پژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187129420090219Preliminary Investigation on Designing and Developing 90Sr/90Y Generator for Nuclear Medicine Purposesبررسی اولیه طراحی و ساخت مولد 90Sr/ 90Y برای مقاصد پزشکی هستهای19516FAمحمدحسینمجربی تبریزیپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران- ایرانعلیرضاخانچیپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران- ایرانمحمودفیروززارعپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران- ایران0000-0001-8438-9743بهرامسلیمیپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران- ایرانمحمددیلمیپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران- ایراناحمدامراله ابهریپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران- ایرانJournal Article20070807<span style="font-size: small;"><span style="font-family: Times New Roman;">Yttrium-90 radioisotope as a daughter of Strontium-90 is one of the nuclear fission products</span> <span style="font-family: Times New Roman;">and plays an important role in the treatment of malignant tumors in nuclear medicine. There are at least five methods for the separation of Y-90 from Sr-90 including: Liquid membrane separation, Precipitation solvent extraction ion exchange and solvent extraction combined with ion exchange method. In this work ion exchange chromatography was used by Dowex50Wx8 resin as a stationary phase and ammonium oxalate, EDTA and sodium Acetate solutions as mobile phases. Separation of yttrium and strontium was performed in the various simulation conditions and for determining the elements, ICP-AES technique was used. The activities of real samples were estimated with β-liquid scintillation counter. The various shielding parameters for designing different parts of generator were also considered in this work.</span></span>رادیوایزوتوپ <sup>90</sup>Y بعنوان ایزوتوپ دختر <sup>90</sup>Sr که محصول شکافت اورانیوم است در پزشکی هستهای از لحاظ درمان برخی از تومورهای بدخیم حائز اهمیت میباشد. روشهای جداسازی <sup>90</sup>Y از <sup>90</sup>Sr عمدتاً شامل روش غشاء مایع، رسوبگیری، استخراج با حلال، روش تلفیق تبادل یون و استخراج با حلال و روش کروماتوگرافی تبادل یون میباشد. در این پژوهش از روش کروماتوگرافی تبادل یون استفاده شد که در آن برای فاز ساکن از رزین Dowex50Wx8 و برای فاز متحرک از سه شوینده: اگزالات آمونیوم، EDTA و سدیوم استات بهره گرفته شد. شرایط جداسازی این دو عنصر با استفاده از نمکهای معمولی این عناصر شبیهسازی، سپس آزمایشها در شرایط آکتیو انجام گرفت. برای تعیین دقیق مقادیر یونهای Sr<sup>+2</sup>و Y<sup>+3</sup>در آزمایشهای شبیهسازی شده از دستگاه آنالیز عنصری نشری ICP-AES و برای ارزیابی آکتیویته نمونههای حقیقی، دستگاه شمارنده سنتیلاسیون مایع بکار گرفته شد؛ همچنین بر اساس شدت و نوع پرتوهای موجود در این ژنراتور، محاسبات بر روی برد ذرات، ضخامت چگالشی و ضخامت خطی مواد مختلف جهت تضعیف و به حداقل رساندن پرتوهای موجود انجام گرفت. با توجه به مقدار رزین مورد نیاز در این ژنراتور ستونهای ایمنی و اصلی طراحی و ساخته شدند.https://jonsat.nstri.ir/article_516_205d11b8acd8e56d80abaa91d29b3bdb.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187129420090219Radiolabeling Quality Control and Biodistribution Study of Anti-CD20 Antibody by 67Gaنشاندارسازی، کنترل کیفی و پراکنش زیستی پادتن anti-CD20 با گالیوم-671017517FAامیررضاجلیلیانپژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج- ایرانلیلامیرصادقیگروه بیولوژی، دانشگاه پیام نور، ناحیه 10، تهران ـ ایرانعلیرضاخرمی1- پژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج- ایرانصدیقهمرادخانی1- پژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج- ایرانبهنامناصریان1- پژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج- ایرانسعیددانشوری1- پژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج- ایراننامیشادانپور1- پژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج- ایرانحسنقهرمان1- پژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج- ایرانرضاحاجی حسینیگروه بیولوژی، دانشگاه پیام نور، ناحیه 10، تهران ـ ایرانJournal Article20061217Nowadays, anti-CD20 antibodies are being used in the therapy of lymphomas in free or radiolabeled form. Conjugation process was performed using native