گالیم-68 یکی از رادیوایزوتوپ های مهم گسیلنده پوزیترون است که در تصویر برداری pet برای تشخیص تومور و بافت سرطان در پزشکی هسته ای مورد استفاده قرار می گیرد. در این پروژه تابع برانگیختگی گالیم-68 توسط دو کد محاسباتی alice-91 وtalys-1.0 برای واکنش های هسته ای 68zn(p,n)68ga، 68zn(d,2n)68ga، 70zn(p,3n)68ga و 65cu(α,n)68ga بررسی شده است. پارامترهای تولید گالیم-68(ضخامت هدف مورد نیاز و بازده تولید گالیم-68) برای واکنش های هسته ای ذکر شده، تعیین گردید. بهترین واکنش با توجه به شرایط موجود و پارامترهای تولید محاسبه شده، انتخاب گردید. جهت آماده سازی هدف، آبکاری روی در حمام سیانیدی انتخاب و با آزمایش های متعدد بهترین شرایط آبکاری (دما، ph، شدت جریان و میزان ترکیبات حمام) تعیین شد. برای 2/7 گرم در لیتر اکسید روی، 7/1 گرم در لیتر سیانید پتاسیم و 11/1 گرم در لیتر هیدروکسید پتاسیم در دمای 40 درجه سانتیگراد، ph 14-13 و چگالی جریان 8/55 میلی آمپر در سانتی مترمربع نیاز است. بازده جریان این حمام 89% می باشد. روش های مختلف جداسازی گالیم از روی و مس مطالعه و در بین آنها روش رسوب دهی انتخاب و انجام شد و بهترین شرایط تعیین گردید. در پایان گالیم-68 تحت واکنش مستقیم 68zn(p,n)68ga طی یک مرحله تولید گردید. هدف روی-68 با شدت جریان باریکه پروتونی 150 میکروآمپر به مدت 15 دقیقه بمباران شده و پس از انحلال، گالیم-68 تولید شده از ناخالصیهای غیر ایزوتوپی به وسیله ستون کروماتوگرافی جدا گردید.

قدرت تصویربرداری pet از یک سو و وجود انواع متنوع ترکیبات نشاندار شده توسط tc-99m از سوی دیگر، لزوم تلاش برای تولید رادیوایزوتوپ تکنسیوم که برای استفاده در pet مناسب باشد را بخوبی نشان می دهد. رادیونوکلید tc-94m با فراوانی پوزیترون نسبتاً بالا (72%) و انرژی پوزیترون متوسط (mev 2.47)و نیمه عمر مناسب (52 دقیقه)؛ برای استفاده در سیستم تصویربرداری pet بسیار مورد توجه است. برای بدست آوردن بهترین واکنش تولید tc-94m و تعیین شرایط بهینه آن، سطح مقطع واکنش های مختلف، با استفاده از کد talys مورد بررسی قرار گرفت و بهره تولید هر یک از این واکنش ها نیز محاسبه شد. واکنش mo-94(p,n)tc-94m با بهره تولید 3465.3mbq/μah در بازه انرژی ep=15mev→5mev و میزان آلودگی ایزوتوپی tc-94g برابر 8.1%، tc-93m معادل با 0.6% و tc-93g مساوی با 2.1%، به عنوان مناسبترین فرایند برای تولید انتخاب شد. برمبنای توان ایستانندگی محاسبه شده توسط کد srim، ضخامت لایه هدف تحت تابش °6 برای mo برابر μm 41.71و برای moo3 برابر μm 97.17 است. طراحی هدف با استفاده از روش رسوب نشانی و از طریق رسوب دهی اکسیدمولیبدن و پودر فلزی مولیبدن برروی زیرلایه مسی انجام پذیرفت. تمامی لایه های تهیه شده از نظر کیفیت چسبندگی، یکنواختی، تست شکحرارتی و در پاره های از موارد ریخت شناسی لایه ها مورد بررسی قرار گرفتند. هدفِ حاوی پودر فلز مولیبدن، به مدت 48 دقیقه مورد تابش پروتون با انرژی mev 15 و جریان μa 20 قرار گرفت. میزان اکتیویته و بهره تولید رادیوایزوتوپ های موجود در نمونه تابش دهی شده با استفاده از طیف سنج گامای hpge اندازه گیری شد.

