تحت تاثیر پراکندگی جوی مواد ناشی از حادثه در نیروگاه ارمنستان قرار خواهد داد.
    کلیدواژگان: پراکندگی جوی مواد، حادثه ی هسته ای، مسیریابی، نیروگاه ارمنستان، .HYSPLIT
  • راضیه مینایی، احمد پیروزمند*، منصور رهسپار صفحات 17-22
    در این تحقیق نمونه آلومینا به روش احتراق در محلول، سنتز و مشخصات ترمولومینسانس آن برای دزیمتری در دزهای بالای پرتوگاماموردبررسی قرارگرفته است. ساختار و مورفولوژی ذراتبا آنالیز XRDو SEM مورد بررسی قرار گرفتند. نتایج تشکیل آلومینا در فاز آلفا و ذرات پولکی شکل باضخامت نانومتری را نشان می دهد.همچنین برخی خواص ترمولومینسانسی نمونه سنتز شده همچون منحنی تابشی، بررسی تکرارپذیری، اثر محوشدگی و پاسخ خطی ترمولومینسانسی آن تحت تابش گاما با چشمه کبالت-60 موردبررسی قرار گرفت. با توجه به نتایج به دست آمده نمونه سنتز شده پاسخ خطی خوبی را در محدوده دزهای تابشی بالا تا حدود kGy4 نشان می دهد؛ بنابراین می تواند کاندیدای خوبی برای دزیمتری دزهای بالای پرتوگاما باشد.
    کلیدواژگان: ترمولومینسانس، نانوفسفر، Al2O3، دزیمتری دزهای بالا
  • محمدحسن مهدیان منش*، رضا فقیهی صفحات 23-28
    مطالعات مختلفی با هدف بهبود کیفیت اقدامات حفاظت در برابر اشعه در رادیولوژی و پزشکی هسته ای انجام شده است. از میان موضوعات مختلف قابل بررسی در این زمینه، یک مسئله مهم اندازه گیری کمیت های عملیاتی حفاظت دربرابر اشعه مثل معادل دز فردی، HP(d)، در عمق های مختلف (mm10، mm3، mm7/0=d) می باشد. این موضوع پس از تصمیم ICRP مبنی بر کاهش حد دز معادل سالیانه به mSV20 در سال از اهمیت بیشتری برخوردار شد. در حال حاضر کالیبراسیون دزیمترهای فردی در میدان های فوتونی به وسیله اندازه گیری کرمای هوا و تبدیل آن به معادل دز فردی در عمق موردنظر از طریق ضریب تبدیل مناسب انجام می گیرد. به همین منظور در این مطالعه لیستی از ضرایب تبدیل به منظور تبدیل کرمای هوا به معادل دز فردی در عمق های (mm10، mm3، mm7/0=d) برای 5 بیم اشعه ایکس ازمحدود Kev40 تا Kev140، از طریق مدل سازی مونت کارلو و با استفاده از کد شبیه سازی گیت محاسبه شده و مقایسه ای بین نتایج به دست آمده و نتایج منتشرشده توسط سازمان بین المللی استانداردسازی (ISO) انجام گرفته است.
    کلیدواژگان: ضریب تبدیل، کرمای هوا، معادل دز فردی، کمیت های عملیاتی، ICRP
  • مهدی ایزدی*، سیامک پارسایی صفحات 29-36
    در این مقاله به کمک نرم افزار SuperMc 3.2، 2 مدل تکنیک رادیوگرافی جوش لوله ها که در بین رادیوگراف ها مرسوم تر هستند (دو دیواره و یک تصویر (DWSI) و تکنیک یک دیواره و یک تصویر (SWSI) فیلم بیرون لوله و چشمه پرتوزا درون لوله) بدون استفاده از کولیماتور و از منظر ایمنی و ریسک خطر پرتویی موردمطالعه قرارگرفت. با توجه به نتایج به دست آمده، به دلیل عدم استفاده از کولیماتور ریسک خطر پرتویی در تکنیک DWSI، بسیار بالا بوده، لذا اگر پرتونگار نتواند در مدت زمان شوت کردن چشمه خود را به موقع به منطقه آزاد برساند ممکن است در یک روز بیش از 150 میکروسیورت دز دریافت کند.
