به جمع مشترکان مگیران بپیوندید!

تنها با پرداخت 70 هزارتومان حق اشتراک سالانه به متن مقالات دسترسی داشته باشید و 100 مقاله را بدون هزینه دیگری دریافت کنید.

برای پرداخت حق اشتراک اگر عضو هستید وارد شوید در غیر این صورت حساب کاربری جدید ایجاد کنید

عضویت
مقالات رزومه:

جمال امیری

  • جمال امیری، سیامک درخشان*
    زمینه و هدف

    در این مطالعه اشعه ساطع شده از بیماران بعد از انجام اسکن پرفیوژن میوکارد و ترک بخش پزشکی هسته ای اندازه گیری شد تا مشخص شود کارکنان بیمارستان و همراهان بیمار که در مجاورت بیمار قرار می گیرند چه، مقدار اشعه دریافت می کنند. همچنین ارتباط بین میزان دز اشعه با سن، جنس و شاخص توده بدنی ارزیابی شد.

    مواد و روش ها

    شصت بیمار (41 زن و 19 مرد) بعد از انجام اسکن پرفیوژن میوکارد با Tc-sestamibi99m با اکتیویته 185±925 مگابکرل به طور اتفاقی انتخاب شدند. میزان تابش در فواصل 0/25، 1 و 2 متر از بیماران توسط یک سرویمتر در زمان ترک بخش پزشکی هسته ایی و 12 و 24 ساعت بعد از ترک بخش اندازه گیری شد. داده ها توسط آزمون T-test، ضریب همبستگی پیرسون و آنالیز واریانس تحلیل شدند.

    یافته ها

    میانگین میزان دوز معادل بر حسب میکروسیورت بر ساعت در فاصله 0/25، 1 و 2 متر به ترتیب 1/ 24 ± 120/6، 3/8 ±  19/4و 1/3 ±  8/3 در هنگام ترک بخش،8/7 ±29/1،  1/2± 5/3، 0/8 ± 2/1بعد از 12 ساعت و1/5 ± 4/3، 0/6± 0/8و 0/1± 0/3 بعد از 24 ساعت بود. جنس و سن بیمار با میزان تابش مرتبط نبودند ؛ اما میزان دوز معادل بعد از 24 ساعت با شاخص توده بدن بیمار رابطه معکوس داشت (0/05> P).

    نتیجه گیری

    اگر مردم در فاصله حداقل یک متری یا در حد چند دقیقه در مجاورت این بیماران قرار بگیرند؛ اشعه نسبتا «کمی دریافت می کنند. بعد از 24 ساعت، میزان دوز تابش در اطراف بیمار با شاخص توده بدن بیمار رابطه معکوس دارد.

    کلید واژگان: اشعه, میزان دوز, اسکن پرفیوژن میوکارد, دز معادل
    Jamal Amiri, Siamak Derakhshan*
    Background and Aim

    We measured radiation emission from the patients undergoing myocardial perfusion scan after leaving nuclear medicine department to demonstrate how much radiation hospital staff or patients’ companions, in the vicinity of the patients would receive. We also evaluated the relationship of age, sex, and body mass index with the emitted radiation rate.

    Material and Methods

    In this study 60 patients (41 females and 19 males) after undergoing 99mTc-sestamibi myocardial perfusion scan with a dose of 925±185 MBq, were selected randomly. The equivalent dose rate at distances of 0.25 m, 1 m and 2 m from the patients were measured by a survey meter before leaving nuclear medicine department and after 12 & 24 hours. Data were analyzed by T-test, Pearson correlation coefficient and ANOVA.

    Results

    The mean equivalent dose rates in unit of microsievert per hour at distances of 0.25 m, 1 m and 2 m from the patients were (120.6 ± 24.1, 19.4 ± 3.8, 8.4 ± 1.3) at leaving time, (29.1 ± 8.7, 5.3 ± 1.2, 2.1 ± 0.8) after 12 hours and (4.3 ± 1.5, 0.8 ± 0.6, 0.3 ± 0.1) after 24 hours, respectively. The mean equivalent dose rate showed no relationship with gender and age, but it was inversely correlated with body mass index (P-value <0.05) after 24 hours.

