ORIGINAL_ARTICLE
فشردهسازی مغناطیسی تپ منابع تغذیهی دستگاههای مولد پرتو
تپهای توان بالا با پهنای کم کاربردهای بسیاری در دستگاههای مولد پرتو نظیر دستگاههای رادیوگرافی تپی و مولدهای ریزامواج پرتوان دارند. یکی از روشهای فشردهسازی تپهای توان بالا، فشردهسازی مغناطیسی است. این مقاله ابتدا به طراحی یک مولد تسلا با هستهی اشباع شده برای تولید یک تپ با ولتاژ kV200 پرداخته و سپس تأثیر اشباع هستهی این ترانسفورماتور بر فشردهسازی تپ خروجی آن به کمک نرمافزارهای CST EM Studio و Proteus را مورد بررسی قرار میدهد. بررسیها نشان میدهند که با اشباع هستهی ترانسفورماتور، رسانایی مغناطیسی و در نتیجه القاییدگی سیمپیچهای آن کاهش مییابد که در اثر آن بسامد نوسانات جریان در ترانسفورماتور به صورت لحظهای افزایش مییابد که این، به کاهش پهنای تپ خروجی میانجامد.
https://jonsat.nstri.ir/article_414_22c93e04dc82aef4fab1de4064ee4f47.pdf
2011-08-23
1
7
فشردهسازی مغناطیسی تپ
مولد تسلا
تپ توان بالا
منبع تغذیهی تپی
آرش
صادقیپناه
1
گروه کاربرد پرتوها، دانشکده مهندسی هستهای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1983963113، تهران- ایران
AUTHOR
فریدون
عباسی دوانی
fabbasi@sbu.ac.ir
2
گروه کاربرد پرتوها، دانشکده مهندسی هستهای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1983963113، تهران- ایران
LEAD_AUTHOR
Marco Denicolai, Tesla Transformer for experimentation and research–Helsinki university of technology–Licentiate thesis, 2-10, 24-28, 30 (May 2001).
1
Gennady A. Mesyats, Pulsed Power–Springer Science+Business Media, Inc., 251-256 (USA 2005).
2
A.I. Ryabchikov, et al, “Upgrading of the high-current accelerator "TONUS″,” Nuclear Physics Institute at Tomsk Polytechnic University, Plenum Publishing Corporation, Tomsk (Russia 1977).
3
ORIGINAL_ARTICLE
تعیین دز گاما در میدان آمیختهی نوترون- گاما با استفاده از دزیمترهای ترمولومینسانس LiF:Mg, Ti(TLD-600)
در این مقاله با استفاده از نسبت شدت قلهی چهارم به قلهی پنجم منحنی درخشندگی دزیمتر ترمولومینسانس TLD-600، دز گاما در میدان آمیختهی نوترون- گاما مشخص شده است. ابتدا نمونهها توسط چشمههای Am-Be و Cs137 تحت تابش به ترتیب نوترون و گاما قرار گرفتند. میزان پرتودهی توسط چشمهها به گونهای تغییر داده شد که میزان دز گاما از 20 تا %52 دز کل متغیر باشد. با استفاده از برنامهی کامپیوتری مبتنی بر الگوریتم لونبرگ- مارکارت و به کمک مدل مرتبهی عام ترمولومینسانس، منحنی درخشندگی نمونههای تحت تابش، تفکیک و نسبت شدت قلهی چهارم به پنجم محاسبه و این نسبت به سهم دز گاما و نوترون در میدان تابشی کل ارتباط داده شد.
https://jonsat.nstri.ir/article_415_2e0257d297c2f7f86fab68486225a972.pdf
2011-08-23
8
14
ترمولومینسانس
دزیمتری نوترون
میدان آمیختهی نوترون- گاما
روش دو قلهای
مصطفی
زاهدیفر
1
گروه فیزیک، دانشگاه کاشان، صندوق پستی: 51167-87317، کاشان ـ ایران
LEAD_AUTHOR
منصور
جعفریزاده
2
امور حفاظت در برابر اشعه، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایران
AUTHOR
احسان
صادقی
sdgh@kashanu.ac.ir
3
گروه فیزیک، دانشگاه کاشان، صندوق پستی: 51167-87317، کاشان ـ ایران
AUTHOR
حامد
شاخوصی
4
گروه فیزیک، دانشگاه کاشان، صندوق پستی: 51167-87317، کاشان ـ ایران
AUTHOR
V. Chernov, B. Rogalev, A. Nepomnyaschikh, V. Cherepanov, “Error analysis of neutron dose measurment in mixed gamma-neutron fields by a two peak TL method,” Radiat. Prot. Dosim. 49, 443-449 (1993).
