@article { author = {Sharghi Ido, A and Shahriari, M and Etaati, G.R}, title = {Neutron-Gamma Discrimination in Mixed Field by PSD}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {30}, number = {1}, pages = {1-6}, year = {2009}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {In this study, a pulse shape discriminator (PSD), incorporating zero-crossing method has been developed. The separate measurements with 241Am-Be and 252Cf sources undertaken by BC501A liquid have shown that the purposed and the common-used PSD’s are in good agreement. The improved characteristics of the presented PSD are FOM=1.36 at a threshold of 60keVee and 1.5µsec dead time which allows the count rates up to 50kHz.}, keywords = {Pulse Shape Discriminator (PSD),241Am-Be and 252Cf Sources,Neutron Spectrum Unfolding,Zero-Crossing Method}, title_fa = {جداسازی نوترون- گاما در میدان‌های آمیخته با استفاده از مدار تبعیض‌گر شکل تپ آند}, abstract_fa = {یکی از روش‌های مناسب برای جداسازی نوترون و گاما در میدان‌های آمیخته به منظور طیف‌نگاری نوترون، استفاده از تبعیض‏گر شکل تپ و بکارگیری روش گذر از صفر بوسیله تپ آند می‌باشد. همچنین آشکارساز سوسوزن مایع BC501A بدلیل مشخصات خوب شکل تپ و قابلیت مطلوب جداسازی نوترون و گاما، بطور گسترده مورد استفاده قرار می‌گیرد. در این مقاله ابتدا به شرح طراحی و ساخت یک دستگاه تبعیض‏گر شکل تپ (PSD) پرداخته می‌شود، سپس به نتایج اندازه‏گیری‏ طیف نوترون در چشمه‏‏های 241Am-Be و 252Cf با این دستگاه اشاره خواهد شد. بر اساس نتایج بدست آمده، عملکرد دستگاه مورد تأیید قرار گرفت. دستگاه ساخته شده دارای FOM=1.36 در انرژی آستانه 60keVee (keV Electron Equivalent) می‏باشد. زمان مرگ دستگاه در حدود 1.5µsec است که براحتی می‌تواند تا آهنگ‏های شمارش بالاتر از 50kHz کار نماید.}, keywords_fa = {مدار تبعیض‌گر شکل تپ (PSD),چشمه‌های 241Am-Be و 252Cf,بازیافت طیف نوترون,روش گذر از صفر}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_506.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_506_49427a3090715984d0526e4379110a8d.pdf} } @article { author = {Bagherifam, S and Lakzian, A and Ahmadi, S.J and Fotovat, A and Rahimi, M.F}, title = {The Effect of Different Uranium Concentrations on Physiological Characteristics and Chlorophyll Contents in Sunflower and Soy Bean}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {30}, number = {1}, pages = {7-14}, year = {2009}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {Uranium as a natural radioactive heavy metal, widely disperses throughout the earth's crust. In many cases, the natural abundance has been re-distributed due to anthropogenic activities, resulting in radionuclide contamination in groundwater and surface soil. A pot experiment had been conducted in the Agricultural College Research Greenhouse, at the Ferdowsi University of Mashhad under the controlled condition. The effect of six levels of uranium (0, 50, 100, 250, 500 and 1000 mg U kg-1) on physiological characteristics and chlorophyll contents in sunflower and soy bean were studied in a completely randomized design as a factorial experiment with three replications. Plants were harvested after 40 days and before the reproductive stages. Root and stem length, root dry weight, stem dry weight, biomass and chlorophyll contents were determined. The shoot and root length, fresh and dry mass as well as leaf area and chlorophyll contents showed a significant negative correlation with the applied uranium concentrations. The influence on plant growth was also measured in terms of tolerance index TI and grade of growth inhibition GGI. The results showed that TI increased and GGI decreased with the applied uranium concentration. Biomass and tolerance of sunflower during the experiment on higher uranium concentrations showed that sun flower is more resistant against uranium toxicity.