@article { author = {Tajik, M and Ghal Eh, N and Etaati, G. R and Afarideh, H}, title = {Monte Carlo Simulation of NE213 Response to 241Am-Be Neutrons Using the PTRAC Card of the MCNPX Code and the Light Transport Code PHOTRACK}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {34}, number = {3}, pages = {1-7}, year = {2013}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {The response of an NE213 scintillator to Am-Be neutrons, in which the neutron and neutron-induced charged particles transports have been undertaken, has been simulated with the use of MCNPX’ PTRAC card whilst the scintillation light transport has been performed with Monte Carlo light transport code, PHOTRACK. The scintillation light output for different neutron-induced charged particles has been calculated using the validated light output curves. The experimental data on the response of the NE213 scintillator exposed to Am-Be source has been obtained with a neutron-gamma discrimination circuitry using zero-crossing method. The simulation data represent a good agreement with the corresponding experimental results.}, keywords = {Simulation,NE213 Liquid Scintillator Detector,241Am-Be Neutrons,MCNPX-PHOTRACK Hybrid Code}, title_fa = {شبیه‌سازی پاسخ آشکارساز سوسوزن‌ مایع NE213به نوترون‌های چشمه‌ی 241Am-Be با تلفیق کارت PTRAC کد MCNPX و کد ترابرد PHOTRACK}, abstract_fa = {با هدف شبیه‌سازی پاسخ آشکار سوسوزن 213NE به نوترون­‌های چشمه­‌ی Am-Be، محاسبه­‌های ترابرد نوترون و ذرات باردار ثانویه با استفاده از برنامه‌­ای که خروجی کارت PTRAC کد MCNPX را پس‌پردازش می‌کند (برنامه­‌ی MCNPX-PHOTRACK) و محاسبه­‌ی مقدار نور سوسوزنی هر کدام از ذرات باردار از طریق منحنی‌های نوری معتبر، و در نهایت، محاسبه­‌ی ترابرد نور سوسوزنی نیز با استفاده از کد PHOTRACK به انجام رسید. به منظور بررسی صحت عملکرد کد تلفیقی MCNPX-PHOTRACK، پاسخ تجربی آشکارساز 213NE به نوترون­‌های چشمه‌­ی Am-Be با استفاده از مدار جداسازی نوترون- گاما به روش گذر از صفر به دست آمد. مقایسه­‌ی نتایج شبیه‌سازی و تجربی هم‌­خوانی بسیار خوبی را نشان داد.}, keywords_fa = {Simulation,NE213 Liquid Scintillator Detector,241Am-Be Neutrons,MCNPX-PHOTRACK Hybrid Code}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_322.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_322_6a3145ce34972a480841bea439aef5d5.pdf} } @article { author = {Abtahi, S.M and Aghamiri, S.M and KHalafi, H}, title = {The Effects of Magnetic Field Strength on MAGICA Polymer Gel Dosimeter Response}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {34}, number = {3}, pages = {8-16}, year = {2013}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {The most considerable advantage of gel dosimeters is their unique ability to determine three dimensional dose distribution. Polymer gel dosimeters are, in fact, monomers distributed in a gelling matrix. Upon the irradiation, these monomers convert to polymers and as a result some of their detectable properties will be changed. One of them is the magnetic property which is detectable by the use of the MRI photography. In this research, the effect of magnetic field strength and echo numbers of a MRI system on the response of the MAGICA gel dosimeters was investigated. Consequently, after irradiation of the MAGICA polymer gel dosimeters, this dosimeter was imaged by 0.5T and 1.5T MRI systems with 8 and 32 echo, respectively. Sensitivity of the gels imaged by the 1.5T and 0.5T systems were 0.17±0.005 Gy/s and 0.16±0.005 Gy/s, respectively. The R2 values obtained from 0.5 T system were found to be higher compared with the 1.5T system in all the measured doses. Up to dose rate of 17.5Gy the resolution difference of the 1.5T and 0.5T imaged gels was ignorable and beyond this point this difference was increased notably. It can be concluded that when the absorbed dose is applied up to 17.5Gy the 0.5T MRI system is suitable but beyond this dose the 1.5T system is recommended.