    Conclusion

    People would receive reasonably low radiation if they keep a distance of at least 1 meter from the patients or stay only for a few minutes in the vicinity of the patients. After 24 hours, equivalent dose rate was inversely correlated with body mass index.

    Keywords: Radiation, Dose rate, Myocardial perfusion scan, Equivalent dose
  • Borhan Moradveisi, Jamal Amiri *, Siamak Derakhshan, Daem Roshani, Farideh Elahimanesh
    Background

    Occurrence of pediatric cancers is affected by maternal, environmental, and hereditary/genetic factors.

    Objectives

    The purpose of this study was to evaluate the correlation between background radiation, ultrasound and other possible risk factors for pediatric cancers incidence indicators.

    Methods

    In a cross-sectional study during 2 years, 103 patients under 14 years were studied. A total of 13 environmental, maternal and hereditary/genetic risk factors were studied, and the study was performed by using a questionnaire, measurement of background radiation, and statistical data. Incidence in the studied sample size at city (ISSSC) and incidence in the studied sample size at area (ISSSA) indicators were defined.

    Results

    The mean age of patients was (6.31 ± 3.22) including 54 (52.4%) males and 49 (47.6%) females. History of repeated ultrasound before gender determination (RUBGD) and repeated ultrasound during pregnancy (RUDP) were statistically higher in solid tumors group. Toxic substances (TS) and pediatric medical ionizing radiation (PMIR) was higher in hematologic malignancies. Statistically significant association were found between of cancer types and Family history of leukemia (FHL), Family history of solid tumors (FHST), Abortion history (AH), Maternal smoking during pregnancy (MSDP), Children’s residence place (CRP), and background radiation (BR) variables. No statistically significant association was found between cancer types and maternal pregnancy age (MPA), IVF baby, and maternal ionizing radiation exposure (MIRE) variables.

    Conclusions

    Pediatric cancers are multifactorial diseases. Increased background radiation is correlated with an increased incidence of all pediatric malignancies. It seems that increasing ultrasound scans might increase the risk of solid tumors in children.