antibody and DOTA-NHS compound, synthesized in our laboratory. Thin layer chromatography and gel filtration were used to control the reaction progress as well as purification of the final antibody conjugate. <sup>67</sup>GaCl<sub>3 </sub>produced at AMIRS was used to label the immunoconjugate and the reaction conditions were optimized for time, temperature and reactant concentrations. Quality control of the radioimmunoconjugate was performed using RTLC and gel filtration. The radiochemical purity was shown to be over 95%. The radioimmunoconjugate was used in the biodistribution studies up to 28 h and it was shown that after 24h most of the activity was accumulated in reticuloendothelial system consisting liver and spleen.در حال حاضر برخی پادتنهای anti-CD20 به صورت ساده یا نشاندار شده با رادیوایزوتوپها در درمان لنفوم کاربرد دارند. به منظور تهیه فرم نشاندار رادیوایزوتوپی، مزدوجسازی پادتن به وسیله ماده دو عامله سنتز شده DOTA-NHS در آزمایشگاه نشاندارسازی مواد صورت گرفت. بررسیهای کروماتوگرافی لایه نازک برای کنترل واکنش و در نهایت، کروماتوگرافی فیلتراسیون ژل برای جداکردن مواد اضافی با جرم مولکولی کمتر از پروتئین مزدوج انجام شد. رادیوایزوتوپ گالیوم-67 به صورت <sup>67</sup>GaCl<sub>3</sub> تولید شده در سیکلوترون کرج، برای نشاندارسازی کمپلکس حاصل بکار رفت و شرایط نشاندارسازی (از جمله دما، زمان و غلظت مواد) بهینه شدند. کنترل کیفی به وسیله کروماتوگرافی فیلتراسیون ژل و لایه نازک انجام گرفت. خلوص رادیوشیمیایی در حدود 95% تعیین شد. ماده نشاندار برای بررسی پراکنش زیستی به مدت 28 ساعت در موش صحرایی تجویز و پس از 24 ساعت تجمع کمپلکس در سیستم رتیکولواندوتلیال مانند کبد و طحال دیده شد.https://jonsat.nstri.ir/article_517_ca98b3b924b45af163b0bd62eb34eb43.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187129420090219The Study of Ionic Strength Effect on Stability Constant of Dioxouranium(VI) Complexes with Asparagineمطالعه و بررسی تأثیر قدرت یونی بر ثابت پایداری کمپلکسهای اورانیوم (VI) با اسید آمینه آسپارژین1824519FAمجتبیامیریپژوهشکده علوم هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 3486-11365، تهران-ایران
1- گروه شیمی، دانشکده علوم، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1213-45695، تهران-ایرانمحمدربانیپژوهشکده علوم هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 3486-11365، تهران-ایرانفرخقریب1- گروه شیمی، دانشکده علوم، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1213-45695، تهران-ایرانمهدیطاهرنژاد جوزمپژوهشکده علوم هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 3486-11365، تهران-ایرانJournal Article20070129<span style="font-family: Times New Roman;"><span style="font-size: small;">In this study, the stability constant of dioxouranium with asparagine complexes and protonation constant of asparagine at different ionic strength was investigated. Measurements have been performed at 25°C, pH<3.5 and at ionic strengths ranging from 0.1 to 1.0 mol dm<sup>-3</sup></span><span style="font-size: small;"> sodium perchlorate, using combination of potentiometric and spectrophotometric techniques. The composition of the formed complexes and their stability constants were determined by cruve fitting method and it was shown that dioxouranium forms two mononuclear 1:1 and 1:2 species in the form of UO</span><sub><span style="font-size: small;">2</span></sub><span style="font-size: small;">(HL)</span><sup><span style="font-size: small;">2+</span></sup><span style="font-size: small;"> and UO</span><sub><span style="font-size: small;">2</span></sub><span style="font-size: small;">(HL)</span><span style="font-size: small;"><sub>2</sub><sup>2+</sup></span><span style="font-size: small;">. The overall analysis of the present and the previous data dealing with the determination of stability constant at different ionic strength allowed us to obtain a general equation by which the formation constant determined at a fixed ionic strength can be calculated with a good approximation.</span></span>