}, keywords = {Polymer Gel Dosimeter,MAGICA,Magnetic Field Strength Effect}, title_fa = {بررسی اثر قدرت میدان مغناطیسی بر پاسخ دزیمتر ژلی- پلی‌مری MAGICA}, abstract_fa = {مهم­ترین مزیت دزیمترهای ژلی توانایی منحصر به فرد آن­ها در تعیین توزیع سه­بعدی دز است. دزیمترهای ژلی- پلی­مری در حقیقت مونومرهایی هستند که در یک شبکه­ی ژلاتینی به طور یکنواخت توزیع شده­اند. در اثر پرتودهی، مونومرهای موجود در ژل به پلی­مر تبدیل شده و  برخی خواص دزیمتر ژلی تغییر می­کنند که قابل آشکارسازی است. یکی از این تغییرها، خواص مغناطیسی دزیمتر ژلی- پلی­مری است که از طریق تصویربرداری تشدید مغناطیسی (MRI) قابل آشکارسازی است. در این پژوهش سعی شده است اثر تغییر قدرت میدان مغناطیسی سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی بر پاسخ دزیمتر ژلی MAGICA مورد بررسی قرار گیرد. برای این منظور دزیمتر ژلی- پلی­مری MAGICA پس از ساخته شدن در آزمایشگاه، توسط نوترون­های گرمایی در ستون گرمایی رآکتور تهران مورد پرتودهی قرار گرفت و سپس به وسیله­ی دو سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی با قدرت­های مغناطیسی 0.5 و 1.5 تسلا با پارامترهای نرم­افزاری بهینه مورد تصویربرداری قرار گرفت. پارامترهای دزیمتری بررسی شد. حساسیت دزیمتر در تصویربرداری با سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی با قدرت مغناطیسی 1.5 تسلا (ساخت شرکت زیمنس)، 005/0±17/0 گری بر ثانیه و برای سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی با قدرت مغناطیسی 0.5 تسلا (ساخت شرکت فیلیپس)، معادل 005/0±16/0 گری بر ثانیه به دست آمد. مقدار 2R در تمام نقاط برای سیستم با قدرت مغناطیسی 0.5 تسلا بیش­تر بود. قدرت تفکیک دز برای تصویرهای حاصل از سیستم­های با قدرت مغناطیسی 1.5 و 0.5 تسلا تا دزهای حدود 17.5گری تفاوت چندانی نداشت و در ورای آن تفاوت قدرت تفکیک دز قابل توجه می­شد. چنین نتیجه گرفته شد که در کاربردهایی که حداکثر دز جذبی در آن­ها 17.5گری است، می­توان از سیستم تصویربرداری مغناطیسی با قدرت میدان مغناطیسی 0.5 تسلا و 8 اکو استفاده نمود و در کاربردهایی که با دزهای بالای 17.5گری سروکار دارد لازم است از سیستم با قدرت میدان مغناطیسی 1.5 تسلا و 32 اکو استفاده شود.}, keywords_fa = {Polymer Gel Dosimeter,MAGICA,Magnetic Field Strength Effect}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_328.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_328_7cf81766e797f7580fe4c2e061e43de0.pdf} } @article { author = {Hossini Pooya, S.M and Taheri, M and Torabi, F and Shamsaie Zafarghandi, M}, title = {kjjThe Response of Radon Diffusion Chamber Using a New Calibration Method and its Results in an International Intercomparison}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {34}, number = {3}, pages = {17-22}, year = {2013}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {The measurements of radon as a radioactive gas, when inhaled creates lung cancer risk in human, are of great importance for researchers. In this research, the response of a passive radon detector is determined based upon a new calibration method. The detector includes a chamber in which the radon gas can diffuse inside the cham ber and the alpha particles from the radon and/or its alpha emitter daughters are registered on the surface of a polycarbonate film at the bottom of the chamber. The new calibration method includes a traceable standard flow-through source of radon, connected to a designed calibration chamber with adjustable inner radon concentration. The uncertainty of the method is 5% with the confidence level of 95%. The sensitivity of the detection method is calculated to be 13.55 [tracks cm-2 (Bq lit-1 day)-1], and the results of an international intercomparison show that the differences between the measured values by the system are less than 5% in comparison with those of the reference values in three radon levels; that is, low, medium, and high concentrations.}, keywords = {Radon,Diffusion Chamber,Calibration}, title_fa = {پاسخ آشکارساز اتاقک نفوذی رادون با استفاده از روش جدید کالیبراسیون و نتایج آن در آزمون مقایسه‌ای بین‌المللی}, abstract_fa = {اندازه­گیری گاز رادون به عنوان یکی از عناصر پرتوزا که استنشاق آن امکان ایجاد مخاطره­های ریه را در بر دارد همواره برای پژوهش­گران از اهمیت ویژه­ای برخوردار بوده است. در این پژوهش پاسخ آشکارساز غیرفعال اتاقک نفوذی گاز رادون با استفاده از یک روش جدید کالیبراسیون براساس توسعه­ی روش کالیبراسیون جریان- عبوری تعیین شد. این آشکارساز شامل یک اتاقک است که براساس نفوذ گاز رادون به درون آن و ثبت ردپای ذرات آلفای گسیل شده از رادون و یا دختران آلفازای آن بر روی فیلم پلی­کربنات انتهای اتاقک عمل می­نماید. این روش کالیبراسیون شامل یک چشمه­ی استاندارد نوع جریان- عبوری متصل به یک محفظه­ی طراحی شده­ی کالیبراسیون با قابلیت کنترل و تنظیم غلظت رادون درون آن است. بهترین تخمین اندازه­گیری در این روش کالیبراسیون برابر 5% با سطح اطمینان 95% است. ضریب حساسیت آشکارسازی اتاقک نفوذی با این روش کالیبراسیون برابر 13.55  برحسب [tracks cm-2 (Bq lit-1 day)-1] به دست آمده است. نتایج حاصل از شرکت این آشکارساز در آزمون مقایسه­ای بین­المللی، اختلافی کم­تر از 5% نسبت به مقادیر مرجع آزمون در سه سطح غلظت کم، متوسط و بالا نشان داد.