Theses supervised by Prof. Dr. Başar Şarer
10 theses · Gazi University, İnönü University
Derin yerleşimli ve farklı doku ortamları için üç boyutlu konformal radyoterapi ile yoğunluk ayarlı radyoterapi tedavi tekniklerinin doz dağılımlarının ve doz volüm histogramlarının karşılaştırılması
Prostat kanseri tedavisinde radyoterapinin önemli bir yeri vardır. Tedavide kullanılan radyoterapi teknikleri çeşitlidir. Üç boyutlu konformal radyoterapinin (3BKRT) gelişmiş bir formu olan yoğunluk ayarlı radyoterapi (YART) tekniği ile tümör dozunun arttırılması sağlanarak kritik organların alacağı doz azaltılabilmektedir. Necmettin Erbakan Üniversitesi Radyasyon Onkolojisi Anabilim Dalı? nda prostat kanseri nedeni ile postoperatif radyoterapi uygulanan 10 hasta deneysel çalışmaya dahil edildi. Tüm hastalara iki farklı radyoterapi tekniği ile plan yapıldı: YART ve 3BKRT. İki farklı tedavi planı, hedef hacim ve kritik organların almış olduğu dozlar açısından doz volüm histogramları (DVH) ile karşılaştırılmıştır. Tüm hastaların supin pozisyonunda mesanesi dolu rektumu boş olacak şekilde 3 mm kesitler ile bilgisayarlı tomografi (BT) görüntüleri alınmıştır. BT kesitleri Eclips tedavi planlama sistemine (TPS) aktarılmıştır. Tüm hastalar için hedef hacim ve kritik organlar ( rektum, mesane, sağ ve sol femur başı, penil bulb) konturlanmıştır. 3BKRT tekniği için 18 MV foton enerjisi, YART tekniği için 6 MV foton enerjisi kullanılmıştır. Hedef hacim ve risk altındaki organların DVH ile elde edilen veriler SPSS programı ile analiz edilmiştir. Sonuçta prostat kanseri nedeni ile postoperatif radyoterapi uygulanan hastalarda hedef hacimde daha homojen bir doz sağlaması ve kritik organlardaki dozu azaltması nedeni ile YART tekniği 3BKRT tekniğinden daha üstün olduğu tespit edilmiştir.
Monte carlo tekniği kullanılarak 1, 3 ve 5 GeV enerjili pionlar için hızlandırıcı güdümlü sistemde nötronik hesaplamalar
Sistem; doğal kurşun bir hedef, demet penceresi, kritik altı kor, yansıtıcı ve yapı malzemesinden oluşmuştur. Hızlandırıcı Güdümlü Sistem (HGS) kullanılarak 1, 3 ve 5 GeV gelme enerjili ve 10 mA akım şiddetine sahip pion demetleri 20 cm yarıçaplı ve 70 cm yüksekliğe sahip doğal kurşun hedefe yönlendirilmiştir. Demet penceresi ve yapı malzemesi paslanmaz çelikten yapılmıştır. Kritik altı korun etrafı grafitten yapılmış yansıtıcı ile çevrilmiştir.Bu enerjiler için pion başına üretilen parçacık sayısı (çoğaltma faktörü) ve demet penceresindeki gaz üretimi hesaplanmıştır. Hedefte ve demet penceresinde akı dağılımları ve depolanan ısı (heating) hesaplanmıştır. Demet yolunda; demet penceresinde; hedefin üst ve yan yüzeylerinde nötron kaçağı hesaplanmıştır. Hesaplamalar MCNPX bilgisayar programı kullanılarak gerçekleştirilmiştir.
Monte carlo tekniği kullanılarak 1, 3 ve 5 GeV enerjili protonlar için hızlandırıcı güdümlü sistemde nötronik hesaplamalar
Bu çalışmada, Hızlandırıcı Güdümlü Sistemde 1, 3 ve 5 GeV lik enerjiye sahip proton demeti 5,3 cm yarıçaplı paslanmaz çelik bir silindirik borudan, 70 cm uzunluğunda 20 cm yarıçapında doğal kurşun hedefe yönlendirilmiştir. 230 cm yarıçap ve 460 cm yüksekliğe sahip silindir şeklindeki Reaktör kabı grafitten yapılmış 40 cm kalınlıklı yansıtıcı ile içten sarılmıştır. Zırh ve yapı malzemesi olarak 2 cm kalınlığında (HT9) dan yapılan özel bir paslanmaz çelik ve soğutucu olarak da sıvı sodyum kullanılmıştır. Bu sistemdeki 1, 3 ve 5 GeV enerjili proton demeti için MCNPX bilgisayar programı kullanılarak proton başına üretilen parçacık sayıları, enerjiye, yarıçapa ve yüksekliğe bağlı parçacık akıları, nötron kaçağı, ısı depolanması ve gaz üretimi hesaplamaları yapılmış ve hesaplamalar sonucu elde edilen veriler analiz edilmiştir.