    Keywords: Ultrasound, Risk Factors, Radiation, Pediatric Cancers
  • فریده الهی منش، فرزانه الله ویسی، روژین زاهدی، جمیل عبدالمحمدی، مظفر محمودی، جمال امیری، بیژن نوری
    مقدمه
    کاربرد پرتوهای یون ساز در بخش های تشخیصی و درمانی اهمیت ویژه ای دارد؛ به طوری که در عمل تشخیص اولیه ی بعضی از بیماری ها تنها با کاربرد پرتوها امکان پذیر می باشد. در بخش درمان نیز پرتودرمانی مرکز اصلی ارایه ی خدمات درمانی به بیماران مبتلا به سرطان می باشد. امروزه، یکی از عوامل زیان آور محیط کار، پرتوهای یون ساز می باشد که می تواند باعث آسیب های جدی و جبران ناپذیری در افراد پرتوکار گردد. این مطالعه، با هدف شمارش سلول های خونی و بررسی آنزیم های کبدی و میزان Thyroid-stimulating hormone (TSH) در افراد پرتوکار شاغل در واحدهای تصویربرداری استان کردستان انجام شد.
    روش ها
    در این مطالعه ی مورد- شاهدی، سلول های خونی، آنزیم های کبدی و میزان TSH در 142 نفر از افراد پرتوکار که شرایط لازم را داشتند و 142 نفر از افراد شاغل در سایر بخش های بدون تماس با اشعه که از نظر متغیرهای مداخله گر همسان بودند، بررسی شد. برای تحلیل داده ها، از نرم افزار SPSS در سطح معنی داری P کمتر از 05/0 استفاده شد.
    یافته ها
    در مجموع، 282 نفر (141 نفر پرتوکار شاغل به عنوان گروه مورد و 141 نفر به عنوان گروه شاهد) مورد مطالعه قرار گرفتند. میانگین لنفوسیت ها و آنزیم آلانین آمینوترانسفراز بین دو گروه مورد و شاهد تفاوت معنی داری داشت، اما سایر موارد در دو گروه تفاوتی را نشان نداد.
    نتیجه گیری
    بر اساس یافته های این مطالعه، فعالیت پرتویی در بخش های کار با پرتو، باعث تغییر در بعضی از عوامل خونی می گردد، اما نمی تواند مطرح کننده ی میزان دز دریافتی افراد پرتوکار باشد. جهت افزایش ایمنی افراد پرتوکار در بخش های کار با پرتو، برای پایش این افراد، باید دزسنجی افراد را به روش سیتوژنتیک به صورت سالانه انجام داد تا بتوان دزسنجی دقیق را در این افراد انجام داد.
    کلید واژگان: پرتوهای یون ساز, عوامل خونی, سیتوژنتیک, دزسنجی
    Farideh Elahimanesh, Farzaneh Allaveisi, Rojin Zahedi, Jamil Abdolmohammadi, Mozaffar Mahmoodi, Jamal Amiri, Bijan Nouri
    Background
    Using ionizing radiation in diagnosis and treatment is of great importance. As early diagnosis in some diseases only can be done by using radiation, in treatment phase, radiotherapy is also the main center for healing patients with cancer. Today, one of occupational hazards is ionizing radiation which can cause serious and irreparable damages in radiation workers. This study aimed to count blood cells and evaluate liver enzymes and thyroid-stimulating hormone (TSH) in radiation workers in hospitals in Kurdistan Province, Iran.
    Methods
    In this case-control study, blood cells, liver enzymes, and TSH levels were compared in 142 radiation staff (cases) and also 142 workers in other sections of hospitals. Matching was done for confounding factors. The statistical analysis was performed using SPSS software at the significance level of P Findings: Mean number of white blood cells and the level of serum alanine aminotransferase (ALT) enzyme in radiation staff were significantly different from that of the control group. But no significant difference was observed between other parameters.
    Conclusion
    It seems that working in radiation wards can change some blood factors but can not predict the recieved dose. In order to increase the safety of radiation workers in radiation wards, monitoring of these individuals should be done annually using cytogenetic methods.
    Keywords: Ionization radiation, Cytogenetics, Occult blood, Dosimeters
  • جمال امیری *، سیامک درخشان، شهین امیری
    مقدمه و هدف
    از برهم کنش نوترون ها با عناصر سبک در فعال سازی نوترونی (NAA)، نوترون تراپی (BNCT) و... استفاده می شود. جهت استفاده بهینه از نوترون ها، باید طیف انرژی آنها را متناسب اهداف کاربردی شکل دهی نمود. هنگامیکه نوترون تراپی انجام می شود، عناصر سبکی که در محل درمان قرار دارند فعال شده و پرتو گامای آنی حاصل، برای هر یک از عناصر دارای مقدار مشخصی می باشد که با استفاده از آن مقدار کمی عنصر در محل قابل اندازه گیری است. در این مقاله، اثر طیف انرژی بر روی فعال سازی نوترونی که در نوترون تراپی استفاده می شود مورد بررسی قرار گرفته است.