}, keywords_fa = {Radon,Diffusion Chamber,Calibration}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_329.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_329_a451dc4e099112834ec4e00a71a63517.pdf} } @article { author = {Nilchi, A.R and Shariati Dehaghan, T and Rasouli Garmarodi, S}, title = {Solid Phase Extraction of Uranium and Thorium Ions on Octadecyl Silica Cartridge Modified with Cyanex302}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {34}, number = {3}, pages = {23-26}, year = {2013}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {Octadecyl silica cartridge modified with Cyanex302 was used for the separation and preconcentration of thorium (IV) and uranium (VI) from aqueous solutions. The influences of analytical parameters including pH, and the amount of Cyanex302 were investigated on the adsorption of analyte ions. The maximal capacity of the cartridges modified by 30mg of Cyanex302 was found to be 20 mg/L of uranium and thorium.}, keywords = {Solid Phase Extraction,Modified Octadecyl Silica Cartridge,Uranium Ions,Thorium Ions,Absorption}, title_fa = {استخراج فاز جامد یون‌های اورانیم و توریم با کارتریج‌های اکتادسیل سیلیکای اصلاح شده با سیانکس302}, abstract_fa = {با استفاده از کارتریج­های اکتادسیل سیلیکای اصلاح شده، بستر جاذب جامدی برای جذب یون­های اورانیم و توریم از محلول­های آبی فراهم شد. اثرهای پارامترهای مختلف از قبیل pH و مقدار لیگاند جذب شده بر روی اکتادسیل سیلیکا، بر میزان جذب این بستر جاذب مورد بررسی قرار گرفت. نتایج به دست آمده حاکی از آن است که با استفاده از سیانکس302 برای اصلاح کارتریج­های اکتادسیل سیلیکا، حداقل میزان لیگاند لازم برای جذب قابل قبول یون­های اورانیم و توریم، 30 میلی­گرم است که این مقدار سیانکس قابلیت جذب حداکثر 20 میلی­گرم بر لیتر یون اورانیم و توریوم را دارا بوده و پس از جذب این مقدار از یون­ها، به دلیل اشباع شدن ظرفیت تبادل یونی سیانکس302 اولیه، امکان جذب بیش­تر یون­های اورانیم و توریم باقی­مانده در محلول، نیست.}, keywords_fa = {Solid Phase Extraction,Modified Octadecyl Silica Cartridge,Uranium Ions,Thorium Ions,Absorption}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_331.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_331_8fdb35dbdf4a8572328a8ee091b445e5.pdf} } @article { author = {Khanchi, A.R and Akbari, N and Pourmatin, A and Mojarabi, M.H and Salimi, B}, title = {Paper Chromatography for the Radiochemical Control of 90Y for it’s Clinical Uses}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {34}, number = {3}, pages = {27-33}, year = {2013}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {Our aim in this work was to develop a reliable technique to accurately determine the amount of Yttrium-90 in Strontium-90 used for therapy. Yttrium-90 which can be used for clinical purposes should be in a very high radionuclide purity,therefore a suitable quality control method must be applied.Also, Yttrium-90 has a short half-life, so speed is very important for determination of its purity. For this purpose, a simple paper chromatographic method was designed and used in the present study. In this method two extractants HDEHP and Cyanex272 were utilized and the ability of hydrochloric and nitric acid for separation of Yttrium-90 from Strontium-90 was evaluated. The results showed that large differences between Rf values of Yttrium-90 and Strontium-90 radionuclides were explored by using HDEHP as an extractant and mobile phase containing 0.9% saline and 0.1M nitric acid. Under these conditions, the radiochemical control of Yttrium-90 could be achieved.