پژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187132220110823Magnetic Pulse Compression in Power Supplies of Radiation Generator Devicesفشردهسازی مغناطیسی تپ منابع تغذیهی دستگاههای مولد پرتو17414FAآرشصادقیپناهگروه کاربرد پرتوها، دانشکده مهندسی هستهای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1983963113، تهران- ایرانفریدونعباسی دوانیگروه کاربرد پرتوها، دانشکده مهندسی هستهای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1983963113، تهران- ایرانJournal Article20101122<span style="font-family: Times New Roman;"><span style="font-size: small;">H</span><span style="font-size: small;">igh power pulses with low widths have many applications in radiation generator devices as flash radiography and high power microwave generators. One of the compression methods of high power pulses is magnetic pulse compression. In this paper a Tesla generator with saturated core which produces a 200kV voltage pulse has been designed and then the effect of saturation of the core in the compression of the output pulse using Proteus and CST EM Studio codes was studied. Our studies showed that with saturation of the transformer’s core, the magnetic permeability and hence the inductance of the transformer’s coils will decrease and consequently the frequency of current oscillations in the transformer will momentarily increase where it will result in the decrease of the output pulse width</span><span style="font-size: small;">.</span></span>
<span style="font-family: Times New Roman;"> </span>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.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187132220110823The Estimation of Gamma Dose in a Mixed Neutron-Gamma Radiation Field Using LiF:Mg,Ti (TLD-600) Thermoluminescence Dosimeterتعیین دز گاما در میدان آمیختهی نوترون- گاما با استفاده از دزیمترهای ترمولومینسانس LiF:Mg, Ti(TLD-600)814415FAمصطفیزاهدیفرگروه فیزیک، دانشگاه کاشان، صندوق پستی: 51167-87317، کاشان ـ ایرانمنصورجعفریزادهامور حفاظت در برابر اشعه، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایراناحسانصادقیگروه فیزیک، دانشگاه کاشان، صندوق پستی: 51167-87317، کاشان ـ ایرانحامدشاخوصیگروه فیزیک، دانشگاه کاشان، صندوق پستی: 51167-87317، کاشان ـ ایرانJournal Article20101208<span style="font-family: Times New Roman;"><span style="font-size: small;">I</span><span style="font-size: small;">n this work the ratio of the 4th peak to the 5th peak of a LiF:Mg,Ti (TLD-600) thermoluminescence dosimeter has been used to estimate the gamma dose in a mixed neutron-gamma radiation field. The samples were first exposed to the known neutron and gamma doses from Am-Be and <sup>137</sup></span><span style="font-size: small;">Cs sources. Then, the contribution of the gamma dose in the mixed field was changed from 20% to 52% of the total dose. For this purpose by employing a computer program based on Levenberg-Marquart algorithm, and by using thermoluminescence general order model for the glow profile deconvolution, the ratio of the 4th to 5th peaks was determined. Finally, the peak ratios have been related to the contribution of the gamma dose in the mixed neutron gamma radiation field.</span></span>
<span style="font-family: Times New Roman;"> </span>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 Cs<sup>137</sup> 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.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187132220110823Use of Hydroxyapatite Prepared by Sol-Gel Method for Gamma Ray and Electron Beam Dosimetryاستفاده از هیدروکسی آپاتیت تهیه شده به روش سل- ژل برای دزیمتری پرتوهای گاما و باریکهی الکترونی1521416FAناهیدحاجیلوپژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج ـ ایرانفرهودضیائیپژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج ـ ایران0000-0002-1726-7081مجیدحسامیپژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 389-89175، یزد ـ ایرانJournal Article20100713<span style="font-family: Times New Roman;"><span style="font-size: small;">In this research, radiation dosimetry was made through measuring free radicals induced in synthetic hydroxyapatite (HAP) using EPR spectroscopy. At the first step, the hydroxyapatite nano-powders were synthesized via sol-gel method. The produced powders were passed through a thermal treatment, weighted</span> </span><span style="font-size: small;"><span style="font-family: Times New Roman;">and packed. Then, the samples were irradiated at different dose rates using <sup>60</sup></span></span><span style="font-family: Times New Roman;"><span style="font-size: small;">Co </span><span style="font-size: small;"> γ-ray and 10MeV electron beam radiation at a high dose range. The EPR signal intensity of hydroxyapatite samples were measured at room temperature in the air. Subsequently, the variations of the EPR signal intensities were constructed as peak-to-peak signal amplitude and were compared with alanine and bone powder samples. The results showed that the EPR signal intensity of the HAP samples are several times higher than alanine and bone powder and are saturated at the higher dose rates in comparison with other species</span></span><span style="font-family: Times New Roman; font-size: small;">.