    کلیدواژگان: رادیوگرافی صنعتی، شار گاما، دو دیواره - یک تصویر، یک دیواره - یک تصویر، اکتیویته
  • یاسر حمیدی اطهر*، فرشاد فقیهی، کمال حداد، احمد پیروزمند صفحات 37-42
    در این تحقیق به بررسی مسیرهای پراکندگی و میزان غلظت هست ه های پرتوزا در جو حاصل از عملکرد عادی راکتور تحقیقاتی پیشنهادی فارس پرداخته شده است. ازآنجایی که هنوز راکتور موردنظر در مرحله طراحی مفهومی است، بنابراین از مشخصات راکتور تحقیقاتی تهران که بسیار شبیه این راکتور می باشد، استفاده شده است. شبیه سازی ها برای یک دوره یک ساله (2016) انجام شده و با استفاده از داده های نشت محصولات شکافت به بیرون در شرایط کارکرد عادی راکتور تحقیقاتی تهران و همچنین کد محیطی HYSPLIT، بررسی های مربوط به مسیر پراکندگی و محاسبات مربوط به توزیع غلظت انجام شده است. در این تحقیق از داده های هواشناسی NOAA(GDAS) استفاده شده و سپس معادل دز موثر کل سالانه (TEDE) محاسبه گردیده است. نتایج نشان می دهد با فرض اینکه راکتور تحقیقاتی موردنظر در طول یک سال کار کند، میزان دز دریافتی کمتر از حد مجاز) (1mSv پذیرفته شده توسط کمیسیون بین المللی حفاظت در برابر اشعه (ICRP) می باشد.
    کلیدواژگان: HYSPLIT، TEDE، مسیر پراکندگی، راکتور تحقیقاتی، پخش مواد رادیو اکتیو
  • محمد اشرفی نیا*، اصغر حدادی، داریوش سرداری، الهام سعیدزاده صفحات 43-48
    فوتون پرانرژی موجب تولید آلودگی نوترونی در شتاب دهنده های خطی پزشکی می شوند. اثر بیولوژیکی نسبی نوترون 20 برابر فوتون است، بنابراین آسیب آن در بافت بیولوژیکی بسیار بیشتر و غیرقابل چشم پوشی هست. در این پژوهش بررسی دز معادل نوترون در شتاب دهنده خطی پزشکی توسط کد مونت کارلویی فلوکا انجام شده است. نتایج نشان می دهد استفاده از میدان های درمانی کوچک تر، تولید آلودگی نوترونی را در نواحی خارج میدان درمانی افزایش می دهد. همچنین نواحی خارج میدان درمانی چندین برابر فوتون، دز نوترونی دریافت می کنند. عمده ی توزیع دز معادل آلودگی نوترونی در سطح بدن هست که ریسک ایجاد سرطان ثانویه ازجمله سرطان پوست را افزایش می دهد.
    کلیدواژگان: اثر بیولوژیکی نسبی، آلودگی نوترونی، شتاب دهنده خطی، فوتونوترون، شبیه سازی مونت کارلو
  • مریم دهقان پور*، اصغر حدادی، سمیه غلامی، رضا ملازاده صفحات 49-56
    در رادیوتراپی با شتابدهنده های پزشکی در انرژی های بالاتر از MV10، امکان تولید فوتونوترون ها در سر لینک وجود دارد. در این پژوهش شبیه سازی کامل هد شتابدهنده، پیس میکر، بررسی شار نوترون و فوتون توسط کد فلوکا انجام شده است. طبق نتایج طیفی از نوترون های حرارتی تا فوق سریع دیده می شود. در درمان سرطان پروستات بیماران قلبی دارای پیس میکر که پیس میکر بیش ازcm 40 از میدان درمان فاصله دارد دز نوترون و فوتون دریافت می کند. بنابراین علاوه بر بافت هدف که بیش ترین دز ناخواسته نوترونی را در حین درمان دریافت می کند سایر ارگان های خارج میدان نیز دز دریافت می کنند. ممکن است نوترون هایی که به پیس میکر می رسند بسته به میزان دز، اختلالاتی در پیس میکر به وجود آورند.