}, keywords = {Yttrium-90,Strontium-90,Paper Chromatography,Clinical Uses}, title_fa = {کروماتوگرافی کاغذی برای کنترل رادیوشیمیایی ایتریم-90 به منظور استفاده‌های بالینی آن}, abstract_fa = {هدف این پژوهش توسعه­ی روشی مطمئن برای اندازه­گیری دقیق مقدار استرانسیم-90 همراه شده با ایتریم-90 است. با توجه به این که ایتریم-90 تولید شده برای مقاصد بالینی، باید عاری از هرگونه ناخالصی باشد، روش کنترل کیفی مناسبی باید به کار گرفته شود. هم­چنین با توجه به نیم- عمر کوتاه ایتریم-90، سرعت عمل در تعیین میزان خلوص آن حایز اهمیت زیادی است. روش کروماتوگرافی کاغذی یک روش سریع، ساده و با دقت بالا است که می­تواند برای تخمین زدن سریع میزان ناخالصی استرانسیم-90 همراه شده با ایتریم-90 به کار رود. در این پژوهش از دو استخراج­کننده­ی بیس (2- اتیل هگزیل) فسفات (HDEHP) و سیانکس272 استفاده شد و توانایی هیدروکلریک و نیتریک اسید در جداسازی ایتریم-90 از استرانسیم-90 مورد بررسی قرار گرفت. نتایج نشان داد که اختلاف بین مقادیر Rf دو رادیونوکلید استرانسیم-90 و ایتریم-90 با استخراج­کننده­ی HDEHP و فاز متحرک شامل سالین %0.9 و نیتریک اسید 0.1 مولار بیش­تر بود. تحت این شرایط کنترل رادیوشیمیایی ایتریم-90 دست یافتنی است.}, keywords_fa = {Yttrium-90,Strontium-90,Paper Chromatography,Clinical Uses}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_332.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_332_061174f609df5d990b4567f5aebe1170.pdf} } @article { author = {Mianji, F and Kardan, M.R and Karimi Diba, J and Babakhani, A}, title = {Recognition of Transition Phases of Fukushima Dai-ichi Nuclear Crisis Through Chronological Analysis of the Accident}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {34}, number = {3}, pages = {34-45}, year = {2013}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {Fukushima Dai-ichi nuclear power plant accident in Japan seriously questioned the worldwide presumed trust about the safety of existing nuclear power plants. Neither the advanced facilities nor the existing emergency response preparedness could hamper the rapid expansion of the accident, resulting in the world's most severe nuclear crisis after the Chernobyl accident. This paper presents a chronologic study of the accident and the responses to it in order to recognize the main phases of the crisis management in Fukushima. The study reveals that out of the total five recognized phases, the three first ones have mainly gone through by inevitable reactions, situation assessments, and data gathering for a comprehensive response planning. Investigating the influence of each phase on expansion of the accident is indeed of vital importance for effective planning for responding to similar accidents. Deficiency of preventive measures leading to the occurrence of the accident and incompetence of the Japanese nuclear safety infrastructure in hindering the rapid expansion of the crisis, are also discussed. Following a root cause analysis, the paper concludes with proposals for preventing similar accidents and shortening the duration of the first phases of the aftermaths.  }, keywords = {Transition Phases,Nuclear Crisis,Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant,Chronologic Study,Preventive Measures,Root Cause Analysis}, title_fa = {شناسایی فازهای گذار از بحران هسته‌ای نیروگاه فوکوشیما- دایچی بر مبنای تحلیل زمانی حادثه}, abstract_fa = {حادثه­ی نیروگاه هسته­ای فوکوشیما- دایچی در ژاپن، باور برخورداری از ایمنی کافی در نیروگاه­های هسته­ای موجود را به سختی به چالش کشید. تأسیسات پیشرفته و آمادگی­های ایجاد شده در پاسخ­گویی به بحران در نیروگاه مورد اشاره نتوانست مانع از گسترش سریع حادثه شود که پی­آمد آن وقوع جدی­ترین بحران نیروگاهی در تاریخ جهان، پس از حادثه­ی چرنوبیل بود. این نوشتار با بررسی زمانی حادثه­ی نیروگاه فوکوشیما- دایچی و اقدام­های انجام شده برای مهار آن به شناسایی فازهای اصلی گذار از این بحران می­پردازد. از میان پنج فاز اصلی شناسایی شده، سه فاز نخست عمدتاً به اقدام­های واکنشی موضعی (نه فراگیر)، ارزیابی وضعیت و گردآوری اطلاعات به منظور برنامه­ریزی برای انجام اقدام­های فراگیر اختصاص داشته است. بررسی تأثیر هر فاز بر گسترش دامنه­ی حادثه، بدون شک در آمادگی و برنامه­ریزی مناسب برای مقابله با حوادث مشابه بسیار ارزشمند و حیاتی است. هم­چنین، کاستی­های موجود در تدبیرهای پیش­گیرانه که منجر به بروز حادثه شد و ناکارآمدی ساختار ایمنی هسته­ای ژاپن در ممانعت از گسترش سریع حادثه مورد بررسی قرار گرفته­اند. این نوشتار با تحلیل عوامل ریشه­ای، راه کارهایی را برای پیش­گیری از حوادث مشابه و کوتاه نمودن فازهای اولیه­ی گذار از بحران پیشنهاد می­نماید.}, keywords_fa = {Transition Phases,Nuclear Crisis,Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant,Chronologic Study,Preventive Measures,Root Cause Analysis}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_333.