1
E.X. Rank and R.B. Theus, “Neutron dosimetry with CaF2:Tm,” IEEE Trans. Nucl. Sci., NS-26(1), 1590-1592 (1979).
2
J.B. Dielhof, A.J.J. Bos, J. Zoetelief, J.J Broerse, “Sensitivity of CaF2 thermoluminescent materials to fast neutrons,” Radiat. Prot. Dosim. 23, 405-408 (1998).
3
W. Hoffman, and B. Prediger, “Heavy particle dosimetry with high temperature peaks of CaF2:Tm and 7Lif phosphors,” Radiat. Prot. Dosim. 6, 149-152 (1983).
4
P. Meissner, U. Beink, J. Rassow, “Applicability Of TLD-700 detectors for dosimetry in d(14)+Be neutrons fields,” Radiat. Prot. Dosim. 23, 421-424 (1988).
5
B.B. Schachar and Y.S. Horowitz, “Dosimetric characterisation of the high temperature peaks of LiF:Mg, Ti and CaF2:Tm using computerised glow curve deconvolution,” Radiat. Prot. Dosim. 22, 87-96 (1988).
6
A.S. Pradhan, J. Rassow, P. Meissner, “Fast neutron response of CaF2: Tm teflon TLD discs of different thickness,” Radiat. Prot. Dosim. 15, 233-266 (1986).
7
Y.S. Horowitz, and B. Ben Schachar, “Sensitised TLD-700 for neutron-gamma dosimetry at radiation dose levels,” Radiat. prot. Dosim. 33, 263-266 (1990).
8
Y.S. Horowitz and D. Yossian, “Computerised glow curve doconvolution: application to thermoluminescence dosimetry,” In: Proc Int. Congr. on Radiation Protection, Vienna. Vol. 4, 293-295 (1996).
9
T.M. Piters, A.J.J. Bos, J. Zoetelief, “Thermoluminescence dosimetry in mixed neutron-gamma radiation fields using glow curve superposition,” Radiat. Prot. Dosim. 44, 305-308 (1992).
10
N. Horiuchu, T. Sato, H. Morimoto, “Simultaneous evaluation of the neutron and gamma dose with a single 6LiF TLD,” Nucl. Instrum. Methods A 317, 545-552 (1992).
11
D. Youssian and Y.S. Horwitz, “Estimation of gamma dose in neutron dosimetry using peak 4 to peak 5 ratios in LiF:Mg,Ti (TLD-100/600),” Radiat. Prot. Dosim. 77, 151-158 (1998).
12
A. Delgado, J.L. Muniz, J.M. Gomez Ros, A.M. Romero, R. Rodrıguez, “On the use of LiF TLD-600 in neutron-gamma mixed fields,” Radiat. Prot. Dosim. 125, 1-4, 327–330 (2007).
13
A. Triolo, M. Marrale, M. Brai, “Neutron-gamma mixed field measurements by means of MCP-TLD-600 dosimeter pair,” Nucl. Instrum. methods B 264, Issue 1, 183-188 (2007).
14
G. Kitis, J.M. Gomez Ros, J.W.N. Tuyn, “Thermoluminescence glow-curve deconvolution functions for first, second and general order of kinetics,” J. Phys. D:Appl. Phys. 31. 2636–2641 (1998).
15
ORIGINAL_ARTICLE
استفاده از هیدروکسی آپاتیت تهیه شده به روش سل- ژل برای دزیمتری پرتوهای گاما و باریکهی الکترونی
در این مقاله دزیمتری میدان پرتو از طریق اندازهگیری رادیکالهای آزاد القاء شده در هیدروکسی آپاتیت مصنوعی با بهرهگیری از طیفبینی تشدید اسپین الکترون یا تشدید پارامغناطیسی الکترون (EPR) مورد بررسی قرار گرفته است. ابتدا نانو پودر هیدروکسی آپاتیت مصنوعی (HAP) به روش سل- ژل تهیه و پس از آمایش حرارتی، توزین و بستهبندی شد. در ادامه، نمونهها با پرتوهای گامای حاصل از چشمهی کبالت-60 و باریکهی الکترونی به انرژی MeV10 با دزهای جذبی متفاوت، در محدودهی دزهای بالا پرتودهی و شدت علامت تشدید پارامغناطیسی الکترون نمونههای پرتودیده در دمای اتاق و در مجاورت هوا اندازهگیری شد. سپس تغییرات شدت علامت تشدید پارامغناطیسی الکترون به صورت دامنهی نقطه به نقطهی علامت رسم و با نمونههای آلانین و پودر استخوان مقایسه گردید. نتایج به دست آمده از این بررسی نشان داد که شدت علامت تشدید پارامغناطیسی الکترون نمونهی مورد بررسی در مقایسه با پودر استخوان و آلانین به مراتب بالاتر بوده و نسبت به آنها در دز جذبی بالاتری به حالت اشباع میرسد.