<span style="font-family: Times New Roman;"> </span>در این کار تحقیقاتی ثابت پایداری کمپلکس اورانیل- آسپارژین و ثابتهای پروتونه شدن اسید آمینه آسپارژین در قدرتهای یونی مختلف از پرکلرات سدیوم مورد بررسی قرار گرفته است. ثابتهای تعادل با استفاده از ترکیبی از روشهای اسپکتروفتومتری و پتانسیومتری در دمای <sup>º</sup>C25، pH<3.5 و قدرتهای یونی 1.0 -0.1 مول بر لیتر پرکلرات سدیوم به وسیلة روش برازش (fitting)، نشان داده شده است که یون اورانیل با اسید آمینه آسپارژین دو گونه کمپلکس تک هستهای 1:1 و 1:2 به صورت UO<sub>2</sub>(HL)<sup>2+</sup> و UO<sub>2</sub>(HL)<sub>2</sub><sup>2+</sup> تشکیل میدهد. با توجه به دادههای به دست آمده، معادلهای برای وابستگی قدرت یونی ثابتهای تعادل ارائه گردید.https://jonsat.nstri.ir/article_519_47187ad0deae46c0620e600ba1dc72ce.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187129420090219Sensitivity Analysis of Neutron Cross Section for Graphite and Lead by Using MCNP Code and Experimental Dataبررسی حساسیت سطح مقطعهای نوترون در کربن و سرب با استفاده از کد محاسباتی MCNP و دادههای تجربی2532520FAاکبرپروازیاندانشکده فیزیک، دانشگاه صنعتی اصفهان، صندوق پستی: 83111-84156، اصفهان - ایرانمجتبیصادقیمرکز تحقیقات و تولید سوخت هستهای اصفهان، صندوق پستی: 83111-84156، اصفهان- ایرانJournal Article20060902Because of the importance of safety in a nuclear system, nuclear data which are used in neutronic reactors design must be in a good accuracy. So examination and enhancement of nuclear data are of great importance. The aim of this work is to investigate the neutron cross section with carbon and lead and consequently improving them. In a research program conducted at the Isfahan Production and Research Center, blocks of lead and graphite were used. In the core of lead and carbon blocks, we placed an Am-Be source and then measured the flux of neutron outside of the assembly. The flux distribution was also calculated theoretically by MCNP code and the results were compared with the experiment. Comparison of the computation and the experimental results showed that the carbon sensitivity coefficients in the range of energies lower than 1MeV are negligible, while for the higher energies, especially between 5 to 6 MeV, these coefficients are nearly 5 percent. Also, lead sensitivity coefficients was varied from 0.2 to 0.67 for different energies. Finally, with the help of defining sensitivity coefficients, the values of cross section were varied. By using more advanced equipment for fast neutron detection, we are able to find better results in the other range of energy groups.از آنجا که مسایل ایمنی در فناوریهای هستهای از اهمیت بسزایی برخوردار است، دادههای هستهای که در طراحی نوترونیک سیستمهای هستهای بکار میروند، بایستی از دقت لازم برخوردار باشند. از اینرو ارزشیابی و بهبود دادههای هستهای، همواره مورد توجه بوده است. در این کار هدف بررسی سطح مقطعهای برهمکنش نوترون با دو ماده کربن و سرب و نهایتاً بهبود این دادهها میباشد. با توجه به امکانات موجود در مرکز تحقیقات و تولید سوخت هستهای اصفهان از بلوکهای گرافیتی و سربی استفاده کردهایم. در مرکز این دو ماده کربن و سرب، <br /> چشمه Am-Be قرار گرفت، سپس شار تجربی پشت این محیطها اندازهگیری شد. توزیع شار به وسیلة کد محاسباتی MCNP محاسبه و با مقادیر تجربی آن مقایسه شد. مقایسه نتایج محاسباتی و تجربی نشان میدهد، ضرایب حساسیت برای کربن در انرژیهای کمتر از MeV1 ناچیز ولی در انرژیهای بالاتر، خاصه در 5 تا MeV6 حدود 5% است. همچنین ضرایب حساسیت سرب در انرژیهای مختلف بین 0.2 تا 0.67 درصد تغییر میکند. سپس با استفاده از تعریف ضرایب حساسیت، مقادیر سطح مقطع این دو عنصر تغییر داده شد. در صورت وجود امکانات بیشتر برای آشکارسازی نوترونهای سریع میتوان نتایج را در سایر گروههای انرژی نیز نشان داد.https://jonsat.nstri.ir/article_520_bcb1609cdd32664dcd87c0c4f3596c4c.