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_333_1b3aa17771eafe29f4c02c4478537f61.pdf} } @article { author = {Ansarifar, G.R and Talebi, H.A}, title = {Dynamic Sliding Mode Control of Nuclear Steam Generators Using Out-Put Feedback Based on a Nonlinear Model}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {34}, number = {3}, pages = {46-64}, year = {2013}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {U-Tube Steam Generator (UTSG) is a crucial component in nuclear power plant with the pressurized-water reactor. Ineffective control of the Steam Generator (SG) water level in the secondary circuit of a nuclear power plant can lead to frequent reactor shutdowns or damage the turbine blades. The difficulties in designing an effective level controller for UTSG arise mainly from the following two factors: first, high nonlinearity and second, non-minimum phase characteristics due to the so-called “swell and shrink” effect. Therefore, designing a suitable controller is a necessary step to enhance the nuclear power plant availability factor. The purpose of this paper is to design, analyze and evaluate a water level controller for U-tube steam generators using dynamic sliding mode control based on a nonlinear model of them. The above mentioned method is easy to implement in practical applications. Moreover, the dynamic sliding mode control exhibits the desired dynamic properties during the entire output-tracking process, independent of disturbances and uncertainties. To validate the designed controller, a steam generator simulator is used with simulation of occurance of an accident in a real nuclear power plant. The simulation results show the performance, robustness, and stability of the proposed controller.}, keywords = {Nuclear Steam Generators,Dynamic Sliding Mode Control,Pressurized-Water Reactor,Nonlineer Model}, title_fa = {کنترل حالت لغزش پویای مولدهای بخار هسته‌ای با استفاده از بازخورد خروجی بر مبنای یک مدل غیرخطی}, abstract_fa = {مولد بخار هسته­ای با لوله­های U شکل، یک مؤلفه­ی مهم و حیاتی در نیروگاه­های هسته­ای با رآکتور آب تحت فشار است. کنترل ضعیف سطح آب مولد بخار در مدار ثانویه­ی یک نیروگاه هسته­ای می­تواند منجر به خاموش­سازی­های متعدد رآکتور یا آسیب رسیدن به تیغه­های توربین شود. مشکل­های طراحی یک کنترل­کننده­ی مؤثر سطح آب برای مولد بخار هسته­ای با لوله­های U شکل، ناشی از دو عامل اساسی است: 1) غیرخطی بودن و پیچیدگی پویایی سیستم و 2) خاصیت ناکمینه­ی فاز سیستم به دلیل پدیده­ی انقباض و انبساط. بنابراین، طراحی یک کنترل­کننده­ی مناسب، یک گام اساسی در جهت افزایش دسترس­پذیری نیروگاه هسته­ای است. هدف این مقاله، طراحی، تحلیل و ارزیابی یک کنترل­کننده­ی سطح آب برای مولدهای بخار هسته­ای با لوله­های U شکل با استفاده از کنترل حالت لغزش پویا بر مبنای یک مدل غیرخطی است. روش به کار گرفته شده، از نقطه­نظر پیاده­سازی عملی و سخت­افزاری ساده است و علاوه بر این، کنترل حالت لغزش پویا، مشخصات پویایی مطلوب در طول فرایند کنترل و تعقیب کامل مسیر را به طور مستقل از اغتشاش­ها و نایقینی­ها به دست می­دهد. برای صحه­گذاری کنترل طراحی شده، با شبیه­سازی یک حادثه در نیروگاه هسته­ای واقعی از شبیه­ساز مولد بخار هسته­ای استفاده شده است. نتایج شبیه­سازی­ها بیان­گر کارآیی، مقاوم بودن و پایداری کنترل پیشنهادی در حضور اغتشاش­های خارجی است.}, keywords_fa = {Nuclear Steam Generators,Dynamic Sliding Mode Control,Pressurized-Water Reactor,Nonlineer Model}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_336.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_336_8e4aa1d82a0225d87bb28c0c584a36cd.pdf} } @article { author = {Alighourchi, H.R and Barzegar, M and Sahari, M.A and Abbasi, S}, title = {Gamma Ray Effects on Some Physicochemical Properties, Functional Compounds and Antioxidant Activity of Pomegranate Juice}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {34}, number = {3}, pages = {65-75}, year = {2013}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {Thermal processing affects functional compounds of foodstuffs significantly. In the present research, the effect of gamma ray on the pomegranate juices of Malase Momtaze Saveh and Alak Saveh cvs was studied on some physicochemical properties, functional compounds, antioxidant activity and color of pomegranate juices. There was no significant difference in terms of pH, total titratable acidity and soluble solids content (˚Brix) by 0-3 kGy gamma irradiation doses. Irradiation had no significant effect on the reduction of phenolic content of the samples. The total anthocyanin content of pomegranate juices significantly reduced after irradiation. The degradation percentage of the total anthocyanin content of juices obtained from Malase Momtaze Saveh and Alak Saveh arils was 34 and 29%, while these values was about 32 and 30% for juices from the whole pomegranate, respectively. By increasing the irradiation dose, the antioxidant activities of the samples in comparison to control had a decreasing trend, albeit insignificantly. In comparison with the control samples, the treated juices showed significant changes in hunterlab parameters. The L* values of irradiated samples significantly increased, while a* and b* values ​​significantly decreased. Overall, the minimal destructive effects of gamma irradiation on functional compounds and physicochemical characteristics of pomegranate juice can be achievable at low-dose irradiation.}, keywords = {Pomegranate Juice,Gamma Ray,Functional Compounds,Antioxidant Activity}, title_fa = {اثر پرتو گاما بر برخی از ویژگی‌های فیزیکی- شیمیایی، ترکیب‌های فراسودمند و خاصیت ضداکسایشی آب انار}, abstract_fa = {فرآوری گرمایی تأثیر قابل توجهی برترکیب­های فراسودمند انار دارد. در این پژوهش اثر دزهای مختلف تابش گاما بر برخی از ویژگی­های فیزیکی- شیمیایی، ترکیب­های فراسودمند، خاصیت ضداکسایشی و رنگ آب انار رقم­های ملس ممتاز ساوه و آلک ساوه مورد ارزیابی قرار گرفت. پرتودهی در دزهای ◦ تا 3 کیلوگری تغییر معنی­داری در pH، قدرت اسیدی کل و مقدار مواد جامد محلول نمونه­ها ایجاد نکرد. کاهش مقدار ترکیب­های فنولی هم معنی­دار نبود. مقدار آنتوسیانین کل نمونه­ها بعد از پرتودهی یک کاهش معنی­دار نشان داد؛ میزان کاهش در آب انارهای دانه­ی انار ملس ممتاز و آلک ساوه به ترتیب، 34 و %29، و در آب انار میوه­ی کامل انار در حدود، به ترتیب، 32 و %30 بود. با افزایش دز پرتودهی، فعالیت ضداکسایشی نمونه­های انار نسبت به کنترل روند کاهشی داشت اما معنی­دار نبود. پرتودهی آب انارها تفاوت معنی­داری در عامل­های رنگ هانترلب ایجاد کرد. در اثر پرتودهی مقدار L* نمونه­های آب انار نسبت به کنترل به صورت معنی­داری افزایش یافت، در حالی­که مقادیر a* و b* به صورت معنی­داری کاهش یافتند. به طور کلی می­توان نتیجه گرفت که اثر تخریبی دزهای پایین پرتودهی بر ترکیب­های فراسودمند و ویژگی­های فیزیکی- شیمیایی آب انار ناچیز است.}, keywords_fa = {Pomegranate Juice,Gamma Ray,Functional Compounds,Antioxidant Activity}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_339.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_339_2938ad9fc65eaaad4f26914ae8fd58ae.pdf} } @article { author = {Tehrani, N and Khakshournia, S}, title = {Core Inventories Analysis of Tehran Research Reactor in Terms of Fission and Activation Products and Actinides}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {34}, number = {3}, pages = {76-81}, year = {2013}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {Core radionuclide inventories calculations were performed for Tehran Research Reactor (TRR) using computer code ORIGEN 2.1. At first a comparison was made between the present calculations and the existing results for the source terms of the equilibrium core that had already been presented in the Safety Analysis Report (SAR), which showed a good agreement. Then, the core radionuclide inventories calculations were carried out for a recent TRR core configuration. The resulting source terms may be used for the evaluation of radiological consequences of the corresponding accidental release of the radio nuclides from the TRR.  }, keywords = {Fission Products,Activation Products,Tehran Research Reactor,ORIGEN 2.1 Code,Radiological Consequences}, title_fa = {بررسی محصول‌های شکافت، محصول‌های فعال‌سازی و آکتینیدها در قلب رآکتور پژوهشی تهران}, abstract_fa = {عناصر پرتوزا در قلب رآکتور پژوهشی تهران با استفاده از کد محاسباتی 2.1 ORIGEN بررسی شدند. ابتدا، برای اطمینان از نحوه­ی مدل­سازی، نتایج با نتایج «گزارش تحلیل ایمنی رآکتور پژوهشی تهران (SAR)» برای قلب مشابه، مقایسه شد. پس از اطمینان از درستی نتایج، محاسبه برای قلب C-57 رآکتور، انجام شد. براساس نتایج حاصل و با استفاده از کدهای مربوطه، امکان ارزیابی اثرهای پرتوشناختی ناشی از آزاد شدن عناصر پرتوزا در صورت بروز حادثه­ی فرضی محتمل در رآکتور پژوهشی تهران فراهم شد.