منگنز-52 با نیمه عمر6/5 روز با واپاشی گیراندازی الکترون به میزان 63 % و با واپاشی پوزیترون به میزان 27 % به ایزوتوپ ناپایدار کروم-52 تبدیل می شود. این رادیوایزوتوپ به طور وسیعی در تحقیقات کشاورزی و فیزیولوژی و نیز گاهاً در پزشکی هسته ای مورد استفاده قرار می گیرد. در پروژه حاضر، امکان سنجی تولید رادیوایزوتوپ منگنز-52 توسط بمباران پروتونی هدف کروم طبیعی توسط شتابدهنده سیکلوترون با استفاده از کدهای محاسباتی هسته ای alice/ash و talyse 1.0 مورد بررسی قرار گرفته شد. با بررسی های انجام شده بر روی نمودارهای حاصل از کدهای محاسباتی هسته ای فوق و با در نظر قرار دادن بازه ی تولید ایزوتوپ های ناخواسته از طریق کانال های مختلف واکنش بازه انرژی بهینه ذره پرتابه (پروتون) به طریقی انتخاب گردید که بیشترین میزان تولید منگنز-52 و کمترین میزان ناخالصی ایزوتوپی و غیرایزوتوپی را داشته باشیم. روش های مختلف طراحی هدف کروم بررسی و آبکاری کروم بر روی زیرلایه مسی به عنوان بهترین روش انتخاب شد. ضخامت لایه هدف مربوطه با استفاده از کد محاسباتی srim 2006 محاسبه گردید. آبکاری کروم بر روی زیر لایه مسی در بهترین شرایط برای ایجاد ضخامت مربوطه در حمامی باترکیبات 5/3 الی 4 گرم اسید کرومیک و 20 میکرولیتر اسید سولفوریک در حجمی به میزان 450 سی سی و دمای 40 تا 50 درجه سانتی گراد با جریان 3/1 آمپر انجام شد. بمباران پروتونی هدف آبکاری شده کروم با ضخامت های به ترتیب 91 میکرون و 52 میکرون با انرژی های پرتابه فرودی mev 22 و mev 16 و جریان aµ 150 در مدت زمان یک ساعت انجام یافت. بهره تولید منگنز-52 به ترتیب برابر ah µ/mbq 51/64 و mbq/µah 75/47 بود. جداسازی عناصر کروم و منگنز به منظور حصول محصولی هر چه خالص تر از طریق جداسازی همرسوبی انجام یافت. منگنز به روش رسوب دهی از دیگر محصولات جدا گردید.

وانادیم-48 یکی از رادیوایزوتوپهای مهمی است که به طور گسترده در پزشکی و صنعت مورد استفاده قرار میگیرد. از جمله کاربردهای این رادیوایزوتوپ میتوان به بکارگیری آن در تصویر برداری پزشکی به روش pet اشاره کرد. نیمه عمر بلند و گاماهای پر انرژی باعث شده که v4?به عنوان جایگزین مناسب ge?? در این تصویر برداری انتخاب شود. واکنش natti(p,xn)48v عمدهترین واکنش برای تولید وانادیم-48 میباشد. با توجه به اهمیت این واکنش در مانیتورینگ پارامترهای ذرات باردار و نیز نقش v4? تولید شده، در پزشکی، این واکنش تحت شرایط مختلف ودر بازههای انرژی متفاوت، توسط تعداد زیادی از محققان مورد بررسی قرار گرفته و اکتیویته و بهره تولید وانادیم-48 و سایر رادیونوکلیدهای تولید شده در طی این واکنش به روشهای تجربی تعیین شده است. در این پروژه برای اولین بار به بررسی تولید رادیونوکلید وانادیم-48 از طریق شبیهسازی با استفاده از کد مونتکارلو میپردازیم و مقادیر حاصل از این شبیهسازی را با مقادیر تئوری محاسبه شده با استفاده از کدهای کامپییوتری talys و srim و نیز مقادیر تجربی در دسترس مقایسه میکنیم. همچنین بهره تولید وانادیم-48 را در هر یک از ایزوتوپ های تیتانیم را با استفاده از کد mcnpx محاسبه کرده و مشخص میشود که حداکثر تولید وانادیم-48 در طی واکنش 48ti(p, n)48v روی میدهد. علاوه بر شبیه سازی تولید وانادیم-48 به بررسی و شبیهسازی تولید دیگر رادیوایزوتوپهای حاصل شده در طی واکنش natti(p,xn)48vپرداخته میشود و اکتیویته و بهره تولید شبیه سازیشده این ناخالصیهای رادیواکتیو را با استفاده ازکد mcnpx محاسبه و با مقادیر تئوری دیگر مقایسه میکنیم. بر اساس این مقایسه توافق بسیار خوبی دربین نتایج حاصل از شبیه سازی، مقادیر تئوری و تجربی وجود دارد.