https://jonsat.nstri.ir/article_416_f624c08fa7ef72bbfece00c06b35d92a.pdf
2011-08-23
15
21
طیف تشدید پارامغناطیسی الکترون
هیدروکسی آپاتیت
روش سل- ژل
دزیمتری
پرتو گاما و الکترون
ناهید
حاجیلو
nhajiloo676@gmail.com
1
پژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج ـ ایران
AUTHOR
فرهود
ضیائی
fziaie@aeoi.org.ir
2
پژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج ـ ایران
LEAD_AUTHOR
مجید
حسامی
3
پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 389-89175، یزد ـ ایران
AUTHOR
1. W. Stachowics, K. Ostrowski, A. Dziedzic-Goclawski, A. Komender, “Sterilization and preservation of biological tissues by ionizing radiation,” Panel Proc. Series IAEA, Vienna, STVPUB/247, 15 (1970).
1
2. K. Mahesh, D.R. Vij(eds) “Techniques of radiation dosimeter,” Wily Eastern Ltd., New Delhi, India (1985).
2
3. K.W. Bögl, D.F. Regulla, M.J. Suess, “Health impact, identification, and dosimetry of irradiated food,” Report of a WHO Working Group. Berich des Institute für Strahlenhygiene des Bundesgesundheitsarntes Neuherberg, FRG, ISH‑125 (1988).
3
4. F. Ziaie, W. Stachowicz, G. Strzelczak, S. Al-Osaimi, “Using bone powder for dosimetric system EPR response under the action of gamma irradiation,” Nukleonika, 4, 603-608 (1999).
4
5. P. Moens, P. De Volder, R. Hoogewijs, F. Callens, R. Verbeeck, “Maximum-likelihood common factor analysis as a powerful tool in decomposing multycomponent EPR powder spectra,” J. Magn. Reson., 101, 1-15 (1993).
5
6. H.P. Schwarcz, “ESR study of tooth enamel,” Nucl, Tracks, 10, 865-867 (1985).
6
7. J. Talpe, “Theory of experiments in paramagnetic resonance,” Pergamon Press, New York, First Edition (1971).
7
8. M.F. Desrosiers, A.A. Romanyukha, “Medical and workplace application,” The National Academic Press (1998).
8
9. IAEA, “Use of electron paramagnetic resonance dosimetry with tooth enamel for retrospective dose assessment,” TECDOC-1331 (2002).
9
F. Ziaie, N. Hajiloo, H. Fathollahi, S.I. Mehtieva, “Bone powder as EPR dosimetry system for electron and gamma radiation,” NUKLEONIKA, 54(4) 267−270 (2009).
10
M.H. Fathi, A. Hanifi, “Evaluation and characterization of nanostructure hydroxyapatite powder prepared by simple sol–gel method,” Materials Letters 61, 3978–3983 (2007).
11
S. Kim and P.N. Kumta, “Sol-gel synthesis and characterization of nanostructured hydroxyl-apatite powder,” Materials Science and Engineering, B111, 232-236 (2004).
12
JCPDS Card, 9-432 (1994).
13
S. Kweh, K. Khor, P. Cheang, “An in vitro investigation of plasma sprayed hydroxyapatite(HA) coatings produced with flame-spheroidized feedstock,” Biomaterials; 23, 775–785 (2002).
14
K. Ishikawa, S. Takagi, L. Chow, K. Suzuki, “Reaction of calcium phosphate cements with different amounts of tetracalcium phosphate and dicalcium phosphate anhydrous,” J. Biomed Mater Res A; 46, 405–510 (1999).