}, keywords_fa = {Fission Products,Activation Products,Tehran Research Reactor,ORIGEN 2.1 Code,Radiological Consequences}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_342.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_342_2a8c2899e3510fd9e5861cbf04bbff86.pdf} } @article { author = {Janipour, A and Rahimzadeh, K}, title = {Effect of Modernization of the Third Generation Nuclear Reactors (Model V-446) on Nuclear Safety}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {34}, number = {3}, pages = {82-92}, year = {2013}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {A set of Nuclear Reactor model V-446 applied in design AES-91/99 is regarded as an optimized project of reactor VVER-1000 on the basis of reactor model V-320. Improving the neutron- physics characteristics of the active core along with the reconstruction of reactor basic sections made the implementation of uranium- gadolinium fuel possible. Furthermore, by taking into consideration the negative coefficients of thermal reactivity for fuel pellet, reactor power and coolant liquid, as well as by designing the supplementary control line special for beyond-design accidents and also by carrying out hydraulic tests in the system of preventing an increase in the pressure of the primary circuit and also by ensuring the concept ˝Jeakage before breakage˝ with the help of the new control systems and special trouble-shooting of primary circuit equipment, valves and lines, we have opened up a new vista which will increase the safety coefficient of new generation contrary to the old models of VVER-1000.}, keywords = {Nuclear Safety,Third Generation of V-446 Reactor,Modernization}, title_fa = {تأثیر بهینه‌سازی نسل سوم رآکتور هسته‌ای روسی مدل 446V- بر ایمنی هسته‌ای}, abstract_fa = {مجموعه رآکتور هسته­ای 446-V به کار گرفته شده در طرح 91/99AES- به منزله­ی پروژه­ی بهینه شده­ی رآکتور 1000WWER- بر مبنای رآکتور مدل 320V-است. بهبود خواص نوترونی- فیزیکی قلب رآکتور همراه با تجدید ساختار قسمت­های اصلی آن که امکان به­کارگیری سوخت اورانیم- گادولینیمی را فراهم ساخته است و مد نظر قرار دادن ضریب­های منفی واکنش­پذیری دمایی قرص سوخت، توان رآکتور و سیال خنک­کننده، طراحی خط کنترل تکمیلی در سیستم بازدارنده­ی افزایش فشار مدار اول هنگام بروز حوادث ماورای طراحی و در خلال آزمون هیدرولیک و هم­چنین پژوهش مفهوم «نشت قبل از شکستگی» به کمک سیستم­های جدید کنترل و عیب­یابی ویژه­ی تجهیزات، شیرآلات و خط لوله­های مدار اولیه تنها بخشی از اقداماتی است که باعث افزایش سطح ایمنی نسل جدید، در مقایسه با مدل­های پیشین 1000WWER- شده است. به کارگیری تجربیات حاصل از اجرای طرح 428V- (رآکتور تیان وان چین) هنگام طراحی مدل 446V- و استفاده از عایق حرارتی جدا شونده در کنار اتخاذ تصمیم­های فنی جدید از جمله برنامه­ی جدید نمونه­های فلز شاهد، محدود نمودن مقدار نیکل در خطوط جوش و ناخالصی­های مضر در فلز پایه و خطوط جوش که امکان افزایش مدت زمان بهره­برداری رآکتور را تا 60 سال فراهم نموده است، اقدام­هایدیگری هستند که افزایش ایمنی نسل جدید را فراهم آورده­اند. رعایت الزام­های استانداردها و مدارک فنی آژانس بین­المللی انرژی اتمی، اتحادیه­ی اروپا، روسیه، قوانین و استانداردهای تدوین شده توسط نظام ایمنی هسته­ای کشورهای مقصد و تجارب بین­المللی در زمینه­ی طراحی، ساخت و بهره­برداری از رآکتورهای هسته­ای موجب شده است که نسل جدید رآکتورهای روسی از سطح ایمنی بالایی برخوردار باشند.}, keywords_fa = {Nuclear Safety,Third Generation of V-446 Reactor,Modernization}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_344.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_344_edbc93cf6a696c7e6ae0209897945eb2.pdf} } @article { author = {Dadfar, M and Ansaripour, M}, title = {Effect of Cold Rolling Process on Mechanical, Corrosion and Hydride Orientation Properties in Zr-1%Nb Alloys}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {34}, number = {3}, pages = {93-100}, year = {2013}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {A radially-oriented hydride (RH) has been known to deteriorate the final properties of fuel claddings. One of the most effective factors on formation of these hydrides is cold working process. In this work, we were concerned with two different rolling processes to find their effects on mechanical and corrosion properties, as well as, on the hydride orientation of the final tubes. The first process used was our conventional method with six different rolling passes and the other was just involved with four passes. All the microscopic, hydride orientation, mechanical and corrosion behaviors of two samples were examined. The experimental practices showed better results of newly designed cold working process in comparison with our conventional method.