Nötron dozimetrisinde MGB2 filtreli BeO dozimetrelerin kullanılabilirliğinin araştırılması

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.