Medikal lineer hızlandırıcı kafasında yer alan düzleştirici filtredeki elementlerin foto-nötron tesir kesitinin incelenmesi

Radyoterapide kullanılan E > 8 MeV enerjili foton demetlerinin medikal lineer hızlandırıcı (LİNAK) kafasında ışın demeti yolunda yer alan düzleştirici filtrelerin içerdiği materyallerin çekirdeği ile gerçekleşen foto-nötron reaksiyonları sonucunda nötronların oluşabileceği bilinmektedir. Planlanan radyasyon dozunun dışında foton demetine kontamine olan nötronlar radyasyondan korunma prensipleri kapsamında önem arz etmektedir. Bu nedenle bu çalışmada LİNAK kafasında yer alan düzleştirici filtredeki elementlerin foto-nötron reaksiyon tesir kesitlerinin farklı nükleer seviye yoğunluğu modelleri kullanılarak hesaplanması ve bu modellerin etkilerinin incelenmesi amaçlanmaktadır. Deneysel sonuçlarla uyumlu olarak ortaya konulan ve en çok geliştirilen fenomenolojik nükleer seviye yoğunluğu ifadesi Bethe tarafından ortaya koyulan Fermi Gaz Modeli’dir. Yaygın olarak kullanılan birçok seviye yoğunluğu modeli Fermi Gaz modelini temel alarak oluşturulmuştur. Bu model, çekirdeğin uyarılmış seviyelerinin eşit aralıklı olduğu ve kolektif seviyelerinin bulunmadığı tek parçacık durumu varsayımına dayanmaktadır. LİNAK’larda bulunan düzleştirici filtreler genel olarak paslanmaz çelikten üretilmektedir. Bu çalışmada yer alan düzleştirici filtrede BS970-304S31 kodlu paslanmaz çelik kullanılmıştır. Düzleştirici filtrede yer alan Fe, Ni ve Mn elementlerinin foto-nötron reaksiyon tesir kesitleri TALYS 1.9 kodu ile fenomenolojik üç farklı nükleer seviye yoğunluğu modeli: Sabit Sıcaklık Fermi Gaz Modeli, Geri Kaydırmalı Fermi Gaz Modeli, Genelleştirilmiş Süperakışkan Modeli kullanılarak hesaplanmıştır. Tesir kesiti hesaplamaları sonucunda her izotop için nükleer seviye yoğunluğu modellerinden en ideal olanlar, IAEA Experimental Nuclear Reaction Data kütüphanesinden alınan deneysel veriler kullanılarak rölatif varyans analizi tekniği ile belirlenmiştir. Belirlenen modeller için tesir kesiti sonuçları deneysel veriler ile grafiksel olarak karşılaştırılmıştır. Model sonuçlarının deneysel veriler ile uyumlu olduğu sonucuna varılmıştır. Deney imkanlarının olmadığı durumlarda bu tarz çalışmalar araştırmacılara bir öngörü sağlaması açısından önemlidirNo sponsorNo sponso

Investigation of level density and gama strength function for photoneutron reaction in medical linacs in beamline

Photoneutron reaction cross-sections of 197Au, 187Re, 186W, 181Ta, 94,95,96,97,98,100Mo isotopes were calculated through the TALYS 1.95 nuclear reaction code. The energy range of the incident photon chosen as 7 MeV–30 MeV corresponded to the range of the giant dipole resonance region, which is also an applicable energy range in radiotherapy for many commercial medical linear accelerators. Calculations were performed using three phenomenological level density models available in code, namely the Constant Temperature Fermi Gas Model, the Back-shifted Fermi Gas Model, and the Generalized Superfluid Model. The most convenient level density model for each reaction was chosen using relative variance calculations. The cross-section calculations were repeated using gamma strength function models, Kopecky-Uhl generalized Lorentzian model, Brink-Axel Lorentzian model, and Goriely's hybrid model and the best level density model was kept constant. The calculated data and the experimental data from the international Experimental Nuclear Reaction Data Library were analysed and compared graphically.No sponso