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187129420090219Stream-Sediment Geochemical Exploration for Uranium in Narigan Area Central Iranاکتشاف ژئوشیمیایی رسوبهای آبراههای اورانیوم در منطقه ناریگان استان یزد3342522FAمحمدیزدیدانشکده علوم زمین، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 4716-19396، تهران - ایران0000-0002-7948-0478خالقخشنودیدانشکده علوم زمین، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 4716-19396، تهران - ایرانمحمدکاوندپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1113-143995، تهران- ایرانعلیرضاآشتیانیپژوهشکده چرخه سوخت هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1113-143995، تهران- ایرانJournal Article20071031<span style="font-family: Times New Roman;"><span style="font-size: small;">Uranium deposits of Iran</span><span style="font-size: small;"> occur mainly in the </span><span style="font-size: small;">Central Iran</span><span style="font-size: small;"> zone. </span><span style="font-size: small;">Several uranium deposits have been discovered in this zone. The Narigan area is one of the most important uranium mineralized area in this zone. The uranium bearing sequences in this area are contained in the plutonic to volcanic rocks of Narigan which intruded to the Pre-Cambrian pyroclastics rocks. Plutonic and volcanic rocks are granite, ryolite and volcanoclastic. Diabasic dykes have been intruded to these igneous rocks. The plutonic and volcanic rocks have been covered by Cretaceous limestons which seem to be youngest the rocks in this area. The aim of our project is to develop a regional exploration strategy for uranium in these igneous rocks. A grid-based sampling was planned following the results of the previous geochemical mapping at a scale of 1:100,000, integrated with geophysical data and alteration zones and outcrop of intrusive rocks. The following results are based on geological, and stream geochemical explorations in 1:20000 scale of this area. During this study 121 samples were collected from the stream sediments of <80 mesh for final sampling. Ten percent of the samples were used for checking laboratories errors. The samples were collected according to conventional methods from 30-40 cm depth of stream sediments. Finally, geochemical and radiometric data were combined and the results introduced 3 anomalies in the Narigan area.</span></span>منطقه ناریگان بر اساس تقسیمبندی مناطق ساختاری در منطقة ایران مرکزی واقع شده است. قدیمیترین سنگهای موجود در منطقه، مجموعة پیروکلاستیک پرکامبرین میباشد که تودههای گرانیتی ناریگان با سن پرکامبرین (احتمالاً) به داخل آنها نفوذ کردهاند. جوانترین سنگهای منطقه، آهکهای کرتاسه است. سنگهای منطقه شامل سه گروه گرانیت ناریگان، ریولیت (کوارتز پورفیر) و ولکانیکهای رسوبی میباشند. یک سری دایکهای بازیک نیز درون این سنگهای گرانیتی و ریولیتی نفوذ کردهاند. به منظور اکتشاف کانیسازی اورانیوم در این منطقه مطالعة اکتشافات ژئوشیمیایی رسوبات آبراههای و رادیومتری بر مبنای اکتشافات ژئوشیمیایی قبلی در مقیاس 1:100000 انجام گرفت که در این مقاله به نتایج اکتشافات ژئوشیمیایی رسوبات آبراههای پرداخته میشود. در برداشتهای ژئوشیمیایی این منطقه، طراحی شبکه نمونهبرداری با توجه به میزان گسترش شبکه آبراههای، سنگشناسی، دگرسانی و ویژگیهای تکتونیکی صورت گرفت. تعداد نمونهبرداریهای ژئوشیمیایی 2 الی 3 نمونه در هر کیلومتر مربع بود. این مطالعات در وسعتی حدود 40 کیلومتر مربع با مقیاس 1:20000 صورت گرفت. در مجموع 121 نمونه ژئوشیمی از رسوبات منطقه برداشت شد. نمونههای برداشت شده از رسوبات آبراههای برای عناصر As، Th، U، Mo، Pb، Zn، Cu، Fe، Co، Ni، Sr، Ce تجزیه شدند. دقت تجزیهها محاسبه و پس از حصول اطمینان، دادهها مورد تجزیه و تحلیل قرار گرفتند. در نهایت تلفیق دادههای حاصل از ژئوشیمی و رادیومتری صورت گرفت و مناطق دارای پتانسیل بالا بصورت سه مجموعه آنومالی معرفی شدند.https://jonsat.nstri.ir/article_522_283c9c165057e948d750ccba3e95e95e.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187129420090219Production and Labeling of Rhenium-186 and 188 via HEDP Using Natural Rhenium and it’s Biodistribution in Ratsتولید و نشاندارکردن رادیوداروی رنیوم-186و 188 به وسیله HEDP با استفاده از هدف رنیوم طبیعی و بررسی توزیع بیولوژیکی آن در موشها4349523FAلیلامقدم بنائمدانشکده مهندسی هستهای و فیزیک، دانشگاه صنعتی امیرکبیر، صندوق پستی: 4413-15875، تهران-ایرانسعیدستایشیدانشکده مهندسی هستهای و فیزیک، دانشگاه صنعتی امیرکبیر، صندوق پستی: 4413-15875، تهران-ایرانمحمدقنادی مراغه1- دانشکده مهندسی هستهای و فیزیک، دانشگاه صنعتی امیرکبیر، صندوق پستی: 4413-15875، تهران-ایران