15
ORIGINAL_ARTICLE
میزان پرتوزایی Po210 در توتون و سیگارهای مورد استفاده در ایران
پولونیم-210(Po210) یکی از اعضای زنجیرهی واپاشی اورانیم-238(U238) است که در پی فروپاشی گاز رادون (Rn222) موجود در اتمسفر، به همراه سایر دختران رادون از طریق نهشت اتمسفری و یا جذب ریشهای به گیاهان مختلف از جمله توتون راه مییابد. در حین مصرف سیگار Po210 به همراه مادر- هستهاش Pb210 وارد دود شده و از این طریق وارد ریه فرد سیگاری و افراد پیرامون وی میشود. آلفای گسیل شده در فروپاشی Po210 به عنوان یکی از مهمترین عوامل ابتلا به سرطان به ویژه در بین افراد سیگاری شناخته شده است. در این مقاله میزان پرتوزایی Po210 در گسترهی وسیعی از سیگارهای داخلی و خارجی به کمک طیف تابش آلفای گسیل شده از آن بررسی و ریشههای آن، به طور خاص، در توتون محصول استان گیلان مورد مطالعه قرار میگیرد. مقدار Po210 در سیگارهای ایرانی به طور متوسط 38.4±0.8 میلی بکرل بر گرم و در سیگارهای خارجی موجود 20.0±0.6 میلی بکرل بر گرم برآورد شده است، که نشان میدهد میزان Po210 در سیگارهای ایرانی بیشتر از گونههای خارجی میباشد. یافتههای مطالعهی حاضر نشان میدهد که خشک کردن برگهای توتون در محیط بستهی گرمخانهها و تماس مستقیم آنها با گازهای حاصل از سوختهای فسیلی و نیز مصرف کودهای شیمیایی مهمترین دلایل این فزونی در توتون محصول استان گیلان میباشند.
https://jonsat.nstri.ir/article_417_fa60ff806e58e27173509a9b6a95e463.pdf
2011-08-23
22
26
پولونیم-210
سیگار
توتون
طیفسنجی آلفا
استان گیلان
بهناز
قنبرمقدم
1
دانشکده علوم، دانشگاه گیلان، صندوق پستی: 3489، رشت- ایران
LEAD_AUTHOR
مسعود
وهابیمقدم
2
دانشکده علوم، دانشگاه گیلان، صندوق پستی: 3489، رشت- ایران
AUTHOR
علیاصغر
فتحیوند
3
پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایران
AUTHOR
A. Savidou, K. Kehagia, K. Eleftheriadis, “Concentration levels of 210Pb and 210Po in dry tobacco leaves in Greece,” Journal of Environmetal Radioactivity, 85, 94-102 (2006).
1
Y.D. Parfenov, “Polonium-210 in the environment and in the human organism,” Atomic Energy Review, 12, 75–143 (1974).
2
B. Skwarzec, D.I. Struminska, J. Ulatowski, M. Golebiowski, “Determination and distribution of 210Po in tobacco plants from Poland,” Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, Vol. 250, No. 2, 319-322 (2001).
3
E.A. Martell, “Radioactivity of tobacco trichomes and insoluble cigarette smoke particles,” Nature, 249, 215-217 (1974).
4
R.L. Fleischer, “Aerosol particles on tobacco trichomes,” Nature, 250, 158-159 (1974).
5
Farsnews, www. farsnews.com (2007).
6
”کارنامهی آماری کشت توتون و خرید محصولات کشاورزی دخانی،“ شرکت دخانیات ایران، ادارهی کل امور کشاورزی (1380).
7
M. Aliabadi, et.al, “Determination of polonium-210 in iranian cigarettes, 2nd Int,” Conference on Nuclear Science and Technology, Shiraz University, Iran (2004).
8
A.C. Peres and G. Hiromoto, “Evaluation of 210Pb and 210Po in cigarette tobacco produced in Brazil,” J. Environmental Radioactivity 62, 115-119 (2002).
9
UNSCEAR 2000, Sources and Effects of Ionizing Radiation, United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation, Report to the General Assembly, United Nations, New York (2000).
10
”سالنامه آماری گیلان،“ سازمان مدیریت و برنامهریزی استان گیلان (1380).
11
T.C. Tso, N.A. Mallden, L.T. Aexander, “Radium-226 and polonium-210 in leaf tobacco and tobacco soil,” Science, 146, 1043-1045 (1964).
12
D.R. Singh and S.R. Nikelani, “Measurement of polonium activity in Indian tobacco,” Health Physics, 31, 393–394 (1976).
13
ل. غلامزاده کلیشمی، ”سنجش موجودی oP210 در کودهای شیمیایی مورد استفاده در گیلان،“ پایاننامه کارشناسی ارشد، دانشگاه گیلان (1386).