}, keywords = {Uranium,Grade of Growth Inhibition,Tolerance Index,Sunflowers,Soybeans}, title_fa = {بررسی تأثیر غلظت‌های مختلف اورانیوم بر ویژگیهای فیزیولوژیکی و مقدار کلروفیل در گیاهان آفتابگردان و سویا}, abstract_fa = {اورانیوم عنصری است رادیوآکتیو که به طور گسترده در پوستة زمین پراکنده شده است. معمولاً غلظت آن به علت فعالیت‌های انسانی در بعضی مناطق زمین به بالاتر از حد مجاز رسیده و این امر سبب آلودگی خاک‌ها و آب‌های زیرزمینی گردیده است. به منظور بررسی تأثیر غلظت‌های مختلف اورانیوم 238 بر ویژگی‌های فیزیولوژیک و میزان کلروفیل گیاهان آفتابگردان و سویا مطالعه‌ای در قالب طرح کاملاً تصادفی با آرایش فاکتوریل (دو نوع گیاه و شش غلظت اورانیوم 0، 50، 100، 250، 500 و 1000 میلی‌گرم بر کیلوگرم) با سه تکرار در گلخانه تحقیقاتی دانشکده کشاورزی دانشگاه فردوسی مشهد انجام گرفت. گیاهان بعد از یک دوره 40 روزه و قبل از ورود به مرحله زایشی برداشت شدند. طول ریشه و ساقه، وزن خشک ریشه و ساقه، زیست توده، سطح برگ و غلظت کلروفیل a، b و غلظت کل آن اندازه‌گیری شد. نتایج حاصل از این تحقیق نشان داد که افزایش غلظت اورانیوم در خاک به طور معنی‌داری بر روی ویژگی‌های مورد مطالعه تأثیر داشت. افزایش غلظت اورانیوم سبب افزایش درجه بازدارندگی رشد ((GGI و کاهش شاخص تحمل ((TI در گیاهان سویا و آفتابگردان گردید. تولید زیست توده زیاد در غلظت‌های بالای اورانیوم نشان‌دهنده مقاومت بالاتر این گیاه به تنش سمیت اورانیوم می‌باشد.}, keywords_fa = {اورانیوم 238,درجه ممانعت از رشد,شاخص تحمل,گل‌های آفتابگردان,دانه‌های سویا}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_507.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_507_80f7791ab16b2c38fd79ba4f92b3f9d3.pdf} } @article { author = {Ghanbari, Y and Habibnia, A and Memar, A}, title = {The Outlier Sample Effects on Multivariate Statistical Data Processing in Geochemical Stream Sediment Survey (Moghangegh Region, NW of Iran)}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {30}, number = {1}, pages = {15-22}, year = {2009}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {In geochemical stream sediment surveys in Moghangegh Region in north west of Iran, sheet 1:50,000, 152 samples were collected and after the analyze and processing of data, it revealed that Yb, Sc, Ni, Li, Eu, Cd, Co, as contents in one sample is far higher than other samples. After detecting this sample as an outlier sample, the effect of this sample on multivariate statistical data processing for destructive effects of outlier sample in geochemical exploration was investigated. Pearson and Spearman correlation coefficient methods and cluster analysis were used for multivariate studies and the scatter plot of some elements together the regression profiles are given in case of 152 and 151 samples and the results are compared. After investigation of multivariate statistical data processing results, it was realized that results of existence of outlier samples may appear as the following relations between elements: - true relation between two elements, which have no outlier frequency in the outlier sample. - false relation between two elements which one of them has outlier frequency in the outlier sample. - complete false relation between two elements which both have outlier frequency in the outlier sample.}, keywords = {Outlier Sample,Multivariate Statistical Data Processing,Geochemical Stream Sediment Survey}, title_fa = {بررسی تأثیر مخرب نمونه خارج از رده در مطالعات آماری ژئوشیمیایی چند متغیره مطالعه موردی: برگه 1:50000 مغانجق در شمال غربی ایران}, abstract_fa = {در بررسی­های اکتشافی ژئوشیمیایی رسوب‌های آبراهه­ای منطقه مغانجق واقع در شمال‌غربی ایران تعداد 152 نمونه رسوب آبراهه­ای از منطقه برداشت شد. پس از بررسی مقادیر عناصر مختلف در این نمونه­ها، نمونه­ای مشخص شد که مقدار عناصر Li، Ni، Sc، Yb، Eu، As، Co و Cd در آن نسبت به مقدار همین عناصر در سایر نمونه­ها بسیار بیشتر بود. پس از معرفی این نمونه به ­عنوان نمونه خارج از رده سعی شده است تأثیر این نمونه در بررسی­های آماری چند متغیره بررسی شود. هدف از این مقاله نمایش گوشه­ای از اثرهای مخرب نمونه­های خارج از رده بر مطالعات آماری ژئوشیمیایی چند متغیره می­باشد که باعث بروز خطای سیستماتیک در تفسیرها و تحلیل­ها می­شوند. جهت انجام مطالعات آماری چند متغیره، از ضریب همبستگی با روش­های اسپیرمن و پیرسون و آنالیز خوشه­ای و نمودار پراکندگی عناصر به همراه معادله خط رگرسیون آنها در دو حالت استفاده شده است. در حالت اول نمونه خارج از رده در بررسی­های چند متغیره حضور دارد و در حالت دوم نمونه خارج از رده از بررسی­ها کنار گذاشته شده است، سپس نتایج حاصل از دو بررسی با هم مقایسه شده­اند. پس از بررسی مـطالـعات آماری چند متـغیره و مقایسه نتایج در دو حالت ذکر شده مشخص شد که با حضور نمونه خارج از رده در بین مجموعه از نمونه­های برداشت شده از منطقه، ارتباط بین عناصر ممکن است به­ صورت­های مختلف زیر باشد. - ارتباط حقیقی بین دو عنصر در نمونه­های برداشت شده وقتی که هیچکدام از آن دو عنصر دارای فراوانی غیرعادیدر نمونه­ها نباشند. - ارتباط کاذب بین دو عنصری که یکی از آن دو دارای فراوانی غیرعادی در نمونه­ها باشد. - ارتباط شدیداً کاذب بین دو عنصر وقتی که هر دو دارای فراوانی غیرعادی در نمونه­ها باشند.}, keywords_fa = {نمونه خارج از رده,مقادیر خارج از رده,مطالعات آماری ژئوشیمیایی چند متغیره}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_508.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_508_4021963a353a49d2475a3e091f4be26f.pdf} } @article { author = {Aflaki, F and Salahinejad, M and Roozbehani, A}, title = {Formation of Tyrosine Isomers in Aqueous Phenylalanine Solutions by Gamma Irradiation}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {30}, number = {1}, pages = {23-31}, year = {2009}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {Ortho- tyrosine detection method can be used for detection of irradiated protein rich foods. Tyrosine isomers produced by gamma radiation of aqueous phenylalanine solutions at wide dose levels (0.1-50kGy) were examined to obtain basic information for o-tyrosine detection method of irradiated foods. Determination of tyrosines produced in aqueous phenylalanine solutions were carried out by high performance liquid chromatography and fluorescence detection. The detection limit of o-tyrosine was 0.01ppm and the linear range of calibration and the relative standard deviation of analysis was 50 ng and 4-13%, respectively. The amounts of the tyrosines increased with the irradiation level up to 10kGy and no further tyrosine formation was observed when the dose level was increased. At a constant dose level, the yield of tyrosines initially increased with the phenylalanine concentration, while with further increase of phenylalanine concentration no effect on increase of tyrosine yield was observed. When the dose rate was varying from 2.3kGy/h to 1.2kGy/h with a total amount of 10kGy in each case, there was no significant effect on tyrosine isomers formation was observed. Also the results showed that tyrosine yield was affected by temperature, pH and the presence of oxygen.  }, keywords = {Aqueous Phenylalanine Solution,O-Tyrosine,Gamma Irradiation,HPLC}, title_fa = {تشکیل ایزومرهای تیروزین در محلول‌های آبی فنیل‌آلانین پرتودهی شده با تابش گاما}, abstract_fa = {روش آشکارسازی ارتو تیروزین را می­توان برای آشکارسازی پرتودیدگی مواد غذایی سرشار از پروتئین بکار برد. به منظور اطلاع از اساس این روش، ایزومرهای تیروزین تشکیل شده در محلول‌های آبی‌فنیل‌آلانین پرتودهی شده با پرتو گاما در گستره وسیعی از دز تابش (0.1-50kGy) مورد بررسی قرار گرفته است. اندازه­گیری ایزومرهای تیروزین در محلول‌های آبی فنیل‌آلانین با استفاده از کروماتوگرافی مایع با کارایی بالا و آشکارسازی فلورسانس انجام گرفت. حد آشکارسازی ارتوتیروزین 0.01ppm  و گستره خطی بودن پاسخ دستگاه برابر 0.01 تا ppm50 و انحراف استاندارد نسبی اندازه‌گیری­ها بین 13-4% بود. در محلول‌های