    مواد و روش ها
    از نرم افزار MCNP جهت شبیه سازی استفاده شد. ابتدا انواع طیف های نوترونی موجود مانند نوترون ژنراتور (MeV14) و طیف حاصل از راکتور و چشمه های ایزوتوپی بررسی شدند. طیف حاصل از این چشمه ها با استفاده نرم افزارMCNP شبیه سازی شد. با توجه به قابلیت این نرم افزار در ترابرد نوترون و سایر ذرات و اندازه گیری شار گامای حاصل از آنها، بهینه ترین طیف انرژی نوترونی که بهترین طیف گاما برای شناسایی عناصر ئیدروژن، کربن، اکسیژن و... داشته باشد معرفی گردید.
    یافته ها
    بهترین طیف انرژی جهت شناسایی عناصر سبک در محدوده انرژی BNCT، (KeV10-1) طیف انرژی است که دارای نوترون های حرارتی و کند بیشتر و تند کمتر (طیف شبیه ماکسولی) می باشد. ئیدروژن سطح مقطع خوبی برای برهمکنش با نوترون های حرارتی دارد. اکسیژن و کربن دارای سطح مقطع خوبی با نوترون های تند می باشد. استفاده از منبع نوترونی MeV14 مربوط به نوترون ژنراتور، پیک انرژی ئیدروژن نسبت به زمانی که از منبع با طیف انرژی شبیه ماکسولی استفاده می شود پایین تر و پیک اکسیژن و کربن بالاتر است.
    نتیجه گیری
    پس برای اهداف درمانی، آشکارسازی و تحلیل عناصر سبک طیف شبیه ماکسولی( راکتور یا چشمه های ایزوتوپی) بهره خروجی بهتر می باشند ولی اگر نسبت اکسیژن به کربن سنجیده شود از منبع تک انرژی MeV14 استفاده شود بهره بهتر می باشد.
    کلید واژگان: انرژی منبع پرتودهی, کندساز مناسب, طیف انرژی نوترون
    Jamal Amiri *, Siamak Derakhshan, Shahin Amiri
    Introduction and Aim: the interaction of neutrons with light elements is used in neutron activation (NAA), neutron therapy (BNCT) and etc. in order to use the neutrons optimally, their energy spectrum has to be tailored to their practical purposes. When doing neutron therapy, the light elements which are located in the treatment site are activated and the instantaneous gamma ray has a specific value for each element using which the quantity of the lement is measured in the site. In this study, the effect of energy spectrum on the activation of neutron which is used in neutron therapy was studied.
    Material and
    Method
    MCNP softwere was used to simulate. First, all if the neutron spectra, such as neutron generator (MeV14) and the spectrum of the reactor and isotope sources were evaluated. The resulted spectrums of these sources were simulated by MCNP software. Considering the ability of this software in the transport of nwutrons and ogher particles and gamma flux measurements derived from them, the most optimal neutron energy spectrum of gamma for identifying htdrogen, carbon, and oxyeen elements was introduced.
    Findings: the best spectrum of energy in order to identify the light elements in the energy range of BNCT (KeV10-1) is a spectrum of energy which has thermal neutrons (similar to Maxwell spectrum).Hydrogen has a good cross section for interaction with thermal neutrons. Oxygen and carbon has a good cross section with swift neutrons. By using neutron source MeV14 the neutron generator, hydrogen energe peak is less than when the source energy spectrum is similar to Maxwell and has higher oxyen and carbon peak.
    Conclusion
    Therfore, there is better output for therapeutic purposes, detection and analysis of light lelments like Maxwell (reactor or isotope sources). However, if the ratio of oxygen to carbon is measured and the mono energy sourse MeV14 be used, there is a better output.
    Keywords: Energy of source of exposure, suitable moderator, the neutron energy spectrum
  • Rouhollah Adeli, Seyed Pezhman Shirmardi*, Jamal Amiri, V.P. Singh, M.E. Medhat