2- گروه پژوهشی شیمی، پژوهشکده علوم هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 836-14893، تهران- ایران0000-0002-3370-1810سیدجواداحمدی2- گروه پژوهشی شیمی، پژوهشکده علوم هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 836-14893، تهران- ایرانرضاقلی پور2- گروه پژوهشی شیمی، پژوهشکده علوم هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 836-14893، تهران- ایرانمحمدعلیفیروز زارعگروه پژوهشی شیمی، پژوهشکده علوم هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 836-14893، تهران- ایرانسیدمحمدمزیدیبخش رادیوایزوتوپ، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1113-143995، تهران-ایرانسیدحسنمیرفلاحبخش رادیوایزوتوپ، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1113-143995، تهران-ایرانJournal Article20080519<span style="font-family: Times New Roman;"><span style="font-size: small;">In this project, production of radioactive rhenium for medical application by the Tehran Research Reactor, using natural rhenium along with labeling Rhenium by hydroxy ethiliden diphosphonate(HEDP) was investigated. After the production of Re-HEDP, its biodistribution in rats was also evaluated. To obtain the radioactive isotopes, natural rhenium with %99.9 purity, manufactured by Merck, was irradiated by the Tehran Research Reactor. Natural rhenium consists of two isotopes, Re-185 and Re-187, so irradiation the target with neutron in the reactor eventuates in two radioisotopes,<sup>186</sup></span><span style="font-size: small;">Re and </span><sup><span style="font-size: small;">188</span></sup><span style="font-size: small;">Re. This research was performed in three phases. At the first phase, rhenium was irradiated in various irradiation boxes. The best result was 470mCi/mg after 5 days of irradiation. The chemical process includes oxidation of Re which in the presence of water results in formation of perhenic acid. Afterward, labeling of HEDP by means of Re is performed. All the process was performed in Lead Cell. Gamma spectroscopy and Thin Layer Chromatography were used for radionuclide and radiochemical purity, respectively. Re-HEDP was injected in rats and the biodistribution in different organs were studied by means of gamma spectroscopy. The results of the gamma spectroscopy approved the radionuclide purity. Labeling via HEDP resulted in %97.57 radiochemical purity. Biodistribution in rats showed (1.007 %ID/g 4h P.I), (0.89%ID/g 24h P.I) and (0.58 %ID/g 48h P.I) for bone and was the maximum percent of the absorbed dose rate</span><span style="font-size: small;">.</span></span>در این کار پژوهشی تولید رنیوم-186و 188 برای استفاده در پزشکی هستهای در رآکتور تحقیقاتی تهران به همراه نشاندارکردن رنیوم با HEDP (Hydroxy ethilidene diphoshponate) بررسی شده و رادیوداروی تولید شده به موشها تزریق و توزیع بیولوژیکی آن در اعضاء مختلف مورد مطالعه قرار گرفته است. برای بدست آوردن این رادیوایزوتوپها از رنیوم طبیعی با درجه خلوص %99.9 ساخت شرکت Merck به منظور پرتودهی در رآکتور تهران استفاده شد. چندین بار پرتودهی در موقعیتهای مختلف رآکتور که انجام آزمایش در آنها امکانپذیر بود، صورت گرفت و بهترین نتیجه بعد از 5 روز پرتودهی با آکتیویته ویژه mCi/mg470 به دست آمد. این پروژه در سه مرحله به اجرا درآمد. در مرحله اول پرتودهی رنیوم طبیعی در رآکتور، سپس اجرای فرایند شیمیایی جهت ساخت اسیدپرهنیک (HReO<sub>4</sub>) انجام شد که در این مرحله بهرهوری فرایندی %95.11 برای به دست آوردن آکتیویته نهایی اسیدپرهنیک بدست آمد. در مرحله دوم نشاندارکردن پرهنات توسط لیگاند HEDP مورد بررسی قرار گرفت. در شرایط آزمایشگاهی انجام شده خلوص رادیوشیمیایی به طور میانگین %97.57 بدست آمد. سپس توزیع بیولوژیکی این رادیودارو در موشها مورد بررسی قرار گرفت و درصد دز جذبی بر گرم (%ID/g) در استخوانها در 4 و 24 و 48 ساعت پس از تزریق به ترتیب 1.007 ، 0.89 و 0.58 اندازهگیری شد و این نتایج نشان داد که بیشینه دز جذبی در استخوانها جذب شده است.https://jonsat.nstri.ir/article_523_bf56b8545948d7bc100b98f5cc212232.