تیتانیم-?? با نیمه عمر 08/3 ساعت که ?? درصد توسط گسیل پوزیترون و ?? درصد توسط گیراندازی الکترون واپاشی می کند، برای توموگرافی گسیل پوزیترون (pet) مناسب است. در این کار تابع برانگیختگی تولید تیتانیم-?? از طریق واکنش های مختلف، با استفاده از کدهای alice/91،alice/ash وtalys-1.0 محاسبه و نتایج تئوری توابع برانگیختگی با نتایج تجربی مقایسه گردیده است. در نهایت واکنش45sc(p,n)45ti در بازه انرژی پنج تا ?? مگا الکترون ولت به عنوان واکنش مناسب انتخاب شده است. بر طبق نتایج محاسبات با کد srim-2012، ضخامت هدف 9/656 میکرو متر بدست آمد. جهت آماده سازی هدف، ??? میلی گرم از پودر اکسید اسکاندیم با استفاده از روش قرصی پرس شده و در داخل محفظه آلومینیومی قرار داده شد. در این پروژه، رادیوایزوتوپ 45ti در پژوهشکده کشاورزی، پزشکی و صنعتی کرج با پرتودهی هدف با ذرات پروتون با انرژی ?? مگا الکترون ولت و جریان ?? میکرو آمپر به مدت ?? دقیقه برای اولین بار تولید شد. بهره تولید رادیوایزوتوپ تولیدی در حدود mbq/?a h 403/3 بصورت تجربی بدست آمد.

در سیستم های آشکارسازی و اندازه گیری تابش های هسته ای، یک چشمه پرتوزا یا مولد تابش های هسته ای و یک دستگاه آشکارسازی وجود دارد که تابش گسیل یافته از چشمه به حجم حساس آشکارساز برخورد کرده و با تولید علامت در آن ثبت می گردد. از لحظه گسیل تابش تا تولید علامت و ثبت آن در سیستم آشکارساز، مسیرها و فرآیندهای متعددی وجود دارد که بخشی از آنها مربوط به آشکارساز و چشمه نبوده و محیط در آن تأثیر به سزایی می گذارد. هوا، دیوار، سقف، کفپوش، اشیاء موجود در محیط و ... جزئی از محیط بوده که ممکن است به عنوان مزاحم عمل کرده و باعث اختلال در داده ها شده و نتایج حاصل را تغییر دهند. نوترون های پراکنده شده به واسطه حضور محیط مادی، میدان نوترونی را تحت تأثیر قرار می دهند. برای دست یابی به میدان نوترونی مشخص و بهینه کردن سهم پراکندگی ناشی از عوامل محیطی روش هایی وجود دارد. حجم آشکارساز، انرژی نوترون، فاصله اجزاء، جنس مواد تشکیل دهنده به ویژه روکش دیوارها از عوامل محیطی تأثیرگذار در پراکندگی نوترون ها است. ما با استفاده از کد مونت کارلوی mcnpx، سهم نوترون های پراکنده شده را در حضور دیوارهای آجری با روکش های مختلف (گچ، کاشی، مرمر و گرانیت) محاسبه نموده ایم. نتایج شبیه سازی نشان می دهد، تاثیر پراکندگی در شار نوترون، در حضور دیوارهایی با روکش گرانیت و گچ به ترتیب بیشترین و کمترین مقدار را دارد.