Monte Carlo Tekniği kullanarak doğal Fe, W ve Pb elementleri için 0?150 MeV enerji aralığında gaz üretimi ve DPA'nın hesaplanması
Nükleer reaktörlerde yapı malzemesi olarak kullanılan Fe ve Hızlandırıcı Güdümlü Sistemlerde hedef olarak kullanılan W ve Pb elementlerinde nötronların sebep olduğu radyasyon hasarını hesaplamak için bu elementler, merkezinde 150 MeV enerjili noktasal nötron kaynak bulunan ve yarıçapı 15 cm olan küre olarak seçildi. Kaynaktan salınan nötronlar ve bu kaynak nötronların meydana getirdiği ikincil nötronların oluşturduğu (n,p), (n,d), (n,t), (n,3He), (n,?) çekirdek reaksiyonlarında toplam proton, döteryum, trityum, 3He ve alfa üretimi ve atom başına yer değiştirme (dpa) 0-150 MeV enerji aralığında MCNPX.250 Nükleer Program kullanarak hesaplandı. Hesaplamalarda ENDF/B-VII, JENDL-3.3, JEFF-3.0, JEFF-2.2, BROND-2.2 ve CENDL-2 Değerlendirilmiş Veri Dosyaları (ENDF) kullanıldı. Beş farklı kütüphaneden alınan tesir kesitleri kullanılarak bulunan sonuçlar birbirleriyle kıyaslandı.
Ta, W, Pb, Bi, Th, Pa, U ve Pu elementlerin 0-20 MeV enerji aralığındaki nötronlarla oluşturulan reaksiyon tesir kesitlerinın hesaplanması
Bu çalışmada 181Ta, 182W, 183W, 184W, 186W, 204Pb, 206Pb, 207Pb, 208Pb, 209Bi, 232Th, 231Pa, 235U, 238U, 239Pu izotopları 1?20 MeV gelme enerjili nötronlarla oluşturulan nükleer reaksiyon (n, ), (n,2n), (n,p), (n, ) tesir kesitleri, denge ve denge öncesi reaksiyon modelleri kullanılarak hesaplandı. Elde edilen sonuçlar Literatürdeki deneysel verilerle karşılaştırarak nükleer modellerinin uygunluğu tartışıldı. Hesaplamalar için ALICE/ASH ve CEM03.01 bilgisayar programları kullanıldı. ALICE/ASH programıyla tesir kesiti hesaplamalarında nükleonların denge öncesi durumu için Hibrit veya Geometrik Bağımlı Hibrit Model ve denge durumu için Weisskopf-Ewing Model kullanıldı. CEM03.01 hesaplamalarında ise nükleonların denge öncesi durumu için Çığ Eksiton Model kullanıldı.
Monte Carlo yöntemi kullanılarak hızlandırıcı güdümlü sistemde bazı aktinitlerin dönüşümü ve enerji elde edilmesi
Elektrik enerjisi elde etmek için nükleer güç reaktörlerinin işletilmesi sonucunda nükleer atık meydana gelir. Nükleer atıktan kurtulmanın bir yolu Hızlandırıcı Güdümlü Sistemlerin (HGS) korunda yakıt olarak dönüştürmektir. HGS, doğal kurşun bir hedef, demet penceresi, kritikaltı kor, yansıtıcı ve yapı malzemesinden oluşmuştur. Reaktör koruna minör aktinit yüklenmiştir ve hızlandırıcıdan gönderilen yüksek enerjili protonlar bir parçalanma nötron kaynağına gönderilmiştir.Nötronlar parçalanma hedefinde yüksek enerjili lineer hızlandırıcıdan gelen protonların yardımıyla üretilir ve korda fisyon reaksiyonu meydana gelir. Tasarlanan sistemde elde edilen yüksek nötron akıları 237Np, 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu, 241Am, 242Am, 243Am çekirdeklerini dönüştürmek için kullanıldı. Korda bulunan yakıt demetleri için altıgen bir örgü kullanıldı. Sistemde bulunan 70 cm uzunluğunda, 20 cm yarıçapında doğal kurşun hedefe 1 GeV enerjili ve 10 mA'lik proton demeti 5,3 cm yarıçaplı bir boşluktan gönderilmiştir. Protonlar düzgün olarak 3 cm yarıçaplı bir demet halinde dağılmıştır. Kor 2,3 m yarıçap ve 4,6 m yüksekliğe sahip silindirik bir yapıdadır. Ana kap duvar kalınlığı 2 cm'dir. Reaktör kabı grafitten yapılmış 40 cm kalınlıklı yansıtıcı ile çevrelenmiştir. Hedef ve proton demeti dikey ekseni, reaktör kabı ekseni ile aynıdır. Yapı malzemeleri ve demet penceresi paslanmaz çelik (HT9) yapısındaki aynı materyalden yapılmıştır.LAHET ve MCNP kodlarının birleştirilerek oluşturulmuş ve bir Monte Carlo kodu olan MCNPX hesaplamalarda kullanıldı. Önemli kor elemanları için MCNPX'de kullanılan belirli bir sıcaklığa ait tesir kesiti datası NJOY99 kodu tarafından üretildi.Bu tezde incelenen nötronik parametreler; parçalanma nötron ürünleri, parçalanma nötronlarının enerji dağılımı, ısı depolanması ve minör aktinitlerin dönüşüm oranıdır.
