پیوندهای مفید
اخبار و اعلانات
آمار
| تعداد نشریات | 25 |
| تعداد شماره‌ها | 932 |
| تعداد مقالات | 7,652 |
| تعداد مشاهده مقاله | 12,493,226 |
| تعداد دریافت فایل اصل مقاله | 8,884,854 |
مقاله پژوهشی: طراحی هسته‌ای دستگاه گاماسل خونی با چشمه‌های میله‌ای کبالت-60 برای کاربردهای تحقیقاتی و پزشکی | ||
| فیزیک کاربردی ایران | ||
| دوره 12، شماره 4 - شماره پیاپی 31، دی 1401، صفحه 7-22 اصل مقاله (1.85 M) | ||
| نوع مقاله: مقاله پژوهشی | ||
| شناسه دیجیتال (DOI): 10.22051/ijap.2022.40461.1281 | ||
| نویسندگان | ||
| رضا باقری* 1؛ حسن رنجبر2 | ||
| 1استادیار، مجتمع پژوهشی شمالغرب کشور (بناب)، پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، تهران، ایران | ||
| 2دانشیار، پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، تهران، ایران | ||
| چکیده | ||
| امروزه پرتودهی خون و فرآورده‌های خونی و همچنین سترون‌سازی دارو و مواد زیستشناختی بکار رفته در صنعت پزشکی در کشورهای پیشرفته و برخی از کشورهای در حال توسعه در حال انجام است. بدین منظور بیشتر از دستگاههای پرتودهی درون کار با حفاظ خشک و شامل چشمه‌های سزیم-137 یا کبالت-60 با اکتیویته تا 3 کیلوکوری به نام گاماسل‌های خونی استفاده می‌شود. در این پژوهش تلاش شد تا با بهره‌گیری از کد MCNPX محاسبات مربوط به طراحی هسته‌ای دستگاه گاماسل خونی با استفاده از چشمه‌های میله‌ای کبالت-60 در دو بخش منحنی‌های ایزو دز و حفاظ‌گذاری آن برابر استانداردهای پذیرفته‌شده بین‌المللی انجام گیرد. مقدار یکنواختی دز درون محفظه پرتودهی حدود 2 و میزان آهنگ پرتوگیری در فاصله 5 سانتی‌متری از سطح دستگاه گاماسل حدود 36 میکروسیورت بر ساعت و پایین‌تر از حد مجاز محاسبه شد. نتایج نشان دادند که منحنی‌های ایزو دز به درستی متقارن بوده و میزان دز دریافتی در نزدیک چشمه‌های میله‌ای کبالت-60 افزایش یافته است. همچنین با دور شدن از میله‌ها و نزدیک شدن به محور استوانه محفظه پرتودهی، میزان دز کاهش یافته است. افزون بر این، نتایج نشان دادند که حفاظ سربی طراحی شده با ضخامت متوسط 30 سانتی‌متر به راحتی در برابر پرتوهای گاما سدی ایجاد کرده است. از دیدگاه فیزیک بهداشت، استفاده از دستگاه گاماسل خون با چنین ویژگیهایی هیچگونه خطر پرتوگیری را متوجه کارکنان نخواهد کرد. | ||
| کلیدواژه‌ها | ||
| گاماسل خونی؛ کبالت-60؛ حفاظ گذاری؛ نسبت یکنواختی دز؛ MCNPX | ||
| عنوان مقاله [English] | ||
| Research Paper: Nuclear Designing of a Blood Irradiator Facility for Research and Medical Applications Using Cobalt-60 Line Sources | ||
| نویسندگان [English] | ||
| Reza Bagheri1؛ Hassan Ranjbar2 | ||
| 1Assistant Professor, Northwest Research Complex (Bonab), Radiation Applications Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, Tehran, Iran. | ||
| 2Associate Professor, Nuclear Fuel Cycle Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, Tehran, Iran | ||
| چکیده [English] | ||
| Nowadays, the irradiation of blood and blood products, as well as sterilization of pharmaceuticals and biological materials used in the medical industry, are being carried out in developed countries and some developing countries. Usually for this purpose, self-contained dry source storage irradiators containing cesium-137 or cobalt-60 gamma ray sources with activity up to 3 kCi are used as blood irradiator facilities. In this research, an attempt was made to use the MCNPX code to perform the calculations related to the nuclear design of a blood irradiator facility using cobalt-60 line sources in two parts of iso-dose curves and shielding according to internationally accepted standards. The dose uniformity ratio inside the irradiation chamber was about 2 and the external dose rate at a distance of 5 cm from the surface of the gamma cell device was about 36 µSv/h and below the allowable limit. The results showed that the iso-dose curves were completely symmetric and the delivered dose increased near the cobalt-60line sources while decreasing as the distance away from the line sources and closer to the cylindrical axis of the irradiation chamber. In addition, the results showed that the designed lead shield with an average thickness of 30 cm easily blocks the gamma rays and in terms of health physics, working with such a blood irradiator will not pose any risk of radiation to employees. | ||