در این تحقیق ، در ابتدا با پرداختن به روش های مختلف تولید کروم-51 بهترین و کارامدترین واکنش را انتخاب می کنیم. با رسم سطح مقطع واکنش ها بر حسب انرژی ذره فرودی، می توانیم به واکنش شاخص و پارامتر های بهینه واکنش دست یابیم. کدهای مختلفی برای تولید داده های هسته ای وجود دارد که بر اساس مدل های گوناگون هسته ای و بر پایه ی نوع و انرژی ذره ی فرودی و برای هسته های مختلف برنامه نویسی شده اند. در اجرای این پروژه به سه کد alice-91،alice/ash و talys-1.0 اکتفا کردیم. بعد از محاسبه سطوح مقطع و بهره تولید واکنش های مورد نظر، با توجه به امکانات موجود، واکنش مناسب انتخاب و شرایط بهینه ی تولید بررسی شده است. پس از آن به طراحی و ساخت هدفی که بتواند شرایط بهینه و مطلوب واکنش را ارضا کند و با مقاومت بالایی که در برابر اثرات مخرب تابش نشان می دهد، بهترین بهره تولید با بیشینه کاهش هزینه-های ممکن را داشته باشد، می پردازیم. در این تحقیق با توجه به بررسی های به عمل آمده مشخص شد برای هدف ما روشی که بتواند شرایط فوق را فراهم آورد، روش قرصی به همراه محفظه آلومینیومی برای افزایش مقاومت در برابر شدت جریان بالای پروتونی با مدت زمان بمباران زیاد، می باشد. در پایان کار نمونه های هدف آماده شده در گروه پژوهشی پزشکی هسته ای در پژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی کرج توسط شتابدهنده ی سیکلوترون (cyclone-30 ,iba, belgium) بمباران شد. نمونه اول و دوم به ترتیب با استفاده از باریکه پروتونی با شدت های جریان 20 میکروآمپر به مدت یک ساعت و 10 میکروآمپر به مدت پنج ساعت بمباران شد. در ادامه نیز طیف گامای نمونه-های بمباران شده، با دستگاه گاما الکتروسکوپی مشاهده شد. اکتیویته نمونه با بکارگیری روش مرسوم در آزمایشگاه گاما الکتروسکوپی اندازه گیری و در مرحله پایانی وانادیم از رادیونوکلئید کروم-51 جداسازی شد.

اندازه گیری سطح مقطع موثر برخورد نوترون در واکنش(n,?)بامختصات رآکتور تهران جهت محاسبه اکتیویته رادیوایزوتوپ ساماریم تحویلی به مراکز بیمارستانی امری کاملا ضروری می باشد.جهت محاسبه اکتیواسیون با نوترونهای حرارتی و فوق حرارتی بطور همزمان از روش اختلاف کادمیم استفاده می شود.برای پرتودهی نمونه در شار نوترونی جهت جداکردن اکتیواسیون حرارتی و فوق حرارتی، پولک (نمونه) در پوششی از کادمیوم بضخامت 5/0 تا 5/1 میلی متر قرار داده می شود. سطح مقطع جذب کادمیم در انرژی های کم بسیار زیاد بوده، در حدود 0.5 الکترون ولت به سرعت کم می شود.برای ضخا متهای بیش از 0.5 میلی متر عبور نوترونهای حرارتی به مقدار کم صورت می گیرد بنابراین تحت پوشش کادمیم فقط اکتیواسیون نوترونهای فوق حرارتی اندازه گیری می شود.کبالت به عنوان یکی از شاخص های مورد استفاده به عنوان شاهد جهت تعیین شار حرارتی و فوق حرارتی مورد استفاده قرار می گیرد.جهت اندازه گیری تجربی به همراه فیلتر کادمیم طبق قراردادوست کات نرخ واکنش در هر اتم (r)به صورت ذیل بیان می شود r = ?th?th +?epii.در اینجا?thوiبه ترتیب سطح مقطع زیر کادمیم و سطح مقطع فوق کادمیم?thشار نوترونی که بصورت چگالی زمانی نوترون ترمال بوده و?epiشار اپی ترمال می باشدازاطلاعات نسبت کادمیم یک نوکلید شاهد،نسبت شار فوق کادمیم به شار زیر کادمیم تعیین می گردد:c=?th/(i(cr-1))=?epi/?th که برای هر نمونه نسبت cr بصورت cr=(اکتیویته کل)/(اکتیویته باکادمیم) بیان می شود.باداشتن معادله a0= n(?th?th + i?epi) (1-e^(-?tirr وبادرنظرگرفتن ?epi=c?th شار ترمال به دست می اید. بر طبق قراردادوست کات r که به صورت زیرتعرف شده:n?th?eff= rسطح مقطع موثر(?eff)محاسبه می گردد.سطح مقطع های موثرمحاسبه شده برای نمونه 1و2 به ترتیب 3±414و 303±3 بارن می باشد. شود مقادیر محاسبه شده برای سطح مقطع موثر اختلاف فاحشی حاصل شده است که ناشی از مقادیر مختلف شار نوترونهای حرارتی و فوق حرارتی در موقعیتهای مختلف پرتودهی در راکتور می باشد. از آنجایی که موقعیتهای مختلفی در رآکتور تهران جهت پرتودهی نمونه وجود دارد،نسبت شار نوترونهای فوق حرارتی به نوترونهای حرارتی(مقدارc)در هر موقعیت متفاوت بوده وبه همین دلیل اکتیویته های مختلفی برای ساماریم-153 حاصل می گردد. که با دانستن مقادیر متفاوت ?th به ازای هر موقعیت پرتودهی، مقادیر سطح مقطع موثر مخصوص مربوطه بدست آمده وبر اساس آن اکتیویته رادیونوکلید حاصل قابل محاسبه خواهد بود.