Bazı ağır çekirdeklerin (n,f) tesir kesitlerinin hesaplanması
Bu çalışmada 230,232Th, 231-233Pa, 234-238U ve 236-244Pu çekirdeklerinin fisyon tesir kesitleri hesaplandı. Hesaplanan fisyon tesir kesitleri deneysel değerlerle karşılaştırıldı. Hesaplamalar için ALICE-ASH ve CEM95 bilgisayar programları kullanıldı. Hesaplamalar 1-20 MeV gelme enerjili nötronlarla gerçekleştirildi. CEM95 ile yapılan hesaplamalarda her bir çekirdek için seviye yoğunluğu parametrelerinin (IFAM) tüm sistematikleri kullanıldı. CEM95 programıyla fisyon hesaplamalarında tek hörgüçlü fisyon engeli (NHUMP) sistematiği kullanıldı. Ayrıca CEM95 hesaplamalarında makroskobik fisyon engel (IB) için ve fisyon engelinin uyarılma enerjisine bağımlılığını (IBE) ifade etmek için Barashenkov ve arkadaşlarının sistematikleri kullanıldı. ALICE-ASH hesaplamalarında ise nükleonların denge öncesi durumu için hibrid veya geometrik bağımlı hibrid model ve denge durumu için Weisskopf-Ewing model kullanıldı. ALICE-ASH ile yapılan hesaplamalarda dönme sonlu aralık fisyon engeli ve dönme sıvı damlası engeli sistematikleri kullanıldı.
Radyoterapide kullanılan aynı marka iki lineer hızlandırıcı cihazının foton ve elektron enerjilerinin dozimetresinin karşılaştırılması
Bu çalışmada, General Elektrik Marka Saturne-41 ve Saturne-43 LineerHızlandırıcı cihazlarının, 15 MV foton ve 9 MeV elektron enerjileri içinsimetrik alanlarda %DD, doz profilleri, output ölçümleri yapılarak Target 2planlama sistemine aktarıldı ve izodoz eğrileri çıkarıldı. %DD, doz profilleri sufantomunda, referans ve dmax derinliklerindeki doz verimi ölçümü katıfantomda yapıldı. Bütün bu ölçümler simetrik alanda yapılarak karşılaştırıldı.Sonuç olarak radyoterapide doğru bir tedavi için , her bir lineer hızlandırıcıcihazının aynı marka ve model olsalar bile bütün dozimetrik parametrelerinin(out-put , %DD, SSD, profil v.b.) detaylı bir şekilde ölçülmesinin gerekliolduğu görüldü.Bilim Kodu : 202Anahtar Kelimeler : Elektron,Foton, SSDSayfa Adedi : 106Tez Yöneticisi : Prof. Dr. Başar ŞARER
Yüksek enerjili protonlar ile bombardıman edilen büyük Z'li hedeflerde nötron çığının incelenmesi
Bu çalışmada, Hızlandırıcı Güdümlü Sistemin tasarımı (simülasyonu)MCNPX bilgisayar programı kullanılarak yapılmıştır. Çalışmada 92 cmyarıçaplı, 250 cm yüksekliğinde silindir bir kap kullanılmıştır. Bu kappaslanmaz çelikten yapılmıştır ve et kalınlığı 2 cm'dir. Çalışmada dörtfarklı HGS tasarımı incelenmiştir: Kurşun silindir, kurşun küre, tantalsilindir, tantal küre hedef. Silindir hedefler 15 cm yarıçaplı ve 150 cmyüksekliğindedir. Küre hedeflerin yarıçapı 29 cm'dir. Hedeflerinetrafında sodyum soğutucu bulunmaktadır. Hesaplamalarda nötronüretimi için, hedefe hızlandırıcıdan gelen 1 GeV enerjili ve 10 mAakıma sahip proton demetleri gönderilmiştir. Hesaplamalarda MCNPXbilgisayar programı kullanılarak hızlandırıcıdan gelen proton başınaüretilen nötron sayısı, hedefteki ve hedefle kap arasındaki bölgedeproton ve nötron akıları, heating ve DPA hesaplanmıştır.Bilim Kodu : 218Anahtar Kelimeler : Hızlandırıcı Güdümlü Sistem, spallation,MCNPXSayfa Adedi : 84Tez Yöneticisi : Prof. Dr. Başar ŞARER