    کلیدواژگان: آلودگی نوترونی، پیس میکر قلبی، لینک، مونت کارلو، FLUKA
  • ایمان طهماسبی، کمال حداد*، رضا فقیهی صفحات 57-65
    سطح مقطع برخورد نوترون با مواد در موارد استفاده از نوترون برای انجام یک کار خاص مثلا نوترون تراپی یا حتی در رآکتورهای هسته ای، از اهمیت بالایی برخوردار است. در محاسبات کدهای محاسباتی مثل MCNP، تنها از اطلاعات سطح مقطع برخورد نوترون با توده ماده که در کتابخانه کد محاسباتی وجود دارد استفاده می شود، درصورتی که موادی که دارای ذرات در مقیاس نانو هستند در مقابل توده مواد و یا مواد دارای ذرات در مقیاس میکرو از خواص بهتری برخوردارند و حتی می توانند در برخی موارد سطح مقطع برخورد نوترون متفاوتی از خود نشان دهند. در این پژوهش مقدار جذب نوترون حرارتی در کامپوزیت اپوکسی و میکرو ذره نیترید بور (BN) و کامپوزیت اپوکسی و نانوذره نیترید بور هگزاگونال (h-BN) با اندازه ذرات 80 نانومتر و فاصله صفحات 20 نانومتر مقایسه شده است. کامپوزیت ها از روش فرآوری محلول ساخته شده اند، بدین صورت که محلول اپوکسی با پودر ذرات میکرو و یا نانو با به کاربردن دستگاه آلتراسونیک مخلوط و درنهایت محلول در قالب ریخته گری شده است. دودسته نمونه از کامپوزیت های با ذرات نانو و میکرو با درصد وزنی متفاوت، 5% و 10% در نظر گرفته شده و ساخته شده است. همچنین برای آشکارسازی نوترون های حرارتی از آشکارساز BF3 استفاده شده است. نتایج به دست آمده نشان دهنده تفاوت سطح مقطع جذب نوترون حرارتی در کامپوزیت میکرو نیترید بور و کامپوزیت نانو نیترید بور هگزاگونال است. نتایج حاصل از آزمایش ها و داده های به دست آمدهنشان دهنده ی بهبود یا افزایش جذب نوترون های حرارتی در کامپوزیت با ذرات نانو نیترید بور هگزاگونال نسبت به کامپوزیت با ذرات میکرو نیترید بور است.
    کلیدواژگان: نوترون تراپی، نانو کامپوزیت، میکرو کامپوزیت، سطح مقطع جذب نوترون، نوترون حرارتی، نیترید بور.
|
  • Reza Neshati, Mohammad Reza Rashidian Vaziri, Farhood Ziaie* Pages 1-4
    In this paper, an experimental setup is used to measure the temperature dependence of the refractive index of a water phantom. In radiation calorimetry by laser beams and interferometric systems, the amount of change induced by radiation within the phantom can be accurately measured. Absorption of dose and the resulted change in temperature changes the refractive index within the material. In order to be able to measure the small amount of the absorbed dose within the phantom, the temperature dependence of the refractive index of the material must be precisely known. The measurement results of temperature dependence to the refractive index of water indicate the decrease of its refractive index by increasing the temperature.
    Keywords: Radiation safety, Nuclear industry, Dosimetry, Optics, Digital holography
  • Samira Sarshough, Kamal Hadad*, Reza Faghihi, Mojtaba Zebarjad, Mohammad Hadi Moghim Pages 5-10
    Using of X-rays in different industries and especially in medical application is increasing. In this regard, designing of light and efficient protective material based on polymeric nanocomposites and precise study of the effect of adding nanoparticles with different sizes on the X-ray attenuation is necessary. In this study the epoxy nanocomposites with different percentages of copper oxide nanoparticles (5 &10wt%) are produced and the effect of various parameters such as X-rays energy and thickness of the samples on X-ray attenuation was studied. For this purpose, nanocomposite samples were exposed to characteristic X-rays of 25.27 keV and 28.43 keV caused by tin and the linear attenuation coefficient of samples were measured using HPGe semiconductor spectrometer. The distribution of nanoparticles in epoxy was examined using scanning electron microscope. The results of X-ray test demonstrated a significant difference in the X-rays attenuation ability of epoxy by adding nanoparticles. The microscopic images showed proper distribution of nanoparticles in epoxy matrix even in higher percentage.