    Monte Carlo method is a very accurate method to optimize medical diagnostic radiology spectra and simulation of radiation transportation. Using MCNP code, radiology and mammography attenuated x-rayspectraweresimulated.The IPEM report number 78 was used as a reference to compare with the GEANT4 and MCNP simulations because of its popularity and wide availability. The results of GEANT4 in 40keV showed a good homogeneity with IPEM report in terms of intensity, whilst the MCNP code in tube voltage 150kVp showed a very good agreement. Whereas theGEANT4outputintensityinallcases was less than the IPEM report, MCNP code showed higher characteristic peak intensity. The MCNP results were obtained with a less error percentage in comparison with IPEM reportexceptatlowenergies. The comparison shows a good agreement between these two codes. MCNP shows a very goodagreement in high tube voltage whereas GEANT4 showsvery goodagreement in low tube voltage.
    Keywords: Radiology, Mammography, MCNP, GEANT
  • Jamal Amiri, Seyed Pezhman Shirmardi, Jalil Pirayesh Eslamian
    Naturally occurring radionuclides have different amount of activity concentration for 226 Ra, 232Th and 40K in building materials. In this study, natural radioactivity has been measured for bricks used in Tehran. For this work, 9 samples of three types of bricks, clay brick (CB), making the facade brick (MFB) and firebrick (FB) has been selected from different regions and factories in Tehran. Gamma rays analyzed by high purity germanium (HPGe) detector and spectroscopy system. As the results show, the maximum value of the mean 226 Ra, 232Th and 40K for clay brick has been 17, 9 and 422Bq/kg respectively. Maximum of radium equivalent activities (Raeq) were calculated 62.81Bq/kg that less than the level has been determined 370Bq/kg for building materials. Other type of bricks had low amounts compared to clay bricks. The calculation results show that the bricks are safe for inhabitants because hazard indexes for gamma were below the standard was been introduced. The results of this research compared with other studies in different countries
    Keywords: Radioactivity measuring, Brick, Tehran, Gamma ray spectrometery, Hazard index
  • جمال امیری، شهین امیری، پروین ترک، محمدحسن عباسی، سیدپژمان شیرمردی*
    مقدمه
    رعایت استاندارد در مراکز تصویربرداری باعث کاهش دز بیمار و بالا رفتن کیفیت تصویر می گردد. شناسایی استانداردها و تعیین فاصله امکانات خود با آنها جهت استانداردسازی مراکز، یک ضرورت است. در این مقاله، میزان رعایت استانداردها در مراکز تصویربرداری استان بررسی شده است.
    مواد و روش ها
    میزان دز در ناحیه کنترل شده، تحت نظارت و کنترل نشده برای هر مرکز اندزه گیری شد. چک لیستی شامل 210 مورد با استفاده از مقادیر استاندارد در جهان و ایران تهیه شده و بطور جداگانه برای هر مرکز تکمیل گردید. سپس به تفکیک؛ میزان رعایت استاندارد در بخش وضعیت ساختمان و مصالح ساختمانی، تهیه و استفاده از وسایل و تجهیزات، حفاظت پرسنل و بیماران، رعایت حقوق بیماران، رعایت حقوق پرسنل برای همه بیمارستانها محاسبه، و به صورت درصد رعایت استاندارد ارائه شده است. با استفاده از پرسشنامه میزان اطلاعات بیماران از اثرات پرتوها بررسی گردیده است.
    یافته های پژوهش: میزان دز در نواحی کنترل شده، تحت نظارت و کنترل نشده کلیه مراکز در حد استاندارد بودند. بطور کلی میزان رعایت استاندارد در بخش ساختمانی مراکز تصویربرداری استان 9/64 درصد، میزان رعایت استاندارد در تهیه و بکارگیری تجهیزات و وسایل 4/69 درصد، حفاظت پرسنل و بیماران 03/80 درصد، رعایت حقوق بیماران 7/81 و رعایت حقوق پرسنل تقریبا 100 درصد بدست آمده است. فقط 28 درصد مراجعه کنندگان به مراکز تصویربرداری در مورد اثرات پرتوها اطلاعات داشتند.
    نتیجه گیری
    در این پژوهش میزان رعایت استاندارد و میزان فاصله تا استانداردسازی کامل مراکز مشخص گردید. میزان فاصله با استانداردسازی کامل مراکز تصویربرداری استان در بخش ساختمان و مصالح ساختمانی 1/35 درصد، در بخش تهیه و بکارگیری تجهیزات و وسایل 6/30درصد، در بخش حفاظت پرسنل و بیماران 97/19و رعایت حقوق بیماران 3/18درصد می باشد و همچنین 72درصد از مراجعه کنندگان به مراکز تصویربرداری در مورد اثرات پرتوها بر سلول ها بی اطلاع بودند.
    کلید واژگان: استاندارد مراکز تصویربرداری, تصویربرداری با اشعه ایکس, بیمارستانهای ایلام
    J. Amiri_Sh Amiri_P. Tork_M. Abbasi_S. P Shirmardi*
    Introduction
    Standards observation in imaging centers cause to patient dose reduction in patients and improving image quality. Identification standards and determine the gap own facilities with standard centers is a necessity for standardization. In this article, Standards level in imaging centers have been studied in Ilam province.