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187129420090219Study on UF6 Gas Flow by Using Orifice and Needle Valve Under Medium Vacuum Condition and Investigation of Effective Parameters on Itمطالعه جریان گاز UF6 با استفاده از اریفیس و شیرسوزنی تحت شرایط خلاء متوسط و بررسی پارامترهای مؤثر بر آن5058524FAضحیوطنیدانشکده مهندسی شیمی، دانشکده فنی، دانشگاه تهران، صندوق پستی: 4536-11365، تهران ـ ایرانسیدجابرصفدریپژوهشکده علوم هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران - ایرانحسینابوالقاسمیدانشکده مهندسی شیمی، دانشکده فنی، دانشگاه تهران، صندوق پستی: 4536-11365، تهران ـ ایرانرضاعروجدانشکده مهندسی شیمی، دانشکده فنی، دانشگاه تهران، صندوق پستی: 4536-11365، تهران ـ ایرانJournal Article20070910In nuclear facility, the enrichment operation usually is carreid out under the medium and high vacuum conditions. Measurement of UF6 gas flow rate in the form of feed or product and tail is one of the principal parameters in operation and production. In this facility, several orifices were used to measure UF6 gas flow rate in the range of 10-80 gr/hr. Due to low pressure and mass flow range, measurement of flow rate should be made accurately. In this research, the method of flow rate measurement in tubes by using orifice and needle valve, and also effective parameters on it, has been studied. For the study of the gas flow rates, several orifices with different diameters were used. We observed that for a defined orifice diameter, an increase in the input pressure causes an increase in the flow rate and at a constant flow rate an increase in the input pressure causes a decrease in the orifice diameter. As the pressure difference between the upside and downside of the orifice increases, the flow rate will rise up to a certain limit. Since in all experiments of the needle valve, the ratio of outlet to the inlet pressure is less than 0.5926, the linearity of the mass flow change versus the inlet pressure at a constant cross sectional area shown to be consistant with the chock current equation. Also, the investigation of mass flow rates, when the valve is open, indicates that variations of the mass flow rate will increase against the inlet pressure and the pressure difference, intensively.در تأسیسات هستهای معموﻻً عملیات غنیسازی تحت شرایط خلاء بالا و متوسط انجام میشود. اندازهگیری دبی گاز UF6 به صورت خوراک یا محصولات غنی شده و تهی شده یکی از پارامترهای مهم و اساسی در هنگام راهاندازی و تولید میباشد. در این تأسیسات از اریفیس برای اندازهگیری دبی جرمی گاز UF6 در محدوده gr/hr80-10 استفاده میشود. به سبب پایین بودن محدوده فشار و دبی، اندازهگیری دبی از حساسیت بسیار بالایی برخوردار است. در این مطالعه چگونگی اندازهگیری دبی جریان در لولهها و عوامل مؤثر بر آن به وسیله اریفیس و شیرسوزنی مورد بررسی قرار گرفته است. برای ایجاد دبیهای مختلف جریان گاز از اریفیسهایی با قطرهای مختلف و تغییر فشار ورودی استفاده میشود. در بررسیهای انجام شده مشاهده شده است که برای یک اریفیس با قطر روزنه مشخص، افزایش فشار ورودی باعث افزایش دبی جریان شده و برای یک دبی ثابت افزایش فشار ورودی منجر به کاهش قطر روزنه اریفیس میشود. افزایش اختلاف فشار بالادست و پاییندست اریفیس، باعث افزایش دبی جریان تا یک حد معین، میشود. از آنجایی که در کلیه تستهای شیرسوزنی، نسبت فشار خروجی به فشار ورودی کمتر از مقدار 0.5926 بوده، لذا خطی شدن منحنی تغییرات دبی جرمی برحسب فشار ورودی در یک سطح مقطع ثابت میتواند بعنوان تأییدی بر تبعیت دادههای آزمایشگاهی موجود از رابطه جریان شوک به شمار آید. همچنین بررسی تغییرات دبی جرمی در حالتهای مختلف شیر نشان میدهد که با باز شدن شیر، تغییرات دبی با افزایش فشار ورودی و افزایش اختلاف فشار، شدت بیشتری پیدا میکند.https://jonsat.nstri.ir/article_524_0dacc56946cc64a041cc8c9833cece5b.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187129420090219Calculation and Determination of Natural Frequencies for Fresh Fuel Transportation Package Set with ANSYS®10.0 Softwareمحاسبه و تعیین فرکانسهای طبیعی محفظه حمل و نقل سوخت تازه نیروگاه اتمی بوشهر به وسیله نرمافزار ANSYS®10.05964525FAیوسفصدیقمدیریت سوخت، شرکت تولید و توسعه انرژی اتمی ایران، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 7484-19395، تهران ـ ایرانسیدابوالفضلعظیم فرمدیریت سوخت، شرکت تولید و توسعه انرژی اتمی ایران، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 7484-19395، تهران ـ ایرانJournal Article20061227The fresh fuel for BNPP-1 is due to be transported inside special containers which are supposed to be designed to stand against vibrations and impacts in order to protect the fuel from any possible damage. In order to perform the structural dynamic analysis