</span>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 <br /> 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.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187132220110823Activity Levels of Polonium-210 in Tobacco and Cigarette in Iranمیزان پرتوزایی Po210 در توتون و سیگارهای مورد استفاده در ایران2226417FAبهنازقنبرمقدمدانشکده علوم، دانشگاه گیلان، صندوق پستی: 3489، رشت- ایرانمسعودوهابیمقدمدانشکده علوم، دانشگاه گیلان، صندوق پستی: 3489، رشت- ایرانعلیاصغرفتحیوندپژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایرانJournal Article20100922<span style="font-family: Times New Roman;"><span style="font-size: small;">P</span><span style="font-size: small;">olonium-210 (<sup>210</sup></span><span style="font-size: small;">Po) is a natural contaminant of tobacco and its products. Due to its volatility and inherent adsorption properties,</span><sup><span style="font-size: small;"> 210</span></sup><span style="font-size: small;">Po is one of the major potential sources of human exposure through smoking. This paper reports measurements on </span><sup><span style="font-size: small;">210</span></sup><span style="font-size: small;">Po and </span><sup><span style="font-size: small;">210</span></sup><span style="font-size: small;">Pb levels in domestic as well as imported tobacco to Iran through α-spectrometry technique. The fate of </span><sup><span style="font-size: small;">210</span></sup><span style="font-size: small;">Po radionuclide has been also followed from tobacco farm through curing procedure in factory. The activity levels of </span><sup><span style="font-size: small;">210</span></sup><span style="font-size: small;">Po in Iranian domestic and imported cigarettes is found to be on the average as 38.4±0.8 mBq/g with a range of 30.3-51.3mBq/g and 20.0±0.6mBq/g with a range of 18.6-21.7mBq/g, respectively. These levels are considerably higher than those reported in many other parts of the world. In the case of tobacco produced in Iranian northern province of Guilan, drying in closed compartments by fossil fuel and elevated inventories of </span><sup><span style="font-size: small;">210</span></sup><span style="font-size: small;">Po in soil due to over application of phosphate-rich fertilizers seems to be the main causes of these elevated activity levels.</span></span>پولونیم-210(Po<sup>210</sup>) یکی از اعضای زنجیرهی واپاشی اورانیم-238(U<sup>238</sup>) است که در پی فروپاشی گاز رادون (Rn<sup>222</sup>) 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 Po<sup>210</sup> به همراه مادر- هستهاش Pb<sup>210</sup> وارد دود شده و از این طریق وارد ریه فرد سیگاری و افراد پیرامون وی میشود. آلفای گسیل شده در فروپاشی Po<sup>210</sup> به عنوان یکی از مهمترین عوامل ابتلا به سرطان به ویژه در بین افراد سیگاری شناخته شده است. در این مقاله میزان پرتوزایی Po<sup>210 </sup>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 Po<sup>210 </sup>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 Po<sup>210 </sup>در سیگارهای ایرانی بیشتر از گونههای خارجی <br /> 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.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187132220110823Investigation of the Influent Concentration Effect on the Uranium Biosorption by Cystoseira Indica Brown Alga in a Packed Bed Columnبررسی تأثیر غلظت ورودی ستون بستر ثابت بر روی جذب زیستی اورانیم توسط جلبک قهوهای Cystoseira Indica2736418FAمرتضیقاسمیدانشکده مهندسی هستهای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1983963113، تهران ـ ایرانعلیرضاکشتکارپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایرانرضادباغپژوهشکده علوم هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 836-14395، تهران ـ ایرانسیدجابرصفدریپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایرانJournal Article20101003In this paper, biosorption of uranium (VI) from aqueous solution by Cystoseira indica brown alga was studied in a continuous packed bed column. The experiments were performed at room temperature and pH 4. The uptake capacity of uranium ions was investigated by Ca-pretreated biomass in a flow rate of 2.3ml/min, superficial velocity of 1.3cm/min, and different influent concentrations. The results showed that by increasing the influent concentration from 30 to 120mg/l, despite increasing the uptake capacity from 266.61 to 371.39mg/g, leads to reduction of the metal removal percentage. The experimental breakthrough curves were analyzed using Thomas, Yoon & Nelson and dose-response models. The investigations showed that these models are suitable for the breakthrough curves prediction.