@article { author = {Davarpanah, M.R and Attar Nosrati, S and Khoshhosn, H.A and Kazemi Boudani, M and Fazlali, M and Ghannadi Maragheh, M}, title = {Investigation of Radioiodination of Meta-Iodobenzylguanidine Compound with 131I Isotope in Solid Phase Using Cu Catalyser}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {33}, number = {1}, pages = {1-7}, year = {2012}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {In this study the radioiodination process of meta-iodobenzylguanidine with 131I isotope in presence of ammonium sulphate and Cu(II) Catalyser was investigaded. In order to optimize the process, the influence of different parameters on labeling yield was studied. The results of experiments showed that the use of oil bath with temperature of 160˚C is necessary. After the labeling process, purification step of the final product was carried out using Dowex-1x8 resin. The mean labeling yield was 97.2%. In this method radiolabelling of MIBG with 131I (185 MBq for diagnostic dose and 3330 MBq for therapeutic dose) is quite simple and it complies with the requirements of routine production of 131I-MIBG radiopharmaceutical for diagnostic and therapeutic purposes. This paper is a narration of industrial scale production of 131I-MIBG radiopharmaceutical}, keywords = {Meta-Iodobenzylguanidine,131I,Radioiodination,Radiolabelling,Radiopharmacetical}, title_fa = {بررسی فرایند رادیو یددار شدن ترکیب متایدوبنزیل گوانیدین با ایزوتوپ I131 به روش جانشینی هسته‌دوستی در فاز جامد با استفاده از کاتالیزگر مس}, abstract_fa = {در این تحقیق فرایند رادیو یددار شدن ترکیب متایدو بنزیل گوانیدین (MIBG) با ید-131 به روش جانشینی هسته­دوستی در حضور آمونیم سولفات و کاتالیزگر مس (II) مورد بررسی قرار گرفته است. به منظور بهینه­سازی فرایند، تأثیر پارامترهای مختلف بر بازده نشان­دارسازی بررسی گردید. نتایج حاصل از آزمایش­های مختلف نشان داد که استفاده از حمام روغن با دمای C˚160 ضروری است. پس از اتمام فرایند نشان­دارسازی، مرحله­ی خالص­سازی محصول نهایی با استفاده ستون حاوی رزین Dowex 1x8 به انجام رسید. بازده به طور متوسط 97.2% بود. در این روش فرایند نشان­دارسازی متایدوبنزیل گوانیدین با ید-131 (با فعالیت پرتوزایی MBq 185 برای دز تشخیصی و MBq 3330 برای دز درمانی) ساده و سریع بوده و کلیه­ی الزامات مربوط به تولید روزمره­ی رادیوداروی I-MIBG131 برای مصارف تشخیصی و درمانی رعایت می­شود. در این تحقیق، تولید رادیوداروی I-MIBG131 در مقیاس صنعتی صورت گرفته است.}, keywords_fa = {متایدو بنزیل گوانیدین,ید-131,رادیو یددار شدن,نشان‌دارسازی,رادیودارو}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_388.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_388_20a971817c3debf95ec97a81ea4af865.pdf} } @article { author = {Ghasemi, F and Shahriari, M and Abbasi Davani, F}, title = {Investigation of Charged Particle Transport in Magnetic Field and Simulation of Synchrotron Radiation by FLUKA}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {33}, number = {1}, pages = {8-14}, year = {2012}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {Finite element and Monte Carlo are two basic and useful methods in numerous modeling and simulation codes. Charged particles transport in electric and magnetic fields based on these methods is the feasible manipulation of some software. There are, however few codes that have the ability of explaining the secondary radiation transport resulting from the movement of the charged particles in a magnetic field. FLUKA, for excample, is known to be one of them. In this paper, a modeling and the simulation process using the FLUKA code for the survey of the synchrotron radiation of the electron are presented. The results found to be in agreement with those predicted by the known theoretical approach. The analysis of the synchrotron radiation of the output photon beam and the beam energy reduction are the basic results of the present work. For this investigation a specific field card MAGFLD and a USRBIN card have been applied.  }, keywords = {Charged-Particle Transport,magnetic field,Monte Carlo Method,Finite element method,FLUKA Code,Synchrotron Radiation}, title_fa = {بررسی ترابرد ذرات باردار در میدان مغناطیسی و شبیه‌سازی تابش سینکروترون با استفاده از کد FLUKA}, abstract_fa = {روش اجزای محدود و نیز روش مونت­کارلو، دو روش بسیار کاربردی و پایه­ای در بسیاری از نرم­افزار­های شبیه­سازی و مدل­سازی هستند. ترابرد ذرات باردار در میدان الکتریکی و مغناطیسی بر پایه­ی این دو روش، به وسیله­ی تعدادی از نرم­افزار­ها امکان­پذیر است. اما تعداد معدودی از نرم­افزار­ها از امکان ترابرد تابش ثانویه­ی حاصل از حرکت ذره­ی باردار در میدان مغناطیسی برخوردارند. کد Fluka یکی از این نوع نرم­افزارها است. در این مقاله، مدل­سازی و شبیه­سازی انجام شده برای بررسی تابش سینکروترونی الکترون به وسیله­ی این کد ارایه شده است. نتیجه­ی به دست آمده، با آن­چه که از روابط فیزیکی مورد انتظار است، کاملاً مطابقت دارد. بررسی زوایای خروجی باریکه­ی فوتونی تابش سینکروترون و کاهش انرژی آن از نتایج این مقاله است. این بررسی­ها با کارت ویژه­ی میدان magfld و کارت usrbin انجام شده است.}, keywords_fa = {ترابرد ذره‌ی باردار,میدان مغناطیسی,روش مونت کارلو,روش اجزای محدود,کد Fluka,تابش سینکروترونی}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_389.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_389_5674e261996e8b46d97a97be4c14fd55.pdf} } @article { author = {Pazirandeh, A and Nasiri, S.H}, title = {Study of Fuel Rods Axial Enrichment Distribution Effect on the Neutronic Parameters of the Reactor Core}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {33}, number = {1}, pages = {15-21}, year = {2012}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {Optimization of the fuel burn up is an important issue in nuclear reactor fuel management and technology. Radial enrichment distribution in the reactor core is a conventional method and axial enrichment is constant along the fuel rod. In this article, the effects of axial enrichment distribution variation on neutronic parameters of PWR core are studied. The axial length of the core is divided into ten sections, considering axial enrichment variation and leaving the existing radial enrichment distribution intact. This study shows that the radial and axial power peaking factors are decreased as compared with the typical conventional core. In addition, the first core lifetime lasts 30 days longer than normal PWR core. Moreover, at the same time boric acid density is 0.2 g/kg at the beginning of the cycle. The flux shape is also flat at the beginning of the cycle for the proposed configuration of the axially enrichment distribution.  }, keywords = {Nuclear Fuel Enrichment,Fuel Management,Power Peaking Factor,Axial Enrichment}, title_fa = {بررسی اثر توزیع محوری غنای میله‌های سوخت بر پارامترهای نوترونی قلب رآکتورهای هسته‌ای قدرت}, abstract_fa = {بهینه­سازی میزان مصرف سوخت مسئله مهمی در مدیریت و فناوری سوخت هسته­ای قلب رآکتور است. توزیع غنای میله­های سوخت در راستای شعاعی قلب یک روش شناخته شده است ولی در راستای محوری مقدار غنا ثابت است. در این مقاله اثرات تغییر غنای سوخت در راستای محوری را بر پارامترهای نوترونی قلب بررسی می­کنیم. در این بررسی، قلب راکتور را در راستای محوری به 10 قسمت تقسیم می­کنیم که هر یک دارای غنای متفاوت است. در حالی که غنای سوخت در راستای شعاعی بدون تغییر باقی می­ماند. نتایج محاسبات نشان می­دهد که ضرایب قدرت در راستای شعاعی و محوری نسبت به حالت معمولی کاهش میابد. بجزاین، طول عمر قلب 30 روز افزایش میابد. علاوه براین، چگالی اسید بوریک در ابتدای سیکل قلب g/kg 0.2 می­گردد (که کم­تر از رآکتور معمولی است). توزیع شار نوترون در راستای شعاعی با توزیع غنای محوری در ابتدای سیکل قلب نسبتاً یکنواخت است.