14
C. Papastefanou, “Radiation dose from cigarette tobacco,” Radiation Protection Dosimetry, Vol. 123, No. 1, 68–73 (2007).
15
A.E.M. Khater, “Polonium-210 budgets in cigarette,” Journal of Environmental Radioactivity, 71, 33-41 (2004).
16
Mussalo-Rauhamaa and H. Jaakkola, “T. Plutonium-239, Pu and Po contents of tobacco and cigarette smoke,” Health Physics, 49(2), 269-301 (1985).
17
D.R. Singh, S.R. Nilekani, “Measurement of Polonium activity in Indian tobacco,” Health Physics, 31, 393-394 (1976).
18
S.N.A. Tahir and A.S. Alaamer, “Pb-210 concentrations in cigarettes tobaccos and radiation dose to the smokers,” Radiation Protection Dosimetry, 130(3), 389-391 (2008).
19
Batarekh, K. Teherani and D.K. “Determination of Polonium-210 in cigarettes from Syria,” J. Radioanal, Nucl. Chem. 117( 2), 75-80 (1987).
20
T. Karali, S. Olmez, G. Yener, “Study of spontaneous deposition of 210Po on various metals and application for activity assessment in cigarette smoke,” Appl. Radiat. Isot. 47(4), 409-411 (1996).
21
C.R. Hill, “Polonium-210 in man,” Nature, 208(5009), 423-428 (1965).
22
ORIGINAL_ARTICLE
بررسی تأثیر غلظت ورودی ستون بستر ثابت بر روی جذب زیستی اورانیم توسط جلبک قهوهای Cystoseira Indica
در این مقاله، جذب زیستی اورانیم محلول در آب با استفاده از جاذب زیستی Cystoseira indica که گونهای از جلبک قهوهای میباشد، در یک ستون بستر ثابت و جریان پیوسته مورد تحلیل قرار گرفته است. آزمایشها در نرخ جریان ورودی 2.3ml/min (با سرعت ظاهری 1.3cm/min)، در 4=pH و در دمای محیط انجام شد. میزان جذب یونهای اورانیم با استفاده از جاذب زیستی کلسینه شده در غلظتهای مختلف ورودی بررسی شد. نتایج به دست آمده نشان داد که با افزایش غلظت ورودی ستون از 30 تا mg/l120، علیرغم افزایش ظرفیت جذب جاذب از 266.61 به 371.39mg/g ، درصد حذف فلز کاهش مییابد. همچنین مطابقت نتایج آزمایشگاهی با نتایج پیشبینی شده به کمک مدل توماس، مدل یون- نلسن و مدل دز- پاسخ بررسی شد. نتایج حاصل نشان داد که هر سهی این مدلها برای پیشبینی منحنیهای شکست مناسب میباشند.
https://jonsat.nstri.ir/article_418_ae2ec5ce34f5110c28a5ebf21fce01ef.pdf
2011-08-23
27
36
جذب زیستی
اورانیم
ستون بستر ثابت
جلبک قهوهای
مدلسازی
مرتضی
قاسمی
1
دانشکده مهندسی هستهای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1983963113، تهران ـ ایران
AUTHOR
علیرضا
کشتکار
akeshtkar@aeoi.org.ir
2
پژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایران
LEAD_AUTHOR
رضا
دباغ
rdabbagh@aeoi.org.ir
3
پژوهشکده علوم هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 836-14395، تهران ـ ایران
AUTHOR
سیدجابر
صفدری
jsafdari@aeoi.org.ir
4
پژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایران
AUTHOR
K. Naddafi, R. Nabizadeh, R. Saeedi, A.H. Mahvi, F. Vaezi, K. Yaghmaeian, A. Ghasri, S. Nazmara, “Biosorption of lead(II) and cadmium(II) by protonated Sargassum glaucescens biomass in a continuous packed bed column,” J. Hazard Mater, 147, 785-791 (2007).
1
F. Pagnanelli, A. Esposito, F. Veglio, “Multi-metallic modelling for biosorption of binary systems,” Water Res, 36, 4095-4105 (2002).
2
E. Valdman, L. Erijman, F.L.P. Pessoa, S.G.F. Leite, “Continuous biosorption of Cu and Zn by immobilized waste biomass Sargassum sp.,” Process Biochem, 36, 869–873 (2001).
3
Z. Aksu, “Determination of the equilibrium, kinetic and thermodynamic parameters of the batch biosorption of nickel(II) ions onto Chlorella vulgaris,” Process Biochem, 38, 89-99 (2002).