چکیده امروزه رادیوایزوتوپ ها نقش اساسی در زندگی روزمره ی بشر دارند و روز به روز بر اهمیت کاربرد آن ها در پزشکی، صنعت و کشاورزی افزوده می شود. یکی از این رادیوایزوتوپ ها، 22na است (94/99درصدi?=، kev 5/1274e?=،kev 1/4788q?=، a 6/2=2/1t) که می تواند طی واکنش های مختلف هسته ای تولید گردد. در این کار، ابتدا مسیرهای ممکن تولید 22na از طریق واکنش های مختلف و با پرتابه ها و هدف های متفاوت بررسی شده است. بدین منظور با استفاده از مدل ها و کدهای هسته ای متفاوت، سطح مقطع واکنش ها محاسبه و با نتایج تجربی مقایسه گردیده است. از بررسی این نتایج واکنش 22ne(p,n)22na به عنوان واکنش برتر برای تولید برگزیده شده است. از آن جایی که هسته ی هدف این واکنش، گاز 22ne است، با استفاده از روش های مونت کارلو و با بهره گیری از کدهای mcnpx و srim به طراحی هدف گازی پرداخته شده است. در پایان، با استفاده از سطح مقطع های محاسبه شده و سامانه ی هدف طراحی گشته، مسیر تولید، همسان با واقعیت آزمایش ها، توسط کد mcnpx شبیه سازی شده و بهره ی تولید محصول پیش بینی گردیده است. برای محک زنی نتایج کار و صحت سنجی آن ها، بررسی ها به تولید رادیوایزوتوپ مهم 123i از طریق واکنش اساسی 124xe(p,x)123i تعمیم داده شده و این واکنش نیز شبیه سازی گردیده است. از مقایسه ی نتایج شبیه سازی های صورت گرفته و نتایج نظری به دست آمده از کدهای talys-1.4 و srim با نتایج تجربی، مشاهده می شود که توافق خوبی وجود دارد.

در این پایان نامه تلاش شد تا امکان تولید رادیوایزوتوپ آهن-55 که پیش از این در مرکز تحقیقات کشاورزی هسته ای کرج تولید شده بود، به وسیله کد مونت کارلوی mcnpx شبیه سازی شده تا میزان مطابقت داده های تجربی با نتایج به دست آمده از کد ارزیابی گردد. با استفاده از قابلیت های فراوان کد، مطالعه دقیق و کم هزینه تولید این رادیوایزوتوپ بررسی شده است. در این تحقیق ابتدا با استفاده از کدهای alice، alice/ash و talys سطح مقطع تولید آهن-55 محاسبه شد و پس از آن با استفاده از کد srim ضخامت بهینه را به دست آوردیم و به کمک برنامه متلب بهره تولید نظری را محاسبه کردیم. در نهایت با استفاده از کد mcnpx فرآیند تولید را شبیه سازی کرده و نتایج به دست آمده را با داده های تجربی مقایسه کردیم.