    Materials and Methods
    Dose was measured in the controlled, monitored and uncontrolled region for each center. Czech list contains 210 items were prepared by using standard values in the world and Iran. Separately, Czech list were completed for each center. Level standard calculated at sections: building and construction, Preparation and usage of equipment, Protection of staff and patients, Patient rights and staff salaries for all hospitals and presented as percentage of standard. Level of patient information has been checked about radiation effects by using the questionnaire.
    Findings
    Level of dose were standard in controlled monitored and uncontrolled region all of centers. Generally the level standards in Ilam imaging centers were obtained at sections: Building and construction 64.9 ℅, Preparation and usage of equipment 69.4℅, Protective staff and patients 80.03℅, Rights of patients 81.7℅ and staff rights almost 100%. Patient imaging centers were aware of effects of radiation on cell were 28%.
    Conclusion
    In this study, the level of standard and distance to the full the level of standardization Were determined for all centers.The level of gap with completely standardization of imaging centers in the province is building and construction section35.1℅, preparing and application of equipment 30.6℅, Protection of staff and patients 19.97℅, Patient rights 18.3%. As well as patient imaging centers not informed about the effects of radiation on cells were 72%.
    Keywords: Standard imaging centers, imaging, Ilam hospitals
  • Jamal Amiri, Seyed Pezhman Shirmardi, Rohollah Adeli, Mostafa Erfani, Elham Saniei, Reza Vafaee, Masoumeh Imanzad
    Chlorotoxin is a 36 amino acids peptide, which is able to block chloride channels isolated from mouse brain. A derivative of chlorotoxin is synthesized and it is labeled by iodine 131; then animal experiments carry out on rats. Multiple organ doses may be calculated with biological distribution results in rats with labeled compounds using simulated MCNP4C code. Human dose can be calculated using the dose distribution in rats with a conversion ratio for dose distribution. Chloramine T is our method for marking, and electrophilic substitution reactions are methods for iodize of peptides. Simulation of a human phantom to evaluate dose distribution was done using simulation code MCNP4C. To evaluate the dose distribution in the human body, using this code and the accumulated activity in each organ tissue dose is calculated. To study the biological distribution of the radiotracer 131I, 0.37 MBq radiotracer was injected into rat via the tail vein. The accumulated activity in each organ with the agent “ID / g” is determined. Biological distribution of 131I-chlorotoxine in the normal rats is obtained. Its Decay constant in the liver is 0.07h and the effective half-life of the radiotracer is 10h in rat liver. The total number of particles found in the leak from liver tissue was reported 67600. Liver tissue dosimetries originating from other sources (thyroid tissue, stomach, kidney, right & left lung, spleen, and pancreas) were examined. Then, the overall dose to the target tissue will be calculated. Leaked beta particles in liver itself (self-dose) are the most delivered dose to the liver (98%); it is for gamma rays 1.1%, while its source is adjacent tissues in addition to liver (cross-dose); Because of low atomic number of the tissue, delivered dose originated from Bremsstrahlung (braking radiation) is low (0.9%). Radiation dose to the liver in intravenous injection of 0.37 MBq 131I-chlorotoxine radiotracer is 3.44 * 10-6.
    Keywords: Toxin Chloride, MCNP Code, 131I, Liver, Dosimetry
  • جمال امیری، مجتبی شمسایی ظفرقندی، سیدپژمان شیرمردی*، روح الله عادلی، شهین امیری
    مقدمه

