Nötron dozimetrisinde MGB2 filtreli BeO dozimetrelerin kullanılabilirliğinin araştırılması
Investigation of the usability of MGB2 filtered BeO dosimeters in neutron dosimetry
Yazar: BARIŞ KAPLAN
Danışman: PROF. DR. SERAP SAFRAN
Ankara Üniversitesi / Nükleer Bilimler Enstitüsü / Medikal Fizik Ana Bilim Dalı / Sağlık Fiziği Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2023
Konu: Fizik ve Fizik Mühendisliği = Physics and Physics Engineering
Dizin: Nötron = Neutron ; Radyasyon fiziği = Radiation physics ; Radyometri = Radiometry ; Termoluminesan dozimetri = Thermoluminescent dosimetry ; Termolüminesans = Thermoluminescence

Özet:
Termal nötron kaynakları içerdiği istenmeyen gama ışınları sonucu nötron-gama karışık alanlarını oluşturur. Nötron-gama karışık alanlarının hasta dozimetrisinde temel hedef; nötronların ve gama ışınlarının doku ile etkileşimleri sonucu hasta dozu bileşenlerinin ayrıştırılarak toplam hasta dozuna katkısının belirlenmesidir. 
Bu tez çalışmasında; karışık nötron-gama alanlarındaki nötronların kaynak çevresindeki materyaller ve doku ile gerçekleşen anlık tepkimeler sonucu doz bileşenleri, doz bileşenlerinin radyobiyolojik etkinlik katsayıları (RBE) ve toplam hasta dozuna katkısı termolüminesans yöntemler ile incelenmiştir. Toplam hasta dozuna gama dozu bileşeni katkısı doku eşdeğeri (Zeff=7,21) BeO dozimetreler kullanılarak belirlenmiştir. Tez çalışması kapsamında öncelikle Thermalox 995 BeO dozimetreler PTW-Hp(10) ve PTW-ISO kalibrasyon fantomları kullanılarak ISO s-137Cs gama kaynağında kalibre edilmiştir. BeO dozimetrelerin 37 GBq aktiviteli 241Am-Be nötron kaynağı ışınlama sisteminin manuel ve pnömatik ışınlama konumlarında ışınlamaları sonucu karışık nötron-gama alanının gama dozu bileşeni doz tepkisi eğrisi belirlenmiştir. Tez çalışmasında katıhal reaksiyon yöntemi ile MgB2 filtreler üretilmiştir. BeO dozimetrelerin nötron-gama karışık alanında MgB2 filtreli ve filtresiz ışınlamaları sonucu; anlık 10B(n,α)7Li tepkimeleri sonucu yayımlanan 0,477 MeV (%93,9) enerjili gama ışınları kaynaklı gama dozu bileşeni katkısı belirlenmiştir. 241Am-Be karışık nötron-gama alanındaki toplam hasta dozuna toplam gama dozu katkısı belirlenmiş; gama dozu, 10B dozu (tedavi dozu), 1H dozu, 14N dozu bileşenleri ve toplam eşdeğer doza katkıları incelenmiştir.

Abstract:
Thermal neutron sources produce neutron-gamma mixed fields due to the undesired gamma rays it contains. The main objective of patient dosimetry in neutron-gamma mixed fields is to separate the dose components due to interactions of neutrons and gamma rays with the tissue.
In this thesis, patient dosimetry of neutrons involving prompt reactions in the tissue resulting as dose components, corresponding radiobiological effectiveness values (RBEs) were investigated with thermoluminescence techniques. The gamma dose component contribution to the total patient dose was measured with tissue-equivalent (Zeff=7,21) BeO dosimeters. Thermalox 995 BeO dosimeters were calibrated with PTW-Hp(10) and PTW-ISO calibration phantoms with ISO s-137Cs gamma-beam irradiator. Gamma-ray dose component of the mixed neutron-gamma field of 37 GBq 241Am-Be neutron sources manual and pneumatic irradiation sites were measured. Magnesium diboride (MgB2) filters were produced by the conventional solid-state reaction method. Dosimeters were irradiated in 241Am-Be mixed neutron-gamma field with and without the produced magnesium diboride (MgB2) filters to measure the gamma-rays (0.477 MeV (93,9%)) dose component in 241Am-Be mixed neutron-gamma field due to prompt 10B(n,α)7Li reactions. Gamma-ray dose component of neutron-gamma mixed field was measured. Gamma-ray dose due to 10B dose, 1H dose and 14N dose contributions to total dose were investigated.