}, keywords_fa = {غنای سوخت هسته‌ای,مدیریت سوخت,نسبت قدرت بیشینه به قدرت میانگین,غنای محوری}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_390.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_390_087d7abb55e89b195aad1957ca388bde.pdf} } @article { author = {Ghazi Zahedi, M and Bahrami Samani, A and Ghannadi Maragheh, M and Sedaghati Zadeh, M}, title = {Determination of Zinc in Wheat and Wheat Bran by Neutron Activation Analysis}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {33}, number = {1}, pages = {22-25}, year = {2012}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {The knowledge of concentration of elements in foodstuffs is of significant interest. Wheat is one of the most consumed food stuffs in Iran and zinc is also considered as one of the necessary and vital elements. Since the measurement of some trace elements is not practical by the conventional analytical methods, due to the lower detection limit, the neutron activation analysis (NAA) was applied to determine the zinc in wheat and wheat bran. Food sample of roughly 50mg was irradiated for 24h. After cooling, the interval samples were counted by a gamma spectrometry system. The concentration of zinc in wheat without bran and the wheat bran were 18.444±0.656 and 19.927±0.698 ppm, respectively. The amount of zinc in wheat bran was noticeable so it showed that consuming wheat with bran is more beneficial than the wheat with no bran for the human-beings’ body requirements.}, keywords = {Wheat,Wheat Bran,Zinc,Neutron Activation Analysis,Gamma Spectrometry}, title_fa = {تعیین مقدار روی در گندم و سبوس آن از طریق تجزیه به روش فعال‌سازی نوترونی}, abstract_fa = {شناخت مقادیر عناصر موجود در مواد غذایی از اهمیت ویژه­ای برخوردار است. یکی از پرمصرف­ترین مواد غذایی در ایران غلات و به ویژه گندم است و فلز روی موجود در آن یکی از عناصر مهم و حیاتی به شمار می­رود. از آن جایی که تعیین مقدار برخی از عناصر کم­مقدار با روش­های تجزیه­ای متعارف به دلیل حد آشکارسازی پایین­تر به طور دقیق امکان­پذیر نمی­باشد، برای تعیین و مقایسه­ی مقدار روی در گندم بدون سبوس و سبوس گندم و مقایسه­ی آن، از روش تجزیه­ی هسته­ای از طریق فعال­سازی نوترونی استفاده شد. مقدار mg50 از نمونه­های گندم و سبوس آن به مدت 24 ساعت پرتودهی شده و پس از خنک­سازی، با استفاده از دستگاه طیف­سنجی گاما شمارش شدند. مقدار روی در گندم بدون سبوس و سبوس گندم به ترتیب 18.444±0.656 و 19.927±0.698 ppm تعیین گردید. مقدار روی در گندم سبوس­دار در مقایسه با مقدار آن در گندم بدون سبوس قابل­ملاحظه بود که این امر نشان­دهنده­ی آن است که استفاده از گندم سبوس­دار برای افرادی که بدن آن­ها نیاز به روی دارد، بسیار مفیدتر از گندم پوست کنده یا بدون سبوس است.}, keywords_fa = {گندم,سبوس گندم,فلز روی,تجزیه به روش فعال‌سازی نوترونی,طیف‌سنجی گاما}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_391.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_391_10c25545e319fc925950d10b99ba1726.pdf} } @article { author = {Faghihi, R and Mehdizadeh, S and Jafarizadeh, M and Sina, S and Zehtabian, M and Taheri, M}, title = {Measurements of the Cosmic Rays Dose at Different Altitudes of Iran}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {33}, number = {1}, pages = {26-32}, year = {2012}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {The amount of cosmic rays varies widely with the altitude, latitude and longitude in each region. In this study, the radiation doses due to the cosmic rays were estimated in two steps: in the first step, the neutron and gamma components of the radiation dose were measured for a roundtrip flight on 3 flight routes (Shiraz-Asaluye, Asaluye-Rasht and Shiraz-Mashhad) using a gamma-tracer photon detector and a Thyac 190N, neutron detector. The