    شناسایی و تحلیل عناصر سبک با استفاده از روش های اتمی به دلیل ضعیف بودن انرژی لایه های ایکس روش مناسبی نیست و انرژی آنها ضعیف بوده و به صورت محلی جذب می گردند. پرتوهای گاما انرژی کافی جهت آشکار سازی را دارند. معمولا از روش های هسته ای برای شناسایی و تحلیل عناصر سبک مانند ئیدروژن، اکسیژن و. .. که اجزای عمده تشکیل دهنده بافتها، داروها و. .. هستند، استفاده می شود. استفاده از تجهیزات و روش های هسته ای علاوه بر هزینه بر بودن، دارای خطراتی هستند که قبل از استفاده از این تجهیزات باید میزان کارآیی، مسائل حفاظت پرتویی و کلیه جوانب با استفاده از کدهای کامپیوتری مانند MCNPسنجیده شود. در این مقاله، سیستمی طراحی گردیده که توان تحلیل کمی و کیفی عناصر بافتها به صورت زنده و غیرزنده جهت بررسی میزان تغییرات درصد عناصر، رصد میزان دز دارو در یک قسمت مشخص بافت(بررسی موضعی) و. .. را دارد.

    مواد و روش ها

    با استفاده از نرم افزار MCNP که توانایی ترابرد و تحلیل ذرات را دارد سیستمی مناسب جهت تحلیل عناصر سبک طراحی گردید. سپس مهمترین پارامترهای موثر تعیین شد و با توجه به قابلیت نرم افزار در تغییر هندسه اجزا، برای هر پارامتر یک نقطه بهینه مشخص گردید. پارامترهای موثر در تحلیل عناصر اعم از جنس اجزا سیستم، ابعاد اجزا، شکل و محل قرار گیری آنها با نوشتن برنامه های متعدد توسط نرم افزار MCNP و تغییر پارامترهای آنها مورد بررسی قرار گرفت و در نهایت مناسب ترین آنها برای سیستم انتخاب شد.
    یافته های پژوهش: در این پژوهش کلیه پارامترهای موثر بررسی گردید که عبارتند از: 1- با بررسی مواد مختلف، جنس کلیماتور از ترکیب اکسید بریلیم- بیسموت انتخاب گردید. 2- با بررسی میزان شار با تغییر ضخامت کلیماتور، حاصل اینکه بیشتر از cm5 شار افزایش چشمگیری ندارد.3- میزان شار با تغییر دهانه کلیماتور بررسی گردید و مشخص شد که دهانه کلیماتور باید متناسب با میدان مورد تابش باشد در صورتی که دهانه کلیماتور افزایش یابد پراکندگی نوترون زیاد می گردد و کوچک شدن دهانه باعث کاهش بهره خواهد شد. 4- میزان شار خروجی با تغییرات طول کلیماتور بررسی شد و مشخص گردید که نقطه ماکزییم در طول cm22 می باشد. 5- میزان شار با تغییر فاصله نمونه تا چشمه بررسی گردید و مشخص شد که این دو در نزدیکترین فاصله ممکن قرار گیرند بهتر خواهد بود.6- محاسبات دزیمتری سیستم انجام شد که کاملا استاندارد است.

    بحث و نتیجه گیری

    با توجه به نتایج بررسی پارامترهای موثر در تجزیه و تحلیل عناصر سبک سیستمی طراحی گردیده که کلیه پارامترهای موثر در آن بهینه سازی شده و با استفاده از نرم افزار MCNP به صورت شبیه سازی کار می کند.این سیستم در مقایسه با سایر دستگاه هایی که برای تحلیل عناصر سبک مانند راکتورها، بکار می روند دارای حجم کمتر، سرعت بکارگیری بالاتر، آلودگی کمتر و هزینه پایین تر می باشد. این سیستم جهت آنالیز عناصر سبک بافتهای بدن به صورت موضعی و گسترده، رصد داروها در بافتها و. .. بکار می‍رود و نتیجه تجزیه و تحلیل در شکل(6) آورده شده است.