در این مقاله، جذب زیستی اورانیم محلول در آب با استفاده از جاذب زیستی Cystoseira indica که گونهای از جلبک قهوهای <br /> 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.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187132220110823Gamma Radiation Exposure of Aircrew in Tehran-Bandarabbas Flightsپرتوگیری گامای خدمهی پرواز خط هوایی تهران- بندرعباس3740419FAرضاقلیپور پیوندیپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران ـ ایرانJournal Article20100627<span style="font-size: small;"><span style="font-family: Times New Roman;">Different researches have been performed on natural exposure of cosmic rays and their effects on the human health. Monitoring of cosmic derived gamma ray exposure of aircrews and passengers is the subject of the current study. In this paper, the controlable variations of the cosmic ray flux in the atmosphere and the cosmic radiation exposure at flight altitudes will be discussed. For this study, the exposure rates to gamma ray, in an energy range of 50keV-1.5MeV, for the Tehran-Bandarabbas air flights have been measured. The results show that the maximum dose rate at 3000ft (about 9km) is 15-20 times higher than on the ground base. Also, the dose rate for this pathway is about 1.87μSv/h which for 500 hours flights per year it is estimatal to be 935μSv. This number is less than human permissible dose rate of 1mSv/year.</span></span>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.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187132220110823Computation of Gap Conductance in Different Fuel Assemblies in
VVER-1000 Type Reactorsمحاسبهی تغییرات ضریب انتقال حرارت گپ در مجتمعهای مختلف سوخت رآکتورهای نوع VVER-10004149420FAمحمدرهگشایدانشکده فنی مهندسی، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات تهران، صندوق پستی: 775-14515، تهران ـ ایرانخلیلشکریدانشکده فنی مهندسی، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات تهران، صندوق پستی: 775-14515، تهران ـ ایرانJournal Article20100522<span style="font-size: small;"><span style="font-family: Times New Roman;">In this paper, a calculation for fresh fuels gap conductance at different axial lengths of fuel assemblies of the VVER-1000 type reactors has been made using two models of Calza-Bini and Relap5. By applying these two models, the dependency of the fuel outer surface temperature and the clad inner surface temperature of the gap conductance has been determined upon using following procedures: Coupling gap conductance model computer programming to obtain temperature at different axial lengths of the fuel and clad; and coupling gap conductance model to the COBRA-EN output code. The results of calculations and comparison with the FSAR results showed that the Relap5 model is less accurate than the Calza-Bini model. The Calza-Bini model agrees well with the FSAR results. By combining these two models, a new model with a better accuracy was proposed for the gap conductance.</span></span>
<span style="font-family: Times New Roman;"> </span>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.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187132220110823Modal Analysis of Spent Fuel Cask for WWER-1000 ReactorsModal Analysis of Spent Fuel Cask for WWER-1000 Reactors5054421FAS.A.AzimfarNuclear Power Production and Development Co. of Irna, AEOI, P.O. Box: 19395-7484, Tehran - IranA.KazemiNuclear Power Production and Development Co. of Irna, AEOI, P.O. Box: 19395-7484, Tehran - IranJournal Article20100525<span style="font-family: Times New Roman;">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<sup>®</sup> 10.0 and ten natural frequency modes have been calculated, followed by the comparison of this result with the composite cask. </span>
<span style="font-family: Times New Roman;"> </span>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<sup>®</sup> 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