}, keywords = {Zr-1%Nb alloy,Cold Rolling Process,Hydride Orientation}, title_fa = {تأثیر فرایند نوردکاری سرد بر خواص مکانیکی، خوردگی و جهت‌گیری هیدرید در آلیاژ زیرکنیم- (%1) نیوبیم}, abstract_fa = {تشکیل هیدریدهای با جهت‌گیری شعاعی، تأثیر مخربی بر خواص مکانیکی و خوردگی آلیاژ زیرکنیم حاوی (%1) نیوبیم دارد. از جمله عوامل تأثیرگذار بر تشکیل این گونه هیدریدها فرایند سردکاری است. در این مطالعه تأثیر دو دسته مراحل‌ متفاوت نوردکاری سرد برای تولید غلاف سوخت از این جنبه مورد بررسی قرار گرفته است. پارامترهای مختلف طراحی مراحل نوردکاری بررسی و در نهایت دو روش نوردکاری به صورت 4 مرحله­ای (روش جدید) و 6 مرحله‌­ای (روش متعارف پیشین) از نظر ریزساختار، خواص مکانیکی، خوردگی و جهت‌گیری هیدرید مقایسه شد. نتایج آزمایشگاهی نشان داد که طراحی پاس جدید نوردکاری سرد منجر به همگنی بیش­‌تر ریزساختار تبلور مجدد، کاهش اندازه­‌ی دانه و افزایش هم‌­زمان استحکام و انعطاف‌پذیری و کاهش نرخ خوردگی آلیاژ می­‌شود.}, keywords_fa = {Zr-1%Nb alloy,Cold Rolling Process,Hydride Orientation}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_341.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_341_725081238302634123f240e3ab8e6bc8.pdf} } @article { author = {Safavi, A and Abdi, M. R and Talebi, M and Esteki, M. H}, title = {The Model of Boiling Water Flow in the VVER-1000 Steam Generator}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {34}, number = {3}, pages = {101-108}, year = {2013}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {2D and 3D numerical models of a steam generator for VVER-1000 type nuclear reactors used in the nuclear industry is presented. For the calculation Euler-Euler approach is applied for modeling the boiling heat transfer, boiling and recondensation. In the 3D model, the secondary side of the steam generator is simulated by the porosity model presented earlier by Stosic and Stevanovic. In the Porosity model, the tubes of the primary circuit are not described in detail, but they are modeled as sources of enthalpy and pressure loss. The physical models were implemented by user-defined programs in ANSYS-CFX12.1 computational fluid dynamics software. The results of the 3D thermal-hydraulic modeling of the steam generator in the Russian type VVER-1000 NPP for the full load operating condition are presented. The results clearly illustrate a void fraction distribution. Moreover, the role of submerged perforated sheet is investigated. The results are compared with a published paper in 1999 by Stevanovic. There is a good agreement between the introduced calculation. In addition, in the 2D model, the superficial velocity of water vapor is calculated as well.  }, keywords = {}, title_fa = {مدل‌سازی جریان آب جوش در مولد بخار VVER-1000}, abstract_fa = {مدل عددی دو بعدی و سه بعدی مولد بخار VVER-1000 ، که در صنعت هسته‌ای کشور از آن استفاده می­‌شود، در این مقاله ارایه شده است. برای مدل­سازی انتقال حرارت جوشان، جوشش و میعان از روش اویلر- اویلر و در مدل‌­سازی سه بعدی طرف ثانویه­‌ی مولد بخار از یک مدل فضای متخلخل پیش از این گزارش شده توسط استوسیک و استوانوویچ برای مولد بخار VVER-440 ، استفاده شده است. مدل فضای متخلخل به این معنی است که بسته لوله­‌های طرف ثانویه به طور جزیی و دقیق مدل­‌سازی نمی‌­شوند، بلکه به صورت منبع­‌های تکانه و انتالپی فرض می‌­شوند. مدل‌­های ساخته شده به کمک تابع­‌هایی که در ANSYS-CFX تعریف شده‌اند، بهبود یافته‌­اند. نتایج این مدل­‌سازی مربوط به حالتی است که مولد در حداکثر توان کار می­‌کند. نتایج به دست آمده، توزیع درصد حجمی بخار و نقش جداکننده­‌ی شناور را، که تنها در VVER-1000  وجود دارد، نشان می­‌دهد. برای راستی آزمایی نتایج، از نتایج آزمایشگاهی استوانوویچ (1997) استفاده شد. مقایسه بین نتایج به دست آمده از مدل عددی و نتایج تجربی تطابق قابل قبولی را نشان داد. در مدل دو بعدی، توزیع سرعت بخار در مکان­‌های مختلف به دست آمد.}, keywords_fa = {}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_340.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_340_9b39c869e96bcf246ce9907a306f8459.pdf} }