روی-65 با نیمه عمر 26/244 روز (3/98=ec و 7/1=+?) استفاده گسترده ای در حوزه های پزشکی، صنعت و کشاورزی دارد. در این تحقیق تابع برانگیختگی روی-65 با استفاده از دو کد alice/ash و talys1.4 برای واکنش های هسته ای اصلی که منجر به تولید رادیوایزوتوپ روی-65 می شوند، به دست آمده است و پس از مقایسه با کارهای تجربی، واکنش پروتون با مس-65 به عنوان بهترین واکنش انتخاب شده است که به دلایل اقتصادی مس طبیعی جایگزین مس-65 شد. با استفاده از کد mcnpx به شبیه سازی تولیدهایی که در این زمینه و با استفاده از واکنش مورد نظر انجام گردیده، پرداخته شده است. در این تحقیق ما بهره تولید را باشبیه سازی شرایط تجربی این تولیدها و اعمال پارامترهای تولیدی به کار رفته در آنها به دو روش نیمه شبیه سازی، که براساس حل انتگرال مربوطه می باشد، و روش شبیه سازی مستقیم، که به طور مستقیم از کد حاصل می شود، به دست آورده ایم. برای اینکه مقایسه بهتری بین داده های به دست آمده داشته باشیم با استفاده از خروجی کدهای alice/ash و talys1.4 بهره تولید تئوری را نیز حساب کرده ایم. در نهایت تمام بهره های تولیدی به دست آمده از شبیه سازی را با داده های تئوری و تجربی که از کارهای تولیدی دیگران داشتیم مقایسه کرده ایم.

دیودهای نیمه هادی گزینه مناسبی برایدزیمتری فعال فردی در مقابل تابش های فوتون، نوترون و میدان های آمیخته فوتون و نوترون می باشند و در سال های اخیر مورد توجه قرارگرفته اند. اغلب دزیمترهای فعال فردی فوتون و نوترون با استفاده از آشکارسازهای دیود سیلیکونی ساخته شده اند. دیودهای سیلیکونی حساس به فوتون بوده و برای ایجاد حساسیت نوترونی در آنها از یک لایه مبدل نوترون استفاده می شود.نوترون های فرودی با مبدل برخورد کرده و ذرات بارداری را تولید می نمایند که انرژی خود را در آشکارساز ذخیره کرده و پالس تولید می کنند. در این رساله، سه روش برای دزیمتری نوترون های سریع با استفاده از آشکارسازهای سیلیکونی ارائه شده است: (الف) طیف سنجی پروتون های پس زده، (ب) شباهت تابع پاسخ آشکارساز با تابع تبدیل و (ج) استفاده از لایه تبعیض گر. برپایه این روش ها از شبیه سازی مونت کارلو برای محاسبه پاسخ سیستم های دزیمتری استفاده شده است. فوتون های فرودی با اجزای آشکارساز دیود سیلیکونی برخورد کرده و الکترون هاییرا تولید می نماید کهانرژی خودرا در ناحیه حساس آشکارساز ذخیر کرده و پالس تولید می کنند. برای دستیابی به پاسخ مناسب دزیمتری فوتون در بازه گسترده انرژی، یک فرآیند نرم افزاری برای جبران انرژی ارائه شده است. یک داده برداری گزینشی براساس ارتفاع پالس های تولید شده در آشکارساز برای اندازه گیری معادل دز فوتون استفاده شده است. با استفاده از یک آشکارساز دیود سیلیکون و طراحی خاص مبدل نوترون و همچنینتحلیل داده های آشکارسازی براساس ارتفاع پالس های تولید شده در آشکارساز، پالس های نوترون و فوتون از هم دیگر تفکیک شده و مقادیر معادل دز فوتون و نوترون به صورت جداگانه تعیین می شود.بازهانرژی برای دزیمتری فوتون 3/0 تا 6 مگاالکترون ولت و برای دزیمتری نوترون از انرژیحرارتی تا 12 مگاالکترون ولت است. چشمه های پرتوزای 60co، 137cs، 133ba و241am-be برای انجام آزمایش استفاده شد و نتایج تجربی به دست آمده برای معادل دز فوتون و نوترون توافق نسبتاً خوبی با داده های شبیه سازی داشته و خطای آنهاکمتر از 15% برای فوتون و 25% برای نوترون بودند.