    کلید واژگان: طراحی سیستم, فعالسازی نوترونی, عناصر سبک بافت, MCNP
    A. Jamal Amiri, Mojtaba Shamsaei, Seyed Pezhman Shirmardi, Roholla Adelii, Shahin Amiri
    Introduction

    Identification and analysis of light elements using atomic layers due to low energy X ray is not a suitable method and They have weak energy and absorbed locally. Gamma rays have enough energy for detection. Nuclear techniques usually are used to identi-fy and analyze of light elements such as hydrogen، oxygen and etc that the major components of Tissues and drug. Nuclear methods have expensive equipment and high risk factor. Before using this equipment، the level of efficiency and all aspects of radiation protection issues measured by using computer codes such as MCNP. In this paper، a system designed can be used qualitative and quantitative analysis of tissues with in vivo and in vitro to investigate the changes of the elements percent، Observed dose rate of drug body tissue (spot check) and etc.

    Materials And Methods

    MCNP code has ability to transport and particle analysis a system was Designing for the analysis of light elements. The most important parameters were deter-mined and with ability of code to change the geometry of components determined an optimal point for each parameter. Effective Parameters in analysis Including material Component Sys-tem، Component dimensions and their shaped and located by writing several programs with MCNP code their parameters were studied and selected as the most suitable of them for sys-tem.

    Findings

    All parameters were evaluated in this study include: 1. With Research different ma-terial، beryllium oxide - Bismuth was chosen for collimator material. 2. change rate of flux with thickness of collimator was investigated، Result، no significant increase in the flux for 5cm thickness. 3. Flux rate was checked by changing Opening angle of collimator، It was found، collimator opening angle should be proportional to the radiation field. If collimator opening angle increase، Neutron scattering is increase and decrease opening angle flux rate will de-crease. 4. Output flux rate was check with changes collimator Length and found maximum point in 22cm collimator length. 5. Flux rate was checked by changing the distance of sample from source، It was found that would be better if their position nearest distance. 6. System dose calculations were performed It is quite standard. Discussion and

    Conclusion

    System designed According to the results of effective parameter of light elements analysis that all the optimized parameters and system works with using MCNP code simulation software. The system in Compared to other devices are used in light elements analysis such as reactors have smaller volume، higher utilization rate، less pollution and Lower cost. System is used for light element analysis in local and extensive tissues، monitoring of drugs in tissues and etc. Analysis results is given in (6) image.

    Keywords: System design, neutron activation, tissue light elements, MCNP
فهرست مطالب این نویسنده: 9 عنوان
  • جمال امیری
    جمال امیری
نویسندگان همکار
  • دکتر سید پژمان شیرمردی
    : 2
    دکتر سید پژمان شیرمردی
    دانشیار پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای سازمان انرژی اتمی ایران، تهران، ایران
  • دکتر روح الله عادلی
    : 1
    دکتر روح الله عادلی
    مربی فیزیک هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای سازمان انرژی اتمی ایران، تهران، ایران
  • دکتر سیامک درخشان
    : 1
    دکتر سیامک درخشان
    استادیار رشته پزشکی هسته ای، گروه رادیوتراپی، دانشکده پیراپزشکی، دانشگاه علوم پزشکی کردستان، سنندج، ایران
بدانید!
  • این فهرست شامل مطالبی از ایشان است که در سایت مگیران نمایه شده و توسط نویسنده تایید شده‌است.
  • مگیران تنها مقالات مجلات ایرانی عضو خود را نمایه می‌کند. بدیهی است مقالات منتشر شده نگارنده/پژوهشگر در مجلات خارجی، همایش‌ها و مجلاتی که با مگیران همکاری ندارند در این فهرست نیامده‌است.
  • اسامی نویسندگان همکار در صورت عضویت در مگیران و تایید مقالات نمایش داده می شود.
درخواست پشتیبانی - گزارش اشکال