minimum values of the measured gamma and neutron doses of 0.15 and 0.04μSv were measured on the Asaluyeh-Shiraz route at the lowest altitude of 19000 ft, while for Rasht-Asaluyeh route at an altitude of 35000ft those values were found to be 2.52 and 1.09mSv, respectively. In the second step, a number of aircrew members were equipped with thermoluminescence dosimeters (TLD cards) for evaluating the gamma dose and polycarbonate dosimeters (SSNTD) for assessing the neutron dose for one year. The measured value of the annual effective dose received by the crew ranged between 0.5mSv/y and 1.16mSv/y, with an average of 0.9mSv/y for the gamma component and between 0.37mSv/y and 0.77mSv/y with an average of 0.61mSv/y for the neutron component. The results of this investigation are comparable with the investigations that have been conducted in other countries. For instance in UK, the reported annual effective dose of aircrew is about 2mSv, and in Canada, it is estimated to be between 1 to 5mSv, depending on the flight situations (such as the latitude and longitude of  the cities, the flight altitude, etc).}, keywords = {Cosmic Rays,Gamma Detector,Neutron Detector,Thermoluminescence Dosimeters,Polycarbonate Dosimeters,Aircrew}, title_fa = {اندازه‌گیری دز پرتوهای کیهانی در ارتفاع‌های مختلف جو ایران}, abstract_fa = {میزان پرتوهای کیهانی بسته به عوامل مختلف از جمله ارتفاع از سطح دریا، طول و عرض جغرافیایی محل اندازه­گیری تغییر می­کند. در این پژوهش، میزان پرتوگیری کارکنان پرواز در چند پرواز داخلی ایران در دو مرحله اندازه­گیری شده است. در مرحله­ی اول از دزیمتر گاما برای ثبت آهنگ دز گاما و دزیمتر نوترون برای ثبت آهنگ دز نوترون در 6 پرواز رفت و برگشت در مسیرهای رشت- عسلویه، شیراز- عسلویه و شیراز- مشهد استفاده شد. دز گاما و نوترون در مسیر عسلویه- شیراز با کم­ترین ارتفاع دالان پرواز (19000 پا)، به ترتیب0.15  و 0.04میکروسیورت اندازه­گیری شد در حالی که این مقادیر در مسیر رشت- عسلویه با ارتفاع دالان پرواز 35000 پا به ترتیب برابر با 2.52  و 1.09 میکروسیورت تعیین گردید. در مرحله­ی دوم، تعدادی از کارکنان پرواز به مدت یک سال به دزیمترهای ترمولومینسانس و دزیمترهای پلی­کربنات برای اندازه­گیری دز سالانه­ی به ترتیب، گاما و نوترون مجهز گردیدند. از این طریق، گستره­ی دز سالانه­ی گامای کارکنان پرواز بین 0.5 تا 1.16با میانگین 0.9میلی­سیورت در سال و گستره­ی دز سالانه­ی نوترون این افراد بین 0.37تا 0.77با میانگین 0.61میلی­سیورت در سال اندازه­گیری شد. نتایج این پژوهش با نتایج پژوهش­های پیشین انجام شده در دیگر کشورها قابل مقایسه می­باشد، به عنوان مثال، دز سالانه­ی کارکنان پرواز در کشور انگلستان در حدود 2 میلی­سیورت گزارش شده است و در کشور کانادا بسته به شرایط پرواز (ارتفاع، طول و عرض جغرافیایی مبدأ و مقصد پرواز و ...) پرتوگیری سالانه بین 1 تا 5 میلی­سیورت تخمین زده شده است.}, keywords_fa = {پرتوهای کیهانی,دزیمتر گاما,دزیمتر نوترون,دزیمتر ترمولومینسانس,دزیمتر پلی‌کربنات,کارکنان پرواز}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_392.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_392_619017ec25b73e18f83a1a010481269b.pdf} } @article { author = {Ahmadi, M and Moharramipour, S}, title = {Effect of Gamma Radiation on Nutritional Indices of Larval and Adults Stages of Tribolium castaneum (Coleoptera: Tenebrionidae)}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {33}, number = {1}, pages = {33-38}, year = {2012}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {In this study antifeedant effect of different doses of gamma radiation as a controlling safe method on flour weevil, Tribolium castaneum (Herbst) larvae and adult was studied. Doses of 100, 400, 600, 800 and 1000Gy of gamma radiation were used and after 72 hours, nutritional indices were evaluated. The relative growth rate (RGR), relative consumption rate (RCR), efficiency of conversion