| کلیدواژه‌ها [English] | ||
| Blood Irradiator, Cobalt-60, Shielding, Dose Uniformity Ratio, MCNPX | ||
| مراجع | ||
|
[1] International Atomic Energy Agency (IAEA), Effects of ionizing radiation on blood and blood components: A survey. IAEA-TECDOC, No. 934, 1997. [2] Janatpour K., Denning L., Nelson K., Betlach B., Mackenzie M., Holland P., “Comparison of X-ray vs. gamma irradiation of CPDA-1 red cells”, Vox Sang. 89, 215-9, 2005. [3] Gómez-Simuta Y., Parker A., Cáceres C., Vreysen M.J.B., Yamada H., “Characterization and dose-mapping of an X-ray blood irradiator to assess application potential for the sterile insect technique (SIT)”, Appl. Radiat. Isot. 176, 109859, 2021. [4] Soliman K., Adili M., Alrushoud A., “Radiation dose verification of an X-ray based blood irradiator using EBT3 radiochromic films calibrated using Gamma Knife machine”, Rep. Pract. Oncol. Radiother. 24, 369-374, 2019. [5] Aparecido Olivo R., Vinícius da Silva M., Bernadelli Garcia F., et al., “Evaluation of the effectiveness of packed red blood cell irradiation by a linear accelerator”, Rev. Bras. Hematol. Hemoter. 37, 153–159, 2015. [6] American Society for Testing and Materials standards, ISO/ASTM 51939:2017 Practice for blood irradiation dosimetry, 2017. [7] Roback J., Rae Combs M., Grossman B., Hillyer C. “Technical Manual. 16th ed. Bethesda: AABB”, p.213, 2008. [8] Anderson K.C., Goodnough L.T., Sayers M., et al., “Variation in blood component irradiation practice: implications for prevention of transfusion-associated graft-versus-host disease”, Blood 77, 2096-102, 1991. [9] Best Theratronics, 413 March Road Ottawa, ON K2K OE4 Canada, All Gammacells now made by: Nordion sold its Research Irradiator, 2008. [10] Barnard S.G.R., Ainsbury L., Daniels T., Eakins J.S., “Alternatives to Cesium irradiators for biological sciences research and blood transfusion services”, Centre for Radiation, Chemical and Environmental Hazards, Public Health England, Contract Report CRCE-RED-001-2020, 2020. [11] Fathollahi H., Ahari Mostafavi H., Majd F., “Investigation for possibility of extension of irradiation domain for Issledovatelj gamma-cell facility to lower doses”, J. Nucl. Sci. Tech. 31, 43-46, 2004. (In Persian) [12] Balkanian N., Yeganeh M., Karamati Farhood R., “Nuclear design of Gamma-cell irradiation system with total activity of 24kCi using MCNP4C code”, Proceeding of 21th nuclear conference of Iran, Isfahan university, Isfahan, 25-26 Feb, 2016. (In Persian) [13] Balkanian N., Amir Alayi S., Yeganeh M., Karamati Farhood R., “Thermal analysis of Gamma-cell irradiation system using MCNP4C code and ANSYS software”, Proceeding of 21th nuclear conference of Iran, Isfahan university, Isfahan, 25-26 Feb, 2016. (In Persian) [14] Bagheri, R., Adeli, R., “Gamma-ray shielding properties of phosphate glasses containing Bi2O3, PbO, and BaO in different rates”, Radiat. Phys. Chem. 174, 108918, 2020. [15] Production association, MAYAK. “Ionizing sources and bulk isotopes”, State atomic energy corporation, 31 Lenin St., Ozyorsk, Chelyabinsk Region, Russia, 2020. [16] Bagheri, R., Moghaddam, A.K., Yousefi, A., “Gamma-ray shielding study of light to heavy weight concretes using MCNP-4C code”, Nucl. Sci. Tech. 28, 1–8, 2017. [17] Pelowitz, D.B., “MCNPXTM User’s Manual”, Version 2.6.0, Report LA-CP-07-1473, Los Alamos, NM: Los Alamos National Laboratory, 2008. [18] https://www.nordion.com/wp-content/uploads/2014/10/GT_Presentation_Risk_Mitigation.pdf [19] ANSI, American National Standards Institute, Inc., Safe Design and Use of Self-Contained, Dry Source Storage Irradiators (Category I). Health Physics Society, ANSI/HPS N43.7, 2007. | ||
|
آمار تعداد مشاهده مقاله: 610 تعداد دریافت فایل اصل مقاله: 546 |
||