آبی فنیل‌آلانین (mg/ml 1)، تا دز kGy 10 مقادیر ایزومرهای تیروزین تشکیل شده متناسب با افزایش سطح دز پرتودهی افزایش یافت اما پس از آن، افزایش بیشتر دز پرتودهی بر افزایش تشکیل ایزومرهای تیروزین تأثیر قابل ملاحظه­ای نداشت. در یک دز ثابت، مقدار ایزومرهای تیروزین تشکیل شده در ابتدا با افزایش غلظت فنیل‌آلانین افزایش می­یابد اما افزایش بیشتر غلظت فنیل‌آلانین تأثیری در افزایش تشکیل ایزومرهای تیروزین ندارد. با دز کلی kGy10، استفاده از سرعت‌های دز 2.3kGy/h و 1.2kGy/h  تغییر قابل ملاحظه­­ای در مقدار ایزومرهای تیروزین تشکیل شده ایجاد نکرد. نتایج نشان داد در پرتودهی محلول‌های آبی فنیل‌آلانین، تشکیل ایزومرهای تیروزین تحت تأثیر دما، pH و اکسیژن محیط قرار می­گیرد.}, keywords_fa = {محلول آبی‌فنیل‌آلانین,ارتو تیروزین,تابش گاما,کروماتوگرافی مایع با کارایی بالا}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_509.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_509_ead91cf969566bafeda449f3f823d2fa.pdf} } @article { author = {Khoylou, F}, title = {The Effect of Stabilizers in Controlling of Degradation in γ-Irradiated Polypropylene}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {30}, number = {1}, pages = {32-37}, year = {2009}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {The radiation stability of polypropylene produced in Bandar Emam Petrochemical Co. and stabilized with two phenolic antioxidants (Irganox 1010, Irganox 1076) and two hindered amine light stabilizers, HALS, (Tinuvin 622, Tinuvin 770) have been investigated. The effectiveness of the stabilizers at 0.2% concentration on the polypropylene samples irradiated at 25 kGy has been followed for 6 months after irradiation. The buildup of carbonyl group and trends of the change in bend strength and MFI for the stabilized samples with Irganox 1076 and Tinuvin 622 show the post-irradiation embrittlement of these samples. The negligible change in carbonyl group, bend strength and MFI for the samples stabilized with Irganox 1010 and Tinuvin 770 indicated the better effectiveness of these two stabilizers.}, keywords = {Stabilization,Polypropylene,Gamma radiation,Phenolic Antioxidant,Hindered Amine Light Stabilizer (HALS),Carbonyl Index,Flexural Resistance,Modular Flow Index (MFI)}, title_fa = {نقش پایدارکننده‌ها در کنترل میزان تخریب پلی‌پروپیلن در برابر تابش گاما}, abstract_fa = {نقش دو آنتی اکسیدانت فنولی (Irganox 1010, Irganox 1076) و دو پایدارکننده نوری از نوع آمین ممانعت شده، HALS، (Tinuvin 622, Tinuvin 770) در پایدارسازی پرتویی پلی‌پروپیلن تولید شده در مجتمع پتروشیمی بندر امام مورد بررسی قرار گرفته است. تأثیر پایدارکننده‌ها با غلظت 0.2%  بر نمونه‌های پرتودهی شده به وسیله پرتو گاما به میزان 25 کیلوگری و نگاهداری شده در محیط آزمایشگاه به مدت 6 ماه مطالعه شده است. بررسی نتایج FTIR تغییرات ایجاد شده در ساختار شیمیایی نمونه‌ها را نشان می‌دهد. ایجاد گروه‌های کربنیل، تغییرات مقاومت خمشی و افزایش MFI برای نمونه‌های حاوی Tinuvin 622 و Irganox 1076 نشاندهنده روند شکننده شدن این نمونه‌ها در مدت نگهداری پس از پرتودهی می‌باشد. تغییرات ناچیز MFI در این مدت برای نمونه‌های پایدار شده توسط Irganox 1010 و Tinuvin 770، نمایانگر مؤثر بودن این دو پایدارکننده است.}, keywords_fa = {پایدارسازی,پلی‌پروپیلن,پرتوگاما,آنتی‌اکسیدانت فنولی,آمین ممانعت شده,اندیس کربنیل,مقاومت خمشی,شاخص جریان مذاب}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_510.