    Keywords: Nanoparticle, Copper oxide, Epoxy, X-ray, Attenuation Coefficient
  • Mahdieh Mirzaeiniya, Mohammad Reza Shojaei*, Ehsan Ebrahimi Basabi Pages 11-16
    The atmospheric dispersion of Materials is one of the most important ways of spreading contamination of a NPP accident. In this study, the particle paths were calculated by HYSPLIT model (both pressure and AGL form of trajectory) horizontally and vertically at 0 and 1.5 meters above ground level during 15-day periods for 23& 24 November 2006 start times. Then, the releases values of Fukushima accident in 12 & 13 March 2011 were considered as the releases of the unit 1 building, which is close to the power of Armenian Nuclear Power Plant (ANPP). According to these assumptions, the concentration of pollutants was calculated by HYSPLIT model during a 15-day period starting in 23 November 2006 at 0 and 1.5 meters above ground level. The results show that the northwestern region of Iran will be affected by the atmospheric dispersion materials from ANPP hypothetical accident in this period.
    Keywords: Atmospheric dispersion of material, Nuclear accident, Trajectory, ANPP, HYSPLIT
  • Razieh Minaei, Ahmad Pirouzmand*, Mansour Rahsepar Pages 17-22
    In this study, nanostructured alumina was synthesized by solution combustion method and its thermoluminescence properties was investigated. X-raydiffraction (XRD) and scanning electron microscopy (SEM) were conducted to investigate the crystal structure, morphology and the particle size of the powders. It was observed that nano structured α-Al2O3 particles with nano flake morphology and thickness of 50-90 nm were formed. The samples were exposed by gamma rays of 60Co radioactive source. The samples reproducibility and fading effect were investigated as well. The results of TL glow curves illustrated a prominent peak at around 187°C. It was revealed that the Al2O3 sample exhibited a linearity response in a wide range of doses (up to 4 kGy) that make it a good candidate for high dose dosimetry measurements.
    Keywords: Thermoluminescence, Nanophosphors, Alumina, High Dose Measurement
  • Mohama Hasan Mahdian Manesh*, Reza Faghihi Pages 23-28
    Several studies have been done with the aim of improving the quality of the radiation protection measurement in radiology and nuclear medicine. Among different subjects which are capable to be considered in this area, the measurement of the operational quantities of protection against the radiation ,such as, personal dose equivalent ,HP(d), at different depths (d=0.07mm, 3mm, 10mm) is an important issue. This subject was became more important after the decision of ICRP in terms of decreasing the annual dose limit to 20mSV per year. Nowadays the calibration of individual dosimeters in photonic fields are being done with proper conversion coefficients by the measurement of the airkerma and convert to the personal dose equivalent in desired depth. For this reason, in order to convert airkerma to personal dose equivalent in depth of (d=0.07mm, 3mm, 10mm) for X ray radiation between 40 KeV and 140 KeV, this essay has calculated a list of conversion coefficients by the Mont Carlo modeling and using Gate simulated code. After that a comparison between the achieved results and the results which published by international standard organization (ISO) was performed.
    Keywords: Conversion factor, Airkerma, Personal dose equivalent, Operational quantities, ICRP
  • Mahdi Izadi*, Siyamac Parsaee Pages 29-36
    In this article, we used SuperMc 3.2 Software for have studied two models of welding radiographic techniques that are more common in radiographs (Dobell Walls and Single Image (DWSI) and Single Wall and Single Image (SWSI) technique) , without the use of a collimator and in terms of radiation risk and radiation safety. According to results, Due to the lack of a collimator, the risk of radiation in the DWSI technique is very high. Therefore, if the radiographer could not reached the free zone in time of shooting, it may receive more than 150 micro-Sievert of doses per day
    Keywords: Industrial Radiography, Gamma Flux, DWSI, SWSI, Activate
  • Yaser Hamidi Athar Mr*, Farshad Faghihi, Kamal Hadad, Ahmad Pirouzmand Pages 37-42
    In this study, the trajectory and the concentration of radioactive nuclei in the atmosphere resulting from the Fars proposed research reactor innormal operation condition have been investigated. Since the reactor is in the conceptual design stage, so we use the characteristics of the Tehran research reactor, which is very similar to this reactor. Simulations were carried out for a one-year period (2016) and we use data from fission products leakage that extract from the Tehran Research Reactor in normal operating conditions and using HYSPLIT environmental code for studies that related to the trajectory and Concentration distributioncalculation. In this study, Meteorological Data NOAA (GDAS) have been used and then the total effective dose equivalent (TEDE) is calculated. The results show that, while the research reactor operated for a year, the received dose rateis less than the 1mSvthat adoped by the International Commission on Radiation Protection (ICRP).