of ingested food (ECI)and feeding deterrence index (FDI) as nutritional indices were evaluated. Treatments were assessed by flour wheat disc at 27±1˚C and 65% humidity in a dark condition. The results showed that the relative growth rate of flour weevil larvae and adults decreased significantly (P<0.05) by gamma radiation and the severity of this reduction in larvae was higher than the adults. Although the relative growth rates decreased in adults, this rate in doses of 400, 600, 800 and 1000Gy showed no significant difference. The relative food consumption rate also decreased with the gamma radiation and its value found to be inversely proportional to the dose radiation. Our experiments showed that the use of gamma radiation exposure to 800Gy had no significant effect on the efficiency of conversion of ingested food of larvae and reduction was observed only when the gamma radiation was used in 1000Gy. The feeding deterrence effect of gamma radiation, especially on the larvae was high but no significant difference between doses of 100 to 800Gy was observed. The results showed that gamma radiation that induces antifeedant effect can be applied as an effective method in control of T. castaneum.}, keywords = {Gamma radiation,Relative Growth Rate,Relative Consumption Rate,Efficiency of Conversion of Ingested Food,Feeding Deterrent Index,Tribolium castaneum}, title_fa = {اثر پرتو گاما بر روی شاخص‌های تغذیه‌ای مراحل لاروی و حشرات کامل شپشه‌ی آرد Tribolium castaneum (Coleoptera: Tenebrionidae)}, abstract_fa = {در این پژوهش تأثیر ضدتغذیه‌ای دزهای مختلف پرتو گاما به عنوان یک عامل کنترل­کننده بر روی لاروها و حشرات کامل شپشه­ی آرد Tribolium castaneum (Herbst) بررسی شد. از دزهای 100، 400، 600، 800 و 1000 گری پرتو گاما استفاده شده و پس از گذشت 72 ساعت، شاخص‌های تغذیه‌ای مورد ارزیابی قرار گرفت. نرخ رشد نسبی (RGR)، نرخ مصرف نسبی (RCR)، کارآیی تبدیل غذای خورده شده (ECI) و شاخص بازدارندگی تغذیه (FDI) به عنوان شاخص‌های تغذیه‌ای اندازه‌گیری شدند. تیمارها به روش دیسک آردی در شرایط دمایی 1±27 درجه­ی سلسیوس، رطوبت نسبی 65 درصد و تاریکی ارزیابی شدند. نتایج نشان داد که رشد نسبی لاروها و حشرات کامل پرتو دیده کاهش معنی­داری داشت (P<0.05)  و شدت آن در لاروها بیش­تر بود. نرخ رشد نسبی حشرات کامل با وجود کاهش، در دزهای 400، 600، 800 و 1000 گری تفاوت معنی‌داری نشان نداد. نرخ مصرف نسبی غذا نیز کاهش معنی‌داری نشان داد که میزان آن با دز پرتو رابطه­ی عکس داشت. آزمایش­ها نشان داد که استفاده از پرتو گاما با دز تا 800 گری هیچ گونه تأثیر معنی‌داری بر شاخص کارآیی تبدیل غذای خورده شده­ی لاروها نداشت و تنها در دز 1000 گری کاهش معنی­دار مشاهده گردید. هم­چنین پرتو گاما اثر بازدارندگی تغذیه‌ای بالایی به ویژه در لاروهای شپشه­ی آرد نشان داد ولی این اثر در بین دزهای 100 تا 800 گری معنی‌دار نبود. براساس نتایج به دست آمده، پرتو گاما با تأثیر ضدتغذیه‌ای که ایجاد می‌کند می‌تواند عامل مؤثر در کنترل شپشه­ی آرد باشد.}, keywords_fa = {پرتو گاما,نرخ رشد نسبی,نرخ مصرف نسبی,کارآیی تبدیل غذای خورده شده,شاخص بازدارندگی تغذیه,شپشه‌ی آرد}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_393.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_393_5c1b79f60d8ef68af5fe53f3cd504ed4.pdf} } @article { author = {Khoda-Bakhsh, R and Behnia, S and Jafari, A}, title = {Simulation of Neutron Flux Distribution in a Cylindrical Critical Heterogeneous Reactor with Different Fuel Concentrations, Using Finite Element Method (FEM)}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {33}, number = {1}, pages = {39-46}, year = {2012}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {The finite element method is applied to the spatial variables of multi-group neutron transport equation in a two-dimensional cylindrical (r, z) geometry. The equation is discretized using rectangular sub