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_510_3e0679f432e6d6d70c5a97098a0c4524.pdf} } @article { author = {Sadighzadeh, A and Nedaie, B and Bagheri, M and Fathi, D}, title = {Constructing High Temperature Resistant Membranes Separating Molecules and Particles}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {30}, number = {1}, pages = {38-42}, year = {2009}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {Ceramics have been extensively used for gaseous molecular separation. In our present research, the procedure to fabricate membrane filters along with SEM studies for multi-layered structures are explained and the importance of high temperature and pressure are discussed in detail. The base material of the multi-layered filters base ceramic material was produced at high pressure of 1400oC, within a period of an hour. Meanwhile, the over layer was generated on the base material by Ni evaporation, using electron beam technique as well. Our studies indicated that the granular ceramics, as a base material, which was formed by sintering contains porosities and cavities due to the applied pressure. The SEM studies show, that the size of porosities ranges from tens to hundreds of microns. Our results are also discussed in terms of the importance of pressure and temperature in fabrication of these membranes.}, keywords = {Ceramic Membranes,High Temperature Resistant Filters}, title_fa = {ساخت غشاء‌های سرامیکی مقاوم به حرارت‌های بالا و با مشخصه‌های فیزیکی متفاوت}, abstract_fa = {در این تحقیق ساخت غشاء‌های سرامیکی و ساختمان آنها با بهره‌گیری از عکس‌های حاصل از میکروسکوپ الکترونی مورد بررسی قرار گرفت. غشاء‌های سرامیکی دارای یک پایه و چند لایه می‌باشند. پایه نمونه‌های سرامیکی در این مطالعه به روش پرس و سینرینگ ساخته شد. همچنین، لایه‌های نازک با دو روش پوشش دوغابی و تبخیر در خلاء تهیه شدند. در روش دوغابی، پایه پس از پوشانده شدن با دوغابی متشکل از ریزدانه‌های آلومینا (Al2O3) هم‌اندازه با دانه‌های غشاء، به مدت 1 ساعت در دمای ºC1400 پخته می‌شود. در روش تبخیر در خلاء، نیکل به کمک پرتوهای الکترونی، تبخیر و بر روی پایه نشانده می‌شود. مطالعات ما نشان می‌دهد که سرامیک‌های ساخته شده با روش پرس دارای مجموعه‌های ریزدانه‌ای به صورت کلوخه و حفره‌هایی با بزرگی متفاوت هستند که بزرگی آنها تابع فشار پرس می‌باشد. این مطالعات که توسط عکس‌های حاصل از میکروسکوپ الکترونی (SEM) انجام شد، نشان می‌دهد که اندازه متوسط درشت دانه‌ها و حفره‌ها به ترتیب چند صد و چند ده میکرون است. درشت دانه‌ها از ریزدانه‌ها و حفره‌های ریزتری با اندازه‌های به ترتیب برابر چند میکرون و چند دهم میکرون تشکیل شده است. نتایج حاصل از این کار تحقیقاتی نشان می‌دهد که اندازه ذرات پودر آلومینا، میزان فشار، نحوه پخت و نوع لایه‌گذاری، عوامل مؤثر در کیفیت غشاء‌های سرامیکی می‌باشند.}, keywords_fa = {غشاء‌های سرامیکی,فیلترهای مقاوم به حرارت و فشار}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_511.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_511_9de400507c7e40988680387c997a595c.pdf} } @article { author = {Karimpour, K and Safdari, S.J and Mousavian, S.M.A}, title = {Sodium Fluoride Pellets Use in UF6 and HF Chemical Traps}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {30}, number = {1}, pages = {43-48}, year = {2009}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {Sodium fluoride is one of the most important adsorbents in enrichment facilities, where it is availabe in the form of powder and pellets. Linear and parabolic curve of the reaction between uranium hexafluoride and sodium fluoride, in the form of powder, in comparison with the parabolic curve of sodium fluoride in the form of pellets is shown that it is the best shape for the sodium fluoride adsorbents. But, it is impossible to determine these properties only by comparison of UF6 and NaF reaction kinetics and, selecting the shape and dimension requires the study of the effects of loading and pressure drop. In this paper, effects of adsorbents shape on pressure drop and capacity is studied. Based on these studies, it was realized that as the dimension of adsorbents decreases, the active surface area increases and cansequently, the final capacity of the adsorption decreases.