A new study on (n, p) cross sections in nuclear interactions of neutrons with dysprosium

Yiǧit, Mustafa ( Aksaray, Yazar )Neutron-induced nuclear reaction cross section data on dysprosium (Dy) target material are needed for the development and design of reactors, because of using Dy such as an absorbing material for the control rods in reactors. Furthermore, these data are important in terms of improving the definition of neutron–particle interaction. In this framework, the excitation functions of 156,158,160–164Dy(n, p)156,158,160–164Tb reactions were theoretically calculated using TALYS 1.8 and EMPIRE 3.2 Malta nuclear reaction codes. In addition, effects of different level density models on the reaction cross sections were also investigated. Therefore, the obtained theoretical cross sections are compared with the experimental cross sections found in the literature. Besides, (n, p) cross section systematics, which was proposed in our previous article and in the literature, has been used for obtaining the reaction cross sections at energies of around 14 MeV

Medikal lineer hızlandırıcı kafasında yer alan düzleştirici filtredeki elementlerin foto-nötron tesir kesitinin incelenmesi

Radyoterapide kullanılan E > 8 MeV enerjili foton demetlerinin medikal lineer hızlandırıcı (LİNAK) kafasında ışın demeti yolunda yer alan düzleştirici filtrelerin içerdiği materyallerin çekirdeği ile gerçekleşen foto-nötron reaksiyonları sonucunda nötronların oluşabileceği bilinmektedir. Planlanan radyasyon dozunun dışında foton demetine kontamine olan nötronlar radyasyondan korunma prensipleri kapsamında önem arz etmektedir. Bu nedenle bu çalışmada LİNAK kafasında yer alan düzleştirici filtredeki elementlerin foto-nötron reaksiyon tesir kesitlerinin farklı nükleer seviye yoğunluğu modelleri kullanılarak hesaplanması ve bu modellerin etkilerinin incelenmesi amaçlanmaktadır. Deneysel sonuçlarla uyumlu olarak ortaya konulan ve en çok geliştirilen fenomenolojik nükleer seviye yoğunluğu ifadesi Bethe tarafından ortaya koyulan Fermi Gaz Modeli’dir. Yaygın olarak kullanılan birçok seviye yoğunluğu modeli Fermi Gaz modelini temel alarak oluşturulmuştur. Bu model, çekirdeğin uyarılmış seviyelerinin eşit aralıklı olduğu ve kolektif seviyelerinin bulunmadığı tek parçacık durumu varsayımına dayanmaktadır. LİNAK’larda bulunan düzleştirici filtreler genel olarak paslanmaz çelikten üretilmektedir. Bu çalışmada yer alan düzleştirici filtrede BS970-304S31 kodlu paslanmaz çelik kullanılmıştır. Düzleştirici filtrede yer alan Fe, Ni ve Mn elementlerinin foto-nötron reaksiyon tesir kesitleri TALYS 1.9 kodu ile fenomenolojik üç farklı nükleer seviye yoğunluğu modeli: Sabit Sıcaklık Fermi Gaz Modeli, Geri Kaydırmalı Fermi Gaz Modeli, Genelleştirilmiş Süperakışkan Modeli kullanılarak hesaplanmıştır. Tesir kesiti hesaplamaları sonucunda her izotop için nükleer seviye yoğunluğu modellerinden en ideal olanlar, IAEA Experimental Nuclear Reaction Data kütüphanesinden alınan deneysel veriler kullanılarak rölatif varyans analizi tekniği ile belirlenmiştir. Belirlenen modeller için tesir kesiti sonuçları deneysel veriler ile grafiksel olarak karşılaştırılmıştır. Model sonuçlarının deneysel veriler ile uyumlu olduğu sonucuna varılmıştır. Deney imkanlarının olmadığı durumlarda bu tarz çalışmalar araştırmacılara bir öngörü sağlaması açısından önemlidirNo sponsorNo sponso