4
R. Dabbagh, H. Ghafourian, A. Baghvand, G.R. Nabi, H. Riahi, M.A. Ahmadi Faghih, “Bioaccumulation and biosorption of stable strontium and strontium-90 by Oscillatoria homogenea cyanobacterium,” J. Radioanal Nucl. Ch, 272, 53-597 (2007).
5
T.A. Davis, B. Volesky, A. Mucci, “A review of the biochemistry of heavy metal biosorption by brown algae,” Water Res, 37, 4311-4330 (2003).
6
M.W. Figueira, B. Volesky, V.S.T. Ciminelli, F.A. Roddick, “Biosorption of metals in brown seaweed biomass,” Water Res, 34, 196-204 (2000).
7
B. Benguella and H. Benaissa, “Cadmium removal from aqueous solutions by chitin: kinetic and equilibrium studies,” Water Res, 36, 2463-2474 (2002).
8
W. Ma and J.M. Tobin, “Development of multimetal binding model and application to binary metal biosorption onto peat biomass,” Water Res, 37, 3967-3977 (2003).
9
B. Volesky, “Detoxification of metal-bearing effluents: biosorption for the next century,” Hydrometallurgy, 59, 203–216 (2001).
10
J. Wang and C. Chen, “Biosorbents for heavy metals removal and their future,” Biotechnol Adv, 27, 195-226 (2009).
11
R. Senthilkumar, K. Vijayaraghavan, M. Thilakavathi, P.V. Iyer, M. Velan, “Seaweeds for the remediation of wastewaters contaminated with zinc(II) ions,” J. Hazard Mater, 136, 791-799 (2006).
12
R. Dabbagh, M. Ebrahimi, F. Aflaki, H. Ghafourian, M.H. Sahafipour, “Biosorption of stable cesium by chemically modified biomass of Sargassum glaucescens and Cystoseira indica in a continuous flow system,” J. Hazard Mater, 159, 354-357 (2008).
13
M.H. Khani, A.R. Keshtkar, M. Ghannadi, H. Pahlavanzadeh, “Equilibrium, kinetic and thermodynamic study of the biosorption of uranium onto Cystoseria indica algae,” J. Hazard Mater, 150, 612-618 (2008).
14
M.H. Khani, A.R. Keshtkar, B. Meysami, M.F. Zarea, R. Jalali, “Biosorption of uranium from aqueous solutions by nonliving biomass of marine algae Cystoseira indica,” Elec. J. Biotechnol, 9, 100-106 (2006).
15
M. Calero, F. Hernainz, G. Blazquez, G. Tenorio, M.A. Martin-Lara, “Study of Cr(III) biosorption in a fixed-bed column,” J. Hazard Mater, 171, 886-893 (2009).
16
K. Vijayaraghavan, J. Jegan, K. Palanivelu, M. Velan, “Removal of nickel(II) ions from aqueous solution using crab shell particles in a packed bed up-flow column,” J. Hazard Mater, 113, 223-230 (2004).
17
Z. Aksu, S.S. Cagatay, F. Gonen, “Continuous fixed bed biosorption of reactive dyes by dried Rhizopus arrhizus: Determination of column capacity,” J. Hazard Mater, 143, 362–371 (2007).
18
B. Volesky, “Sorption and Biosorption,” BV Sorbex, St. Lambert, Que., Inc., Canada, (2003).
19
Z. Aksu and F. Gonen, “Biosorption of phenol by immobilized activated sludge in a continuous packed bed: prediction of breakthrough curves,” Process Biochem, 39, 599-613 (2004).
20
Y.H. Yoon and J.H. Nelson, “Application of gas adsorption kinetics. I. A theoretical model for respirator cartridge service life,” Am Ind Hyg Assoc J, 45, 509-516 (1984).
21
V.J. Vilar, C.M. Botelho, J.M. Loureiro, R.A. Boaventura, “Biosorption of copper by marine algae Gelidium and algal composite material in a packed bed column,” Bioresour Technol, 99, 5830-5838 (2008).
22
S.S. Ahluwalia and D. Goyal, “Microbial and plant derived biomass for removal of heavy metals from wastewater,” Bioresour Technol, 98, 2257-2243 (2007).
23
R. Han, Y. Wang, W. Zou, Y. Wang, J. Shi, “Comparison of linear and nonlinear analysis in estimating the Thomas model parameters for methylene blue adsorption onto natural zeolite in fixed-bed column,” J. Hazard Mater, 145, 331–33 (2007).
24
G. Yan and T. Viraraghavan, “Heavy metal removal in a biosorption column by immobilized M. rouxii biomass,” Bioresour Technol, 78, 243-249 (2001).