نیتروین-13 یک رادیوایزوتوپ پوزیترون دهنده با نیمه عمر 10 دقیقه از اعضای خانواده ی pet استاندارد است. یکی از وییگیهای این رادیوایزوتوپ این است که امکان آزمایشهای مکرر را بر روی موجود زنده ممکن می سازد. نیتروین-13 معمولا به شکل آمونیاک نشاندارشده با نیتروین-13 مورد استفاده قرار می گیرد. یکی از روشهای مناسب برای تولید آمونیاک پرتودهی پروتون به آب خالص توسط شتابدهنده ی سیکلوترون است. به این معنی که اکسیین-16 با پروتون بمباران شده و ذرات آلفا گسیل می شود، در نهایت نیتروین-13 تولید می شود.آمونیاک نشاندارشده با نیتروین-13 با کاهش نیتریتها و نیتراتها تولید می شود. نیتروین-13 اولین بار توسط یولیو و کوری در سال 1934 تولید شد. تابع برانگیختگی تولید نیتروین-13 با واکنش 16o(p,a)13n توسط کد هسته ای آلیس محاسبه شدو با نتایج تجربی سایر محققین مقایسه شد.در نهایت واکنش 16o(p,a)13n در رنج انریی 8 تا 18 مگاالکترئن ولت به عنوان واکنش مناسب انتخاب شد. آزمایش اول با هدف مایع از جنس طلا با حجم 1/7 میلی لیترانجام شد به علت واکنش یون نیتروین-13 با طلا، ذرات طلا در محصول نهایی مشاهده شد. به همین دلیل طراحی و ساخت هدف مایع جدید از جنس نیوبیم انجام شد. مهمترین وییگی نیوبیم مفاومت بالای شیمیایی آن است. برای افزایش تحمل بار حرارتی در طراحی جدید حجم هدف از 1/7 به 3 میلی لیتر افزایش یافت. جهت آماده سازی هدف، 3 میلی لیتر آب خالص در داخل محفظه ی هدف قرار داده شد. در این پروژه، رادیوایزوتوپ نیتروژن-13 در مرکز تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی کرج با پرتودهی هدف مایع توسط ذرات پروتون با انرژی 17/5 مگاالکترون ولت، جریان 12 میکروآمپر و مدت زمان 20 دقیقه تولید شد. بیشترین بهره ی تولید رادیوایزوتوپ تولیدی در حدود 84/5 میلی کوری بر میکروآمپر ساعت (mci/?ah) به صورت تجربی بدست آمد.

با توجه به اهمیت روزافزون رادیوایزوتوپ¬های pet به¬خصوص فلوئور-18 و نیتروژن-13 در پزشکیهسته¬ای، در این تحقیق هدف مایع جدیدی برای تولید رادیوایزوتوپ¬های petتعریف شده است. تاکنون تولید این دو رادیوایزوتوپ از طریق هدف مایع استاتیک صورت می¬گرفته است که با توجه بهمزیت¬های هدف مایع چرخشیاین تحقیق تعریف شد. میزان حرارت تولید شده توسط پرتوی تابشی نوعی در مایع هدف حین بمباران، با توجه به نمودار تابع برانگیختگی تولید نیتروژن-13 و فلوئور-18 حاصل از کد alice-91 و تعیین برد ذرات فرودی در مایع هدف با اجرای کد srim 2012 در حدود 360 وات تخمین زده شد؛برای برداشت این حرارت زائد از مایع هدف یک مبدل حرارتی مینیاتوری طراحی و ساخته شد. طراحی حرارتی مبدل با کمک نرم-افزار aspen b-jacانجام و نقشه¬ی ساخت آن نیز با استفاده از نرم¬افزار solidworks 2010 کشیده شد. مبدل حرارتی پس از ساخته شدن، به همراه یک پمپ پریستالتیک و دو شیر 3-راه روی یک پنل نصب و در اتاق هدف مایع سیکلوترون کرج در نزدیکترین محل ممکن نسبت به خط باریکه و بدنه¬ی هدف مایع جانمایی شد تا برای تولید نیتروژن-13 استفاده گردد. با افزایش جریان بمباران پروتونی آب خالص جهت تولید نیتروژن-13 از طریق واکنش n13(p, ?)o16 افزایش میزان اکتیویته¬ی محصول تولید شده، محقق شد.