Monte Carlo Tekniği kullanılarak bir füzyon-fisyon hibrit reaktöründe üç boyutlu nötronik hesaplamalar
Bu çalışmada, ENDF kütüphanelerinin nötronik hesaplamalar üzerindeki etkisi incelenmiştir. Çalışmada, APEX füzyon teknolojisinden yararlanılarak bir APEX hibrit reaktörü tasarlanmıştır. Tasarlanan APEX hibrit reaktöründe ikinci sıvı duvar kalınlığı 50 cm ve ilk sıvı duvar, ikinci sıvı duvar, zırh bölgelerinde %10 UF4 ağır metali ile %90 Flibe (Li2BeF4) eriyik tuz karışımından oluşan akışkan kullanılmıştır. Reaktörün ilk sıvı duvardaki nötron duvar yükü 10 MW/m2 ve füzyon gücünün 4 GW değeri için tasarım yapılmıştır.Tasarlanan reaktörün plazma bölgesinde D-T yakıtı kullanıldı. D-T füzyon reaksiyonu sonunda 14,1 MeV enerjili nötronlar açığa çıkmaktadır. 20 MeV'den düşük enerjilerde tesir kesiti için ENDF değerlendirilmiş nükleer veri dosyaları kullanıldığından, yapılan tasarımda tesir kesiti için ENDF/B-VI, ENDF/B-VII, JEFF-3.0, JENDL-3.3, BROND-2.2 ve CENDL-2 nükleer reaksiyon tesir kesiti kütüphaneleri kullanılarak reaktörün ilgili bölgelerindeki nötronik hesaplamalar incelenmiştir.Reaktörün bütün bölgelerinde nötron akısı, depolanan enerji, fisyon enerjisi ve fisyon reaksiyon sayısı hesaplandı. Reaktörün ilk sıvı duvar, ikinci sıvı duvar, zırh bölgelerinde ve bu bölgelerdeki izotoplar için trityum üretim oranı (TBR), enerji çoğaltma faktörü (M), ısı enerjisi, (n,?) reaksiyon sayısı ve bir yıldaki fisil yakıt üretimi hesaplandı. Reaktörün yapısal malzemesi olan çelik bölgesinde ve bu bölgedeki izotoplar için 30 tam güç yılında (FPY) radyasyon hasar parametreleri olan proton üretimi, döteryum üretimi, trityum üretimi, He-3 üretimi, He üretimi ve DPA değerleri hesaplandı.Çalışmada, yapılan nötronik hesaplamaların kullanılan kütüphaneler için birbirine yakın değerler olduğu görüldü. Nötron akısı, depolanan enerji, fisyon enerjisi ve fisyon reaksiyon sayısı değerlerinin plazmadan reaktörün dış bölgesine doğru radyal olarak azaldığı, 1.10-10-20 MeV enerji aralığında değerlerin yüksek enerjilere doğru arttığı görüldü. TBR>1,1 ve M>1,2 şartlarının kullanılan kütüphaneler için sağlandığı, ısı enerjisinin 1.10-10-20 MeV enerji aralığında yüksek enerjilere doğru arttığı, (n,?) reaksiyonunun fisil yakıt üretimi üzerinde etkili olduğu ve 238U fertil malzemesinden 239Pu fisil yakıtının üretildiği görüldü. Yapısal malzemede nötronların (n,p), (n,d), (n,t), (n,3He), (n,He) reaksiyonları yaptığı ve radyasyon hasarı olan DPA oluşumuna neden olduğu görüldü. Üç boyutlu tasarım ve nükleonik hesaplamalar NJOY99 ve MCNPX-2.5.0 Monte Carlo kodu kullanılarak gerçekleştirildi.