25
ORIGINAL_ARTICLE
پرتوگیری گامای خدمهی پرواز خط هوایی تهران- بندرعباس
تحقیقات متعددی بر روی پرتوگیری طبیعی از تابشهای کیهانی و اثرات آن بر روی سلامتی انجام شده است. در این مقاله، اثرات تابش گامای ناشی از پرتو کیهانی بر روی کارکنان پرواز و مسافرین خط هوایی تهران- بندرعباس مورد مطالعه قرار گرفته است. این مقاله، تغییرات شار پرتو کیهانی در اتمسفر را بحث کرده و پرتوگیری از تابش گاما در ارتفاعات پرواز را مورد تجزیه و تحلیل قرار میدهد. در این بررسی، میزان پرتوگیری از تابش گاما در گسترهی انرژی keV50 تا 1.5MeV در مسیر هوایی تهران- بندرعباس اندازهیابی شده است. نتایج، حاکی از تغییرات بیشینهی آهنگ دز حداکثر 15 تا 20 برابر در ارتفاع حدود ft30000 (9 کیلومتری) از سطح زمین میباشد. همچنین آهنگ دز برای این مسیر هوایی در حدود 1.87μSv/h است که برای 500 ساعت پرواز در سال برابر μSv935 خواهد شد. این مقدار از دز مجاز (mSv/y1) برای عموم مردم کمتر است.
https://jonsat.nstri.ir/article_419_3602958e0c70c4c015ffb292feaf7631.pdf
2011-08-23
37
40
پرتو کیهانی
پرتوهای گاما
پرتوگیری
آهنگ دز
اثرات تابش
رضا
قلیپور پیوندی
1
پژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایران
LEAD_AUTHOR
G. Reitz, “Radiation environment in the stratosphere,” Radiat. Protect. Dos. 48(1), 5-20 (1993).
1
O. Brien, K. Friedberg, W. Duke, F.E. Snyder, L. Darden Jr, E.B. Sauer, H.H., “The exposure of aircraft crews to radiations of extraterrestrial origin,” Radiat. Protec. Dos. 45(1-4), 145-162 (1992).
2
P. Lantos, “The sun and its effects on the terrestrial environment,” Radiat. Protec. Dos. 48(1), 27-32 (1993).
3
M.K. Lim, “Cosmic rays: are air crew at risk?,” Occup. Environ. Med. 59, 428-433 (2002).
4
F. Spurny, T.S. Dachev, “Long-term monitoring of the onboard aircraft exposure level with a Si-diode bsed spectrometer,” Adv. Space. Res. 32(1), 53-58 (2003).
5
S. Mohler, “Galactic radiation exposure during commercial flights: Is there a risk?,” Canadian. Med. Associat. J. 168, 1157-1158 (2003).
6
K.B. Shaw, “Radiation exposure and high- altitude flight,” J. Radiol. Prot. 16(2), 987-991 (1996).
7
ORIGINAL_ARTICLE
محاسبهی تغییرات ضریب انتقال حرارت گپ در مجتمعهای مختلف سوخت رآکتورهای نوع VVER-1000
در این مقاله با استفاده از دو مدل Calza-Bini و مدل گپ توصیف شده در کد Relap5 برای ضریب انتقال حرارتی گپ (فضای خالی بین قرص سوخت و غلاف) به محاسبهی ضریب هدایت گپ در فواصل محوری مختلف در مجتمعهای مختلف سوخت تابش ندیده در رآکتورهای نوع VVER-1000 پرداخته شده است. با توجه به وابستگی دو مدل فوق به دمای سطح خارجی سوخت و دمای سطح داخلی غلاف، ضریب هدایت گپ با استفاده از دو روش تزویج مدل ضریب انتقال حرارت گپ با برنامهی نوشته شده برای به دست آوردن توزیع درجه حرارت در سوخت و غلاف آن، و تزویج مدل ضریب انتقال حرارت گپ با خروجی کد COBRA-EN (برای به دست آوردن توزیع درجه حرارت در سوخت و غلاف آن) محاسبه شده است. پس از انجام محاسبات و مقایسهی نتایج حاصل با نتایج تجربی گزارش FSAR ارایه شده توسط شرکت سازندهی رآکتور بوشهر، نتیجه گرفته شد که مدل گپ توصیف شده در کد Relap5، خطای زیادی (در حدود 25 درصد) داشته اما مدل گپ Calza-Bini خطای کمتری (کمتر از 5 درصد) دارد و تا حد زیادی با نتایج گزارش FSAR مطابقت میکند. بنابراین مدل جدیدی برای محاسبهی ضریب انتقال حرارت گپ پیشنهاد شد که با ترکیب دو مدل فوق، ضریب انتقال حرارت گپ در هر یک از فواصل محوری را با خطای کمتری محاسبه مینماید.
