یاسر کاسه ساز
پژوهشگر
[ 1 ] - بازیابی طیف نوترون با استفاده از کد MCNPX و الگوریتم تکرار کد SAND-II
در استفاده از چشمه نوترونی برای کاربردهای مختلف دانستن طیف این چشمه بسیار مهم است. یکی از روش های رایج برای اندازه گیری طیف انرژی نوترون روش فعال سازی پولک های آستانه‌ای و استفاده از کدهای بازیابی طیف نظیر SAND-II است. از محدودیت های این کد این است که هندسه چشمه و محیط آزمایش پرتوگیری پولک‌ها در آن قابل تعریف نیست. در این مطالعه، برای حذف این محدودیت ها، با استفاده از ترکیب الگوریتم تکرار موجود...
[ 2 ] - امکان سنجی تجربی و تئوری استفاده از اتاق درمان موجود در راکتور تحقیقاتی تهران در نوترون درمانی
در حال حاضر راکتور تحقیقاتی تهران تنها چشمه نوترونی موجود در کشور است که می تواند در نوترون درمانی مورد استفاده قرار گیرد. در این مطالعه امکان استفاده از اتاق درمان موجود در ساختمان راکتور ارائه خواهد شد. امکانسنجی با توجه به الزامات ارائه شده از سوی آژانس بین المللی انرژی اتمی بصورت تئوری و تجربی صورت گرفته است که شامل بررسی امکان بهره برداری از قلب راکتور در قسمت شرقی استخر، اندازه گیری طیف ن...
[ 3 ] - طراحی و ساخت یک سیستم جدید پرتونگاری نوترونی در رآکتور تحقیقاتی تهران
In order to achieve a thermal neutron beam for neutron radiography applications, a new neutron collimator has been designed, installed and characterized at Tehran Research Reactor (TRR). TRR is a 5 MW, open pool and light water coolant reactor with seven beam tubes. Neutron collimator that is an important part of neutron radiography system was installed in the six inch E beam tube. Collimator d...
[ 4 ] - ارزیابی دز مؤثر بیمار در نوترون-درمانی مغز با باریکه نوترونی راکتور تهران
An epithermal neutron beam has been designed for Boron neutron Capture Therapy (BNCT) at the thermal column of Tehran Research Reactor (TRR) recently. In this paper the whole body effective dose, as well as the equivalent doses of several organs have been calculated in this facility using MCNPX Monte Carlo code. The effective dose has been calculated by using the absorbed doses determined for e...
[ 5 ] - امکان سنجی درمان تومورهای سطحی با استفاده از باریکه نوترونی راکتور تحقیقاتی تهران به روش نوترون درمانی با بور
In Boron Neutron Capture Therapy (BNCT), the patient is injected with a tumor localizing drug containing a boron-10 compound. Then the tumor region is irradiated with an appropriate neutron beam. Lethal dose deposited by 10B (n, α)7Li reaction products cause destruction of the tumor cell. Recently, a lot of efforts have been done for the use of Tehran Research Reactor (TRR) for BNCT and a...
[ 6 ] - Calculation and evaluation of the vital head organs dose during Neutron Therapy in Tehran Research Reactor using Zubal phantom
In the recent years some studies has been done to consider the capability of Tehran Research Reactor for Boron neutron capture therapy (BNCT). The purpose of this study is to evaluate the sensitive organs dose during the treatment of patient with deep brain tumor by TRR. The calculation has been carried out using the Monte Carlo code MCNPX for ZUBAL head and neck phantom. The method was tested ...
[ 7 ] - Evaluation of gray scale changes of CBCT system images in different axis using the DICOM file
The images of dental CBCT imaging systems used in conic shaped beams, stored in the DICOM format, have various applications in the dentistry, including bone density estimation to select the location of the orthodontic implant, bone loss detection and etc. In these systems, unlike CT imaging systems, the resulting images exhibit gray-scale non-uniformity in each of the different axis in FOV. Thi...
[ 8 ] - ارزیابی غیرمخرب میلههای سوخت هستهای با استفاده از روش پرتونگاری نوترونی در رآکتور تحقیقاتی تهران
سه میلهی سوخت هستهای تازه که حاوی قرصهایی با غنای مختلف و ابعاد متفاوت در درون لولههای زیرکنیمی بودند، در رآکتور تحقیقاتی تهران مورد آزمون پرتونگاری نوترونی قرار گرفتند. برای کسب اطلاعات ساختار داخلی میلههای سوخت از دو روش متفاوت ثبت تصویر مبتنی بر استفاده از فیلم تک لایهی پرتونگاری و صفحهی تصویر فسفرسان استفاده شد. با استفاده از تصویرهای نوترونی حاصل از این آزمون، ارزیابیهای کمّی و کیفی...
[ 9 ] - Estimation of neutron effective dose from DD and DT neutron generators and the design of appropriate shield for standing user
Neutron Generators (NG) are used as a neutron source for different applications. During recent years, major efforts are underway to develop a high yield compact NG. In this way, radiation protection aspects need to be considered during the operation of these high yield NGs. In this paper the neutron effective dose of a NG operator has been calculated using MCNPX Monte Carlo code. The results sh...
[ 10 ] - Investigation of metal hydrides applicability as neutron moderator and shielding by MCNPX
In this research, the applicability of several metal hydrides as neutron moderator and shielding for D-D fusion sources has been investigated by MCNPX code. The results have been investigated in three steps to find the materials with lower thermal, fast and total neutron fluxes than conventional shielding materials. The results show relative advantages of LaNi5H6, VH, TiH2, TaH, Mg (BH4)2, YH2,...
[ 11 ] - Radiation Safety Assessment of the New Neutron Radiography System at Tehran Research Reactor
Recently, a new Neutron Radiography (NR) beam line has been designed, constricted, installed and tested based on the use of E-beam tube of Tehran Research Reactor (TRR). Initial tests have been shown that the system can be used for different samples and purposes such as nuclear plates and rods fuels. For this end the system need a suitable irradiation room which should be installed at the NR b...
Co-Authors