Nükleer Tıpta Kullanılan Bakır Radyoizotoplarının Uyarma Fonksiyonlarının TALYS Kodu ile İncelenmesi

60,61,62,64,67Cu radyoizotopları, nükleer tıpta tanı veya terapi amaçlı olarak çeşitli uygulamalar için kullanılır. Bu radyoizotopların geniş yarı ömür spektrumu çeşitli radyofarmasötiklerin tasarımını ve sentezini sağlamaktadır. Kullanılabilirlik ve üretim maliyeti nedeniyle, bakır radyofarmasötiklerindeki araştırma çabaları, esas olarak, bu süreçte tasarlanan üretkenliğin olasılığını gösteren reaksiyon kesitlerinin hesaplanmasına odaklanmıştır. Bu çalışmada bakır radyoizotopların uyarma fonksiyonları, 50 MeV’e kadar parçacık gelme enerjisinde TALYS nükleer reaksiyon kodu kullanılarak reaksiyon tesir kesitlerinin teorik olarak hesaplanması ile araştırılmıştır

Cross section calculations of medical 103Pd radioisotope using α and 3He induced reactions

One of the most popular radioisotopes used in the prostate brachytherapy is Palladium-103 (103Pd). The radioactive plaque is sewn onto the eye as to cover the intraocular tumor shadow with a 2-3 mm margin. These plaques are temporary and radiation is continuously delivered over 5 to 7 days. At the end of treatment, the plaque is removed from eye. In this study, production cross–section calculations of 103Pd radionuclide used in brachytherapy produced by 101Ru(α,2n), 100Ru(α,n), 102Ru(3He,2n) and 101Ru(3He,n) reactions have been investigated in the different incident energy range up to 35 MeV. Twocomponent Exciton model and Generalized Superfluid model of the TALYS 1.6 code used to perform calculations and calculation results were compared with experimental results reported in the literature

Cross section calculations of medical

One of the most popular radioisotopes used in the prostate brachytherapy is Palladium-103 (103Pd). The radioactive plaque is sewn onto the eye as to cover the intraocular tumor shadow with a 2-3 mm margin. These plaques are temporary and radiation is continuously delivered over 5 to 7 days. At the end of treatment, the plaque is removed from eye. In this study, production cross–section calculations of 103Pd radionuclide used in brachytherapy produced by 101Ru(α,2n), 100Ru(α,n), 102Ru(3He,2n) and 101Ru(3He,n) reactions have been investigated in the different incident energy range up to 35 MeV. Twocomponent Exciton model and Generalized Superfluid model of the TALYS 1.6 code used to perform calculations and calculation results were compared with experimental results reported in the literature

Production cross-section calculations of 111In via proton and alpha-induced nuclear reactions

111In , a known gamma emitter, is used for many medical purposes such as imaging of myocardial metastases. It can be produced by using different nuclear reactions. In this study, the reactions of 109Ag(,2n)111In, 111Cd(p,n)111In, 112Cd(p,2n)111In, 113Cd(p,3n)111In and 114Cd(p,4n)111In, which are the production routes of 111In, were investigated. Production cross-section calculations were performed by using equilibrium and pre-equilibrium models of TALYS 1.95 and EMPIRE 3.2 nuclear reaction codes. Hauser–Feshbach Model was appointed in both codes for calculations of equilibrium approximations. Exciton and Hybrid Monte Carlo Simulation (HMS) models were used in the EMPIRE 3.2, whereas Two-Component Exciton and Geometry Dependent Hybrid Model, which is implemented to TALYS code, has been used in the TALYS 1.95 for pre-equilibrium reactions. Also, a weighting matrix of the nuclear models was obtained by using statistical variance analysis. The optimum beam energy to obtain 111In has been determined by using the results obtained from this weighting matrix.This study was supported by The Scientific Research Projects Coordination Unit of Akdeniz University (BAP, FBA-2019-4760)