of the containers, while being subjected to impact of dynamic forces, it is necessary to perform the vibration analysis which will lead to the vibrational modes and their natural frequencies for the structure of the containers. The vibration opposition of the containers must be far beyond the critical resonance. The resonance frequencies about the natural frequency of the structure will cause the enhancement of the oscillation range and may be ended with its disintegration. Determination of the natural frequencies and their mode shapes can be achieved by vibration-analyzing-methods. The amount of the natural frequency of any structure depends strongly on its shape, material and its lean points, as well as the amount and the type of the loads which the structure will be subjected to. In the presente research, the container of the fresh fuel of BNPP-1 is simulated by ANSYS<sup>®</sup>10.0 and their ten natural frequency modes have been calculated.حمل سوخت تازه نیروگاه اتمی بوشهر توسط محفظههای ویژهای انجام میگیرد. این محفظهها نسبت به هر گونه ارتعاش و ضربه مقاوم بوده و در مراحل مختلف حمل مانع از آسیبدیدگی سوخت میگردند. انجام تحلیلهای دینامیکی محفظه حمل، تحت تأثیر نیروهای دینامیکی وارد بر آن مستلزم تحلیلهای ارتعاشی محفظه است. نتیجه این تحلیلها منجر به مشخص شدن مُدهای ارتعاشی و مقادیر فرکانسهای طبیعی این محفظه خواهد شد. این محفظهها بایستی به گونهای طراحی گردند تا حد ممکن از محدوده فرکانس تشدیدشان دور باشند، نوسانات در محدوده فرکانس طبیعی هر سازه، موجب افزایش دامنه نوسانی آن سازه شده و خطر از هم پاشیدگی آنرا بطور چشمگیری افزایش میدهد. تحلیلهای ارتعاشاتی به منظور تعیین مقادیر فرکانسهای طبیعی سازهها و شکل مُدهای آنها در فرکانسهای مزبور انجام میگیرند. مقدار فرکانس طبیعی هر سازه بستگی به شکل، جنس و تکیهگاههای آن سازه دارد. از طرف دیگر مقدار بار وارده و نوع آن نیز میتواند در مقدار فرکانس طبیعی مؤثر باشد. در این تحقیق محفظه حمل سوخت تازه نیروگاه اتمی بوشهر توسط نرمافزار ANSYS<sup>®</sup>10.0 شبیهسازی شده و ده مُد ارتعاشاتی به همراه فرکانسهای طبیعی این محفظهها محاسبه شده است.https://jonsat.nstri.ir/article_525_b11ed8e94a6eb4befb682ab32d3918e9.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187129420090219Investigation of Yield and Earliness Traits in Safflower Mutants in Irrigated and Drought Stress Conditionبررسی صفات عملکرد و زودرسی در موتانتهای گلرنگ در شرایط عادی آبیاری و تنش خشکی6569526FAکامرانمظفریپژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج-ایرانعلی اکبراسدیپژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج-ایرانمسعودرحیمیپژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج-ایرانJournal Article20060613The safflower or Carthamus tinctorius belongs to Asteraceae family. As a forage and oil crop, it is commonly used in dry or non dry farms. In this research, the seeds of Zarghan 279 as a winter variety was radiated by Gamma ray in 80, 100, 150 and 200 Grey doses and they were sown in farm. The mutants after the second generation, were under dry stress and non stress conditions and they were grown and selected up to the 5 th generation, M<sub>5</sub>. Their traits were measured in the final generation of mutants. The results shows that in two conditions yield, days to buding, days to start of flowering, days to 50% flowering, days to maturity and difference of days to maturity and days to buding were significant between mutants at 1% level. The difference in the oil percentage in two conditions were not significant.گلرنگ گیاهی یکساله از خانواده گل کاسنی Asteraceae با نام علمی Carthamus tinctorius، به عنوان یک گیاه روغنی و علوفهای دارای مصارف گوناگون است که در شرایط آبی و دیم قابل کشت میباشد. در این تحقیق بذرهای پرتوتابی شده رقم پاییزه زرقان 279 به وسیلة اشعه گاما با دزهای 80، 100، 150 و 200 گری تا نسل <sub>2</sub>M در شرایط معمولی زراعی کشت و از نسل <sub>2</sub>M تا <sub>5</sub>M در دو شرایط عادی آبیاری و تنش خشکی کشت و گزینش برای صفات موردنظر انجام گرفت. بررسی صفات در لاینهای موتانت نشان داد که در صفات عملکرد، روز تا غنچهدهی، روز تا آغاز گلدهی، روز تا 50% گلدهی، روز تا رسیدن و فاصله از روز غنچهدهی تا رسیدن دانه در هر دو شرایط آبی و تنش، اختلافات