regions in the (r, z) plane. The discontinuous method with the bilinear or biquadratic Lagrang's interpolating polynomials and basis functions is used in the ANSYS program. Here, the angular fluxes are allowed to be discontinued across the sub region boundaries. Some numerical calculations have been made on a real cylindrical Aristotle reactor with different fuel concentrations on the fuel rods; the results indicate that the flux and power of the heterogeneous critical reactor increase on the edges of the core in comparison with the homogeneous one.  }, keywords = {Finite element method,Fuel Concentration,Cylindrical Reactor,Heterogeneous Reactor}, title_fa = {شبیه‌سازی توزیع شار نوترون در یک رآکتور ناهمگن بحرانی استوانه‌ای با غنای سوخت مختلف به روش اجزای محدود}, abstract_fa = {روش اجزای محدود برای متغیرهای فضایی معادله­ی چند گروهی ترابرد نوترون­ در هندسه­ی استوانه­ای دوبعدی (r, z) به کار گرفته شده است.­ این معادله با استفاده از نواحی چهارگوش منظم در صفحه­ی (r, z) گسسته شده است. این روش گسسته­سازی با چندجمله­ای­های درون­یاب توان اول خطی و توان دوم مکعبی به عنوان توابع پایه، در برنامه­ی ANSYS به کار گرفته شده است. در این­جا به شارهای زاویه­ای اجازه داده شده است تا در مرزهای نواحی، گسسته باشند. نتا‍‍‍‍‍‍‍­یج به دست آمده نشان می­دهد که شار نوترون­ها در ناحیه­ی سطح بیرونی قلب رآکتور ناهمگن افزایش یافته است. در نتیجه فاصله­ی مرکز تا سطح بیرونی با شار نوترونی ثابت در مقایسه با یک رآکتور با غنای ثابت میله­های سوخت افزایش می­یابد. افزایش ناحیه با شار نوترونی ثابت نه تنها منجر به افزایش قدرت رآکتور با شکل و حجم هندسی یکسان می­شود بلکه از نظر مهندسی مواد (قلب رآکتور)، محدودیت­ها را کاهش می­دهد.}, keywords_fa = {روش اجزای محدود,غنای سوخت,رآکتور استوانه‌ای,رآکتور ناهمگن}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_394.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_394_2f179091a41b9ea5ab2f0a56b63d2c9e.pdf} } @article { author = {Azizi, H and Jafarzadeh Khatibani, M and Rahighi, J}, title = {An Automatic Real Time Impedance Matching System for Use in an RF Electrostatics Accelerator Ion Source}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {33}, number = {1}, pages = {47-53}, year = {2012}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {This paper presents the design and construction of an apparatus in an RF ion source for automatic impedance matching between variable impedance environment (plasma) and fixed impedance system (an RF power generator) in order to transfer a maximum power to the plasma. The apparatus includes a matching box, a directional coupler and a balanced antenna associated with a transmission line transformer (TLT). The constructed automatic matching system is very simple and at the same time is capable of functioning under different conditions of the gas pressure to ensure a good performance. The matching network is mainly designed in order to be used in the first electrostatic accelerator designed and constructed in NSTIR, where the RF ion source is placed in the HV terminal, where there is no access to a manual matching box during the operation. The measured output current of the ion source is about 700µA with 200W RF power input in the working frequency of 70MHz. The output current of the previous ion source current could not exceed 200µA under the same condition (10-2 Torr) without employing the present matching system. The system is capable of reaching an optimum VSWR point of about 1.2 in the pressure range of 10-1 to 10-4 Torr. This can be realized in a short matching convergence time (i.e., couple of seconds).  }, keywords = {RF Ion Source,Impedance Matching,Accelerator,VSWR,Plasma,Power Amplifier}, title_fa = {An Automatic Real Time Impedance Matching System for Use in an RF Electrostatics Accelerator Ion Source}, abstract_fa = {}, keywords_fa = {}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_395.