}, keywords = {Sodium Fluoride,Uranium hexafluoride,Chemical Trap,Absorber Pellets,Powder,Adsorption,Surface Area,Pressure Drop}, title_fa = {بررسی کارایی قرص سدیوم فلوراید در تله‌های شیمیایی صنایع غنی‌سازی}, abstract_fa = {جاذب سدیوم فلوراید، که یکی از پرکاربردترین جاذب‌های مورد استفاده در صنایع غنی‌سازی اورانیوم است، بصورت اشکال پودری و قرص‌های استوانه‌ای در دسترس می‌باشد. حالت خطی-سهموی سرعت واکنش میان اورانیوم هگزافلوراید و سدیوم فلوراید در حالت پودری شکل در مقایسه با روند سهموی-لگاریتمی برای حالت قرصی شکل (به سبب کاهش ناگهانی سرعت واکنش) در نگاه نخست انتخاب پودر سدیوم فلوراید به‌ عنوان جاذب تله‌های شیمیایی را توجیه‌پذیر می‌کند. ولی باید توجه داشت که انتخاب شکل و حالت جاذب تنها با بررسی سینتیک واکنش امکان‌پذیر نمی‌باشد و برای بررسی این امر لازم است پارامترهای دیگری از جمله افت فشار و ظرفیت نهایی جذب نیز مورد توجه قرار گیرد. بر این اساس، اثرهای شکل و اندازه جاذب بر پارامترهای ذکر شده مورد بررسی قرار گرفت. این بررسی‌ها نشان داد اگرچه در نگاه نخست اولویت استفاده با شکل پودری جاذب سدیوم فلوراید است ولی کاهش افت فشار و افزایش ظرفیت جاذب در اثر افزایش اندازه ذرات مهمترین عواملی هستند که سبب می‌شوند تا در واکنش‌های کمپلکسی مانند آنچه در واکنش میان اورانیوم هگزافلوراید و سدیوم فلوراید رخ می‌دهد، جاذب‌های پودری، یا ذرات کوچکتر مورد استفاده قرار نگیرند.}, keywords_fa = {سدیوم فلوراید,اورانیوم هگزافلوراید,تله شیمیایی,قرص‌های جاذب,پودر,جذب سطحی,مساحت سطحی,افت فشار}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_512.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_512_25bd972caf611b4309f5cfa54a42d950.pdf} } @article { author = {Sattari, A and Ghafori, M and Feizi, H and Ghahreman, H}, title = {Comparison of Dose Calibrators in Nuclear Medicine Centers Using Thallium-201 Radiopharmaceutical}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {30}, number = {1}, pages = {49-52}, year = {2009}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {This study was performed with the aim of determination of dose calibrators’ accuracy in nuclear medicine centers. Thallium-201 radiopharmaceutical was used for comparison of dose calibrators with each other and with the reference. After the measurement which was carried out in 12 centers located in tehran and other cities, and according to the data obtained from the reference, it was concluded that dose calibrators in 10 centers are with positive and 2 centers with negative errors, as compared with the reference.}, keywords = {Radiation Dose,Calibration Standards,Thallium-201}, title_fa = {مقایسه دز-کالیبراتورهای مراکز پزشکی هسته‌ای از طریق اندازه‌گیری فعالیت رادیوداروی تالیوم-201}, abstract_fa = {این تحقیق با هدف تعیین دقت دز-کالیبراتورهای مورد استفاده در مراکز پزشکی هسته‌ای صورت گرفته است. از رادیوداروی تالیوم-201 برای سنجش این دز-کالیبراتورها و مقایسه آنها با دز-کالیبراتور پژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی به عنوان مرجع استفاده شد. پس از بررسی 12 مرکز در تهران و برخی از شهرستان‌ها، در مجموع مشخص گردید که دز-کالیبراتورهای 10 مرکز خطای مثبت و 2 مرکز خطای منفی نسبت به دز-کالیبراتور مرجع دارند.}, keywords_fa = {دز تابش,استانداردهای کالب‌زنی,تالیوم-201}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_513.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_513_1be3e6f070ca9205aaf38956362d6395.pdf} } @article { author = {Moosavi, M and Setayeshi, S and Ahmadi, S.J and Kardan, M.R and Gholipour Peyvandi, R and Bahrami Samani, A and Salimi, B and Abbasi, A and Mazidi, S.M and Mirfallah, S.H and Ghannadi Maragheh, M}, title = {Production of Strontium-89 Radioisotope by Neutron Activation Method and Preparation of 89Strontium Chloride Radiopharmaceutical}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {30}, number = {1}, pages = {53-56}, year = {2009}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {Strontium-89 is one of the most important radioisotopes used in nuclear medicine for therapy of bone pain caused by bone metastases. That is due to the beta