معنیدار در سطح 1% وجود داشت. درصد روغن در هر دو شرایط کشت اختلاف معنیداری بین موتانتها نشان نمیداد.https://jonsat.nstri.ir/article_526_29e4e4f56534d5ac5a6967d8cb3b1392.pdfپژوهشگاه علوم و فنون هستهایمجله علوم و فنون هسته ای1735-187129420090219Biosorption of Strontium from Aqueous Solution by the New Strain of Bacillus sp. Strain GT-83Biosorption of Strontium from Aqueous Solution by the New Strain of Bacillus sp. Strain GT-837075527FAJournal Article20070303An attempt was made to isolate bacterial strains capable of removing strontium biologically. In this study ten different water samples collected from Neydasht spring in the north of Iran and then the bacterial species were isolated from the water samples. The initial screening of a total of 50 bacterial isolates resulted in selection of one strain. The isolated strain showed a maximum adsorption capacity with 55mg strontium/g dry wt. It was tentatively identified as <em>Bacillus </em>sp. according to the morphological and biochemical properties, and called strain GT-83. Our studies indicated that <em>Bacillus </em>sp. GT-83 is able to grow aerobically in the presence of 50mM SrCl<sub>2</sub>, but its growth was inhibited at high levels of strontium concentrations. The biosorption capacity of <em>Bacillus </em>sp. GT-83 depends strongly on the pH solution. Hence the maximum strontium sorption capacity of <em>Bacillus </em>sp. GT-83 was obtained at pH 10, independent of absence or presence of MgCl<sub>2</sub> of different concentrations. Strontium-salt biosorption studies were also performed at this pH values. The equilibrium biosorption of strontium was elevated by increasing the strontium concentration, up to 250mg/l for <em>Bacillus </em>sp. GT-83. The maximum biosorption of strontium was obtained at temperatures in the range of 30-35˚C. The <em>Bacillus </em>sp. GT-83 biosorbed 97mg strontium/g dry wt at 100mg/l initial strontium concentration without MgCl<sub>2</sub>. When MgCl<sub>2</sub> concentration increased to <br /> 15%(w/v), these values dropped to 23.6mg strontium/g dry wt at the same conditions. Uptake of strontium within 5 min of incubation was relatively rapid and the absorption continued slowly thereafter.An attempt was made to isolate bacterial strains capable of removing strontium biologically. In this study ten different water samples collected from Neydasht spring in the north of Iran and then the bacterial species were isolated from the water samples. The initial screening of a total of 50 bacterial isolates resulted in selection of one strain. The isolated strain showed a maximum adsorption capacity with 55mg strontium/g dry wt. It was tentatively identified as <em>Bacillus </em>sp. according to the morphological and biochemical properties, and called strain GT-83. Our studies indicated that <em>Bacillus </em>sp. GT-83 is able to grow aerobically in the presence of 50mM SrCl<sub>2</sub>, but its growth was inhibited at high levels of strontium concentrations. The biosorption capacity of <em>Bacillus </em>sp. GT-83 depends strongly on the pH solution. Hence the maximum strontium sorption capacity of <em>Bacillus </em>sp. GT-83 was obtained at pH 10, independent of absence or presence of MgCl<sub>2</sub> of different concentrations. Strontium-salt biosorption studies were also performed at this pH values. The equilibrium biosorption of strontium was elevated by increasing the strontium concentration, up to 250mg/l for <em>Bacillus </em>sp. GT-83. The maximum biosorption of strontium was obtained at temperatures in the range of 30-35˚C. The <em>Bacillus </em>sp. GT-83 biosorbed 97mg strontium/g dry wt at 100mg/l initial strontium concentration without MgCl<sub>2</sub>. When MgCl<sub>2</sub> concentration increased to <br /> 15%(w/v), these values dropped to 23.6mg strontium/g dry wt at the same conditions. Uptake of strontium within 5 min of incubation was relatively rapid and the absorption continued slowly thereafter.https://jonsat.nstri.ir/article_527_46d70577970b7eebe0de507ffbc923ce.pdf