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_395_25eb9786dfbd831e50c6505e1fe9cd71.pdf} } @article { author = {Abtahi, S.M and Aghamiri, S.M. and Khalafi, H and Mohajerani, H.R}, title = {An Investigation into the Radiological Shielding and Dose Distribution of Containers for Transportation of Intermediate Radioactive Waste of Boushehr Nuclear Power Plant}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {33}, number = {1}, pages = {54-61}, year = {2012}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {In operation of nuclear power plants, significant amounts of radioactive wastes are produced annually so that it is necessary to determine special ways for transportation and disposal of the radioactive wastes. According to the related standards, containers for transportation of radioactive materials should be designed in such a way that the equivalent dose rates on the outer surface and at a distance of 2m from the container do not exceed 2mSv/hr and 0.1mSv/hr, respectively. The purpose of this research is to design a radiological shielding for containers to transport the group II radioactive wastes of Boushehr Nuclear Power Plant. The dose distribution calculations and the container design were implemented through the Monte Carlo method using MCNP5 code. The code was run by the use of 8 processors in a parallel way. The total activity of one drum and inventory density were estimated to be 4.248 Bq and 2000 kgr/m3, respectively. A steel drum with a dimension of 79.5cm in height, 28.55cm of radius and 0.3cm in thickness was filled with the cemented inventory. The dose distribution for the bottom rest wastes was calculated. The simulation result showed a value of 15.67mSv/hr for the equivalent dose rate on the surface of the drum. The result was 10% higher than the FSAR prediction. In order to decrease the dose rate, 3 leaden packages with 4 drums in each were put on the trailer for the transportation. The suitable lead thickness for reducing the equivalent dose rate in order to meet the required standards for the lateral parts, floor and top were 2.2cm, 2cm and 1.5cm, respectively. With this calculated thickness, the equivalent dose rates on the surface and at a distance of 2m from the surface were 550µSv/hr and 94µSv/hr, respectively.}, keywords = {Radioactive Waste,Nuclear Power Plant,Dose Distribution,Radiological Shielding,MCNP5}, title_fa = {بررسی حفاظ رادیولوژیکی و توزیع دز محفظه‌ی ویژه‌ی حمل پسمان‌های پرتوزای میانی نیروگاه اتمی بوشهر}, abstract_fa = {در عملکرد نیروگاه­های اتمی سالانه مقادیر قابل­توجهی پسمان پرتوزا تولید می­شود. برای حمل و نقل و دفع این پسمان­ها لازم است تدابیر خاصی اندیشیده شود. بنابر استانداردهای موجود لازم است محفظه­ی ویژه­ی حمل پسمان­ها به گونه­ای طراحی شود که مقدار دز معادل بر روی سطح خارجی آن از mSv/hr2 و در فاصله 2 متری از آن از0.1mSv/hr تجاوز نکند. هدف این پژوهش طراحی حفاظ رادیولوژیکی برای محفظه­های مخصوص حمل پسمان­های گروه II نیروگاه اتمی بوشهر می­باشد. محاسبات توزیع دز و طراحی محفظه با استفاده از روش مونت کارلو و با بهره­گیری از کد MCNP5 انجام پذیرفته است. برای محاسبات از 8 پردازنده به صورت موازی استفاده شده است. میزان فعالیت کل یک بشکه برای پسمان­های نمک تغلیظ شده Bq1010×4.248 ، برآورد شد. هم­چنین چگالی ترکیبات برطبق اسناد موجود 3kg/m2000 می­باشد. این مواد در بشکه­های استوانه­ای به طول 79.5cm و شعاع28.55cm  با ضخامت پوسته­ی mm3 و از جنس فولاد قرار دارند. توزیع دز برای یک بشکه­ی حاوی پسمان نمک تغلیظ شده به دست آمد. آهنگ دز در فاصله­ی cm10 از سطح، برابر 15.67mSv/hr تعیین گردید که %10 بیش­تر از پیش­بینی FSAR بود. به منظور کاهش دز، بشکه­های حاوی پسمان­های پرتوزا در درون بسته­بندی­های سربی با ظرفیت 4 بشکه قرار داده می­شوند. ضخامت مناسب برای کاهش آهنگ دز به مقدار توصیه شده در استانداردهای موجود، برای وجوه جانبی 2.2cm برای وجه پایینی cm2 و برای وجه بالایی 1.5cm به دست آمد. با این ضخامت سرب آهنگ دز معادل بر روی سطح و در فاصله­ی 2 متری از محفظه­ی 12 بشکه­ای به ترتیب 550 و µSv/hr 94 می­باشد.