radiation with sufficient energy for destroying metastatic sites in bone tissue. The routine application is ensured by introducing 89SrCl2 radiopharmaceutical and then injection of a specific dose in human vein, where it leads to reduction of bone pains. In this research, 89Sr was produced in the Tehran Research Reactor (TRR) for both natural Sr (includes 84Sr and 88Sr) and enriched Sr (includes 88Sr of %99 purity) for the comparison and preparation of 89SrCl2 radiopharmaceutical. Natural radioactivated Sr which produces gamma radiation was injected in mice and then based on gamma spectroscopy in different tissues, a calculation was made for the dose absorption rate, defined by %ID/g. Also, radioactivated enriched Sr-88 was injected in mice and the %ID/g was calculated due to distribution of the beta radiation in mice tissues. In our biodistribution we observed a rapid blood clearance followed by the high absorption of activity in bone tissues. These data have shown that the prepared compound is a well defined radiopharmaceutical for the bone pain palliation in metastatic lesions.}, keywords = {Strontium-89,Strontium Chlorides,Neutron Activation Analysis,Therapy of Bone Metastases,Gamma radiation,Beta Radiation}, title_fa = {Production of Strontium-89 Radioisotope by Neutron Activation Method and Preparation of 89Strontium Chloride Radiopharmaceutical}, abstract_fa = {Strontium-89 is one of the most important radioisotopes used in nuclear medicine for therapy of bone pain caused by bone metastases. That is due to the beta radiation with sufficient energy for destroying metastatic sites in bone tissue. The routine application is ensured by introducing 89SrCl2 radiopharmaceutical and then injection of a specific dose in human vein, where it leads to reduction of bone pains. In this research, 89Sr was produced in the Tehran Research Reactor (TRR) for both natural Sr (includes 84Sr and 88Sr) and enriched Sr (includes 88Sr of %99 purity) for the comparison and preparation of 89SrCl2 radiopharmaceutical. Natural radioactivated Sr which produces gamma radiation was injected in mice and then based on gamma spectroscopy in different tissues, a calculation was made for the dose absorption rate, defined by %ID/g. Also, radioactivated enriched Sr-88 was injected in mice and the %ID/g was calculated due to distribution of the beta radiation in mice tissues. In our biodistribution we observed a rapid blood clearance followed by the high absorption of activity in bone tissues. These data have shown that the prepared compound is a well defined radiopharmaceutical for the bone pain palliation in metastatic lesions.}, keywords_fa = {Strontium-89,Strontium Chlorides,Neutron Activation Analysis,Therapy of Bone Metastases,Gamma radiation,Beta Radiation}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_514.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_514_425d536bd5baaf9bce766b841fafde85.pdf} } @article { author = {Sedigh, Y and Azimfar, S.A}, title = {Safety Analysis of Spent Fuel Transportation Cask of Bushehr Nuclear Power Plant through the Passing of Fire Tunnel with ANSYS®10.0}, journal = {Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)}, volume = {30}, number = {1}, pages = {57-61}, year = {2009}, publisher = {Nuclear Science and Technology Research Institute}, issn = {1735-1871}, eissn = {2676-5861}, doi = {}, abstract = {The spent fuel assemblies (FAs) of Bushehr Nuclear Power Plant are planed to be transported by TK-13 casks. Each spent fuel transportation cask holds 12 spent FAs and has a thick steel container to provide shielding. The calculations have been performed for FAs with burn ups of 60 MWd/kg and a 3-years cooling period. The ANSYS®10.0 general finite element