    Keywords: HYSPLIT, TEDE, trajectory, research reactor, radioactive materials effluence
  • Mohammad Ashrafinia*, Asghar Hadadi, Dariush Sardari, Elham Saeedzadeh Pages 43-48
    Employing High-energy photons in medical linear accelerators can lead to neutron contamination. The relative biological effect of neutrons is 20 times higher than photons. Consequently, its damage to the biological tissue is much higher and unobtrusive. In this study, we calculated neutron equivalent dose in a medical linear accelerator by the FLUKA Monte Carlo code system. The results show that using smaller treatment fields increases the neutron contamination dose in out-of-field areas. Furthermore, the areas outside the treatment field receive several times higher neutron dose than the photon dose. Most of the neutron dose distribution is at the surface of the human body. So it could increase the secondary cancer risk, including skin cancer.
    Keywords: Relative biological effect, Neutron contamination, Linear accelerator, Photoneutron, Monte Carlo simulatio
  • Maryam Dehqanpour*, Asghar Hadadi, Somayeh Gholami, Reza Molazadeh Pages 49-56
    In radiation therapy with high-energy photon beams (E > 10 MV) neutrons are generated mainly in LINACs head thorough (γ,n) interactions. These neutrons affect the shielding requirements in radiation therapy rooms. According to the AAPMTG-34 report, photon absorbed dose of 10Gy can cause permanent damage to the pacemaker and the dose of 2Gy can make minor changes in the functioning of the pacemaker. So, in the radiotherapy of patients with pacemakers, the system should be designed to limit the dose of the pacemaker to 2Gy.In the current study, the Varian Clinac 2100C linear accelerator head and the pacemaker were fully simulated, the neutron and photon flux were evaluated by the FLUKA code. All components of the heart pacemaker, including battery and circuit parts, leads and connector were simulated according to real case. The results of the simulation were compared with measurements to verify the simulated model. Forthe treatment of prostate cancer where the pacemaker is located more than 40 cmfrom the treatment field, the neutron flux is observed in a wide range ofthermalneutrons tofast. Therefore, in addition to thetarget tissue that receives the highest unwanted neutron dose during treatment, close organs and, subsequently, other organs receive a considerable dose ofneutrons. The highest amount of flux on the surface of the titanium body of the pacemaker is for 100 keV photons and the most of the neutron flux is in the thermal region.The results of photon and neutron flux in the battery layers show that the maximum flux is in steel layer and then for lithium.
    Keywords: Photoneutron, Pacemaker, LINAC, Monte Carlo, FLUKA
  • Eiman Tahmasbi, Kamal Hadad*, Reza Faghihi Pages 57-65
    The neutron collision cross-section is important in neutron use for a specific job, such as neutron therapy or even in nuclear reactors. In calculating computational codes such as MCNP, only information from the neutron-to-mass collision information contained in the computational code library is used, in the case of nanoscale particles in contrast to the mass of materials and / or particulate matter on a micro scale, they have better properties and can even show a different neutron collision cross section in some cases. In this study, the amount of thermal neutron absorption in the epoxy composite of microparticle boron nitride (BN), and epoxy composite of hexagonal boron nitride (h-BN) nanoparticles with a particle size of 80 nm and a spacing of 20 nm were compared. The composites are made from a solvent processing method, in which the epoxy solution is mixed with a micro or nanoparticle powder with the use of an ultrasonic device and ultimately dissolved in the mold. Two groups of samples from nanoscale and micro-particles with different weight percentages of 5% and 10% have been designed and constructed. BF3 detector was also used to detect thermal neutrons. The results show the difference between the thermal neutron absorption cross section in the boron nitride microparticle composite and hexagonal boron nitride nanoparticle composite. While MCNP calculations yield only one data set, that there is no difference in the simulation of microparticles or nanoparticles. The results of the experiments and the data obtained indicate that the absorption of thermal neutrons in composites with hexagonal nano-nitride particles is better than composite with boron nitride micro particles.
    Keywords: Neutron therapy, Nano Composite, Micro Composite, Neutron absorption cross section, BN, h-BN, Thermal Neutron