}, keywords_fa = {پسمان‌های پرتوزا,نیروگاه اتمی,توزیع دز,حفاظ رادیولوژیکی,MCNP5}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_396.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_396_602792baca5fa1fc0306c2c1d2269f70.pdf} } @article { author = {Foratirad, H and Nozad, A}, title = {Investigation of Microstructure and Mechanical Properties of Ferritic/Martensitic Steels Used in Fission and Fusion Reactors}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {33}, number = {1}, pages = {62-71}, year = {2012}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {A dramatic increase in the world-wide demand for energy requires to design nuclear reactors with high efficiency. The requirement for a high efficiency reactor necessitates using high pressure and high temperature designs. Because of the high temperature operation in the new generation of nuclear power reactors, ferritic/martensitic steel is unanimously considered to be the most suitable metal for the reactor design. In this research, by melting in a induced furnace, ferritic/martensitic steel was produced and then the micro-structures of the sed were investigated by using scanning electron microscopy (SEM) and transmission electron microscopy (TEM). The mechanical properties of these types of steel at different temperatures were investigated with the tensile and impact tests. The fractography investigation has also been conducted with the SEM. The results showed that in the As-cast form, the structure involves binate ferrites that after the heat treatment change to the martensitic structure. The maximum hardness was obtained in the quenched and normalized conditions. The mechanical properties in the NT form are better than the QT form. The ductility in these types of steel reduces by increasing temperature up to 400˚C, and then it improves by increasing the temperature.}, keywords = {Ferritic- Martensitic Steels,Microstructure,Binate Ferrites,Fractography}, title_fa = {بررسی ریزساختاری و خواص مکانیکی فولادهای فریتی- مارتنزیتی مورد استفاده در رآکتورهای شکافت و هم‌جوشی}, abstract_fa = {نیاز روزافزون به انرژی هسته­ای مستلزم طراحی رآکتورهای هسته­ای با بازده بالا می­باشد. بازده بالای رآکتورها، دماها و فشارهای بالایی را می­طلبد. به دلیل دمای بالای موردنیاز رآکتورهای نسل جدید، فولادهای فریتی- مارتنزیتی از جمله کاندیداهای اصلی برای استفاده شدن در این نوع رآکتورها می­باشند. در این تحقیق فولادهای فریتی- مارتنزیتی از طریق ذوب در کوره­ی القایی تولید و بررسی ریزساختاری آن­ها با استفاده از میکروسکوپ­های الکترونی روبشی و عبوری انجام شد. خواص مکانیکی این فولادها در دماهای مختلف با انجام آزمون­های کشش و ضربه مورد بررسی قرار گرفت. بررسی شکست­نگاری با استفاده از میکروسکوپ الکترونی بر روی مقاطع فولادی بعد از انجام آزمون­های کشش و ضربه انجام پذیرفت. نتایج نشان داد که در حالت خام، ساختار شامل فریت­های بینیتی می­باشد که بعد از عملیات حرارتی به ساختار مارتنزیتی تبدیل می­شود. بیشینه سختی در این فولادها در شرایط آب­دیده و بهنجار شده به دست آمد. خواص مکانیکی این آلیاژ در حالت NT به مراتب بهتر از حالت QT می­باشد. خواص انعطاف­پذیری این فولادها با افزایش دما تا C˚400 کاهش می­یابد و با افزایش بیش­تر دما مجدداً بهبود می­یابد.}, keywords_fa = {فولاد فریتی- مارتنزیتی,ریزساختار,فریت بینیتی,شکست‌نگاری}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_397.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_397_44d5ec5acc54ade17791bd9468fcc22c.pdf} }