analysis package was selected for this analysis, since it is an analytical tool, widely used for licensing of spent nuclear fuel casks. The selected model included all the significant heat transfer paths within the casks and between the casks and the external environment. The computational model was subjected to the thermal environment of the tunnel during the fire transient using boundary conditions derived from the results of the fire dynamics simulator computational fluid dynamics code. The model of cask constructed in ANSYS®10.0 consists of a detailed 3-D representation of a symmetric half cross section of the spent fuel transportation cask and a complete cross section of the surrounding tunnel wall. In this model, the cask is oriented horizontally within the tunnel. This orientation gives the cask's outer surface the maximum exposure to the highest temperatures in the fire environment. This includes exposure from the tunnel surfaces by thermal radiation exchange and the flow of hot gases generated by the fire, which results in significant convection heat transfer to the package during the fire transient. The results of this evaluation strongly indicated that neither spent nuclear fuel particles nor fission products would be released from the spent fuel transportation cask. The internal temperature of TK-13 cask which was analyzed through the fire tunnel scenario did not reach the level that could result in rupturing of the fuel cladding.}, keywords = {Spent Fuel,Cask,Fire Dynamics Simulator (FDS),Fire Tunnel}, title_fa = {Safety Analysis of Spent Fuel Transportation Cask of Bushehr Nuclear Power Plant through the Passing of Fire Tunnel with ANSYS®10.0}, abstract_fa = {The spent fuel assemblies (FAs) of Bushehr Nuclear Power Plant are planed to be transported by TK-13 casks. Each spent fuel transportation cask holds 12 spent FAs and has a thick steel container to provide shielding. The calculations have been performed for FAs with burn ups of 60 MWd/kg and a 3-years cooling period. The ANSYS®10.0 general finite element analysis package was selected for this analysis, since it is an analytical tool, widely used for licensing of spent nuclear fuel casks. The selected model included all the significant heat transfer paths within the casks and between the casks and the external environment. The computational model was subjected to the thermal environment of the tunnel during the fire transient using boundary conditions derived from the results of the fire dynamics simulator computational fluid dynamics code. The model of cask constructed in ANSYS®10.0 consists of a detailed 3-D representation of a symmetric half cross section of the spent fuel transportation cask and a complete cross section of the surrounding tunnel wall. In this model, the cask is oriented horizontally within the tunnel. This orientation gives the cask's outer surface the maximum exposure to the highest temperatures in the fire environment. This includes exposure from the tunnel surfaces by thermal radiation exchange and the flow of hot gases generated by the fire, which results in significant convection heat transfer to the package during the fire transient. The results of this evaluation strongly indicated that neither spent nuclear fuel particles nor fission products would be released from the spent fuel transportation cask. The internal temperature of TK-13 cask which was analyzed through the fire tunnel scenario did not reach the level that could result in rupturing of the fuel cladding.}, keywords_fa = {Spent Fuel,Cask,Fire Dynamics Simulator (FDS),Fire Tunnel}, url = {https://jonsat.nstri.ir/article_515.html}, eprint = {https://jonsat.nstri.ir/article_515_f2d11a7885cd0cf1b94abff0fc142487.pdf} }