https://jonsat.nstri.ir/article_420_5a2c4ab9fa0f2f4b625fac2081756e77.pdf
2011-08-23
41
49
VVER-1000
مجتمعهای سوخت
ضریب انتقال حرارت گپ
کد COBRA-EN
مدل Calza-Bini
میلههای سوخت
محمد
رهگشای
1
دانشکده فنی مهندسی، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات تهران، صندوق پستی: 775-14515، تهران ـ ایران
LEAD_AUTHOR
خلیل
شکری
2
دانشکده فنی مهندسی، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات تهران، صندوق پستی: 775-14515، تهران ـ ایران
AUTHOR
Final Safety Report for BUSHEHR VVER-1000 Reactor Chapter 4, Ministry of Russian Federation of Atomic Energy (Atomenergoproekt), Moscow (2003).
1
N. Todress, M.S. Kazimi, “Nuclear system I,” Hemisphere Publishing Corporation, New York (1982).
2
ENEL Spa, “COBRA-EN Code System for Thermal-Hydraulic Transient Analysis of Light Water Reactor Fuel Assemblies and Core International,” Milano, Italy (1991).
3
M.M. El-WAKIL “Nuclear Heat Transport,” Copyright, by International Textbook Company (1971).
4
RELAP5/MOD3 CODE MANUAL-VOLUME I: CODE STRUCTURE, SYSTEM, MODELS, AND SOLUTION METHODS; March (1998).
5
ORIGINAL_ARTICLE
Modal Analysis of Spent Fuel Cask for WWER-1000 Reactors
The Spent Fuel Assemblies (SFAs) of WWER-1000 reactors are planned to be transported by special containers which are supposed to be designed in a manner to stand against vibrations and impacts in order to protect the spent fuel from any possible damage. The vibration opposition of these containers shall be far beyond the critical resonance, because the resonances about the natural frequency of the structure will cause the enhancement of its oscillation range and may end with its disintegration. Determination of the amounts of natural frequencies and their mode shape can be achieved by vibration analyzing methods. The amount of the natural frequency of any structure crucially depends on its shape, material and lean points as well as the amount of the loads and the type of these loads. Due to the fact that the Spent Fuel Casks used for transportation in nuclear power plants in Russian Federation are TK-13 type and the pieces of information released are negligible, the scientists in Russia are working on the design and analysis of a new type made up of composite Material. In the presented paper the cask of spent fuel of TK-13 is modeled by ANSYS® 10.0 and ten natural frequency modes have been calculated, followed by the comparison of this result with the composite cask.
https://jonsat.nstri.ir/article_421_ad3f3a7255cac76820603ee269e7953b.pdf
2011-08-23
50
54
Natural Frequency
Vibration Mode
WWER-1000 Reactor
Critical Resonance
Spent Fuel Transportation Cask
Composite
S.A.
Azimfar
1
Nuclear Power Production and Development Co. of Irna, AEOI, P.O. Box: 19395-7484, Tehran - Iran
LEAD_AUTHOR
A.
Kazemi
2
Nuclear Power Production and Development Co. of Irna, AEOI, P.O. Box: 19395-7484, Tehran - Iran
AUTHOR
“Description of fresh and spent fuel storage at balakovo NPP-definitions for safety calculation,” Russian Research Center "Kurchatov Institute", (April 2007).
1
ANSYS, Inc., “ANSYS users guide for revision 10.0,” ANSYS, Inc., PA, USA (2006).
2
Bechtel/Parsons Brinkerhoff, Inc. November 1995. Memorial Tunnel Fire Ventilation Test Program, Comprehensive Test Report, Prepared for Massachusetts Highway Department and Federal Highway Administration.
3
NRC Docket Number 71-9225. Legal Weight Truck Transport(LWT) Packaging Safety (2001).
4
Conceptual project “Multipurpose universal CERMET-based for transportation and temporary storage of SNF from power reactor,” (2006).
5
Project No 2693 of the International Science and Technology Center “Production and research of cast cermet based on stainless steel and dioxide of depleted uranium as applied to use of it as protective material in designs of casks for spent nuclear fuel and radioactive wastes,” (2006).
6