برم-77 یک عضو از خانواده ی رادیوهالوژن ها می باشد که در امر تشخیص و درمان بیماری ها مورد استفاده قرار می گیرد. بیشترین تجمع برم-77 در مغز می باشد و به میزان کمتری در کلیه ها، جگر و مثانه نیز جذب می-شود. رادیوداروهای به دست آمده از برم برای درمان بعضی بیماری ها مثل پارکینسون و پروستات همچنین برای تصویربرداری از کلیه ها به کار می روند. رادیوایزوتوپ برم-77 از بمباران پروتونی سلنیوم در سیکلوترون تولید می شود و بعد از اینکه با ترکیبات مناسبش نشاندار شد به قسمت های مختلف بدن فرستاده می شود. سطح مقطع واکنش های هسته ای مختلف منجر به تولید برم-77 با استفاده از کدهای محاسباتی alice/ash و talys1.0 محاسبه می شود. نمودار سطح مقطع بر حسب انرژی ذره ی فرودی که تابع برانگیختگی نامیده می شود برای واکنش های مختلف رسم می شود. در نمودار تابع برانگیختگی واکنش natse(p,xn)77br بازه ای از انرژی که برای تولید برم-77 مناسب است 14 تا 28 الکترون ولت می باشد. ضخامتی از سلنیوم که برای تامین این افت انرژی لازم است با استفاده از کد srim2006 ، 234 میکرومتر به دست می آید. در این تحقیق سلنیوم با دو روش رسوب نشانی و قرصی برای بمباران آماده شد. هدف سلنیوم آماده شده با روش رسوب نشانی با جریان 20میکروآمپرساعت و هدف آماده شده با روش قرصی با جریان 40میکروآمپرساعت بمباران شدند. بازده تولید در روش رسوب نشانی 500 میکروکوری و بازده تولید با روش قرصی 14میلی کوری به دست آمد. پس از بمباران جداسازی شیمیایی با بازده رادیوشیمیایی 84% انجام شد و برم-77 خالص تولید شد.

دیودهای نیمه هادی گزینه مناسبی برای دزیمتری فعال فردی در مقابل تابش های فوتون، نوترون و میدان های آمیخته فوتون و نوترون می باشند و در سال های اخیر مورد توجه قرارگرفته اند. اغلب دزیمترهای فعال فردی فوتون و نوترون با استفاده از آشکارسازهای دیود سیلیکونی ساخته شده اند. دیودهای سیلیکونی حساس به فوتون بوده و برای ایجاد حساسیت نوترونی در آنها از یک لایه مبدل نوترون استفاده می شود.نوترون های فرودی با مبدل برخورد کرده و ذرات بارداری را تولید می نمایند که انرژی خود را در آشکارساز ذخیره کرده و پالس تولید می کنند. در این رساله، سه روش برای دزیمتری نوترون های سریع با استفاده از آشکارسازهای سیلیکونی ارائه شده است: (الف) طیف سنجی پروتون های پس زده، (ب) شباهت تابع پاسخ آشکارساز با تابع تبدیل و (ج) استفاده از لایه تبعیض گر. برپایه این روش ها از شبیه سازی مونت کارلو برای محاسبه پاسخ سیستم های دزیمتری استفاده شده است. فوتون های فرودی با اجزای آشکارساز دیود سیلیکونی برخورد کرده و الکترون هایی را تولید می نماید که انرژی خودرا در ناحیه حساس آشکارساز ذخیر کرده و پالس تولید می کنند. برای دستیابی به پاسخ مناسب دزیمتری فوتون در بازه گسترده انرژی، یک فرآیند نرم افزاری برای جبران انرژی ارائه شده است. یک داده برداری گزینشی براساس ارتفاع پالس های تولید شده در آشکارساز برای اندازه گیری معادل دز فوتون استفاده شده است. با استفاده از یک آشکارساز دیود سیلیکون و طراحی خاص مبدل نوترون و همچنینتحلیل داده های آشکارسازی براساس ارتفاع پالس های تولید شده در آشکارساز، پالس های نوترون و فوتون از هم دیگر تفکیک شده و مقادیر معادل دز فوتون و نوترون به صورت جداگانه تعیین می شود.بازه انرژی برای دزیمتری فوتون 3/0 تا 6 مگاالکترون ولت و برای دزیمتری نوترون از انرژی حرارتی تا 12 مگاالکترون ولت است. چشمه های پرتوزای 60co، 137cs، 133ba و241am-be برای انجام آزمایش استفاده شد و نتایج تجربی به دست آمده برای معادل دز فوتون و نوترون توافق نسبتاً خوبی با داده های شبیه سازی داشته و خطای آنهاکمتر از 15% برای فوتون و 25% برای نوترون بودند.

امروزه زندگی بشری وابسته به تجهیزات الکترونیک شده است و این وابستگی به مرور زمان بیشتر می شود. تجهیزات الکترونیکی هم به منبع تغذیه مناسب نیاز دارند. باتری های با ولتاژ و جریان پایدار و طول عمر بالا کاربرد وسیعی در قطعات الکترونیک موجود در حوزه های گوناگون مانند پزشکی، صنعت نفت، معدن و تجهیزات فضایی دارند. از آنجا که در موارد مذکور استفاده از باتری های سبک در قطعات الکترونیکی برای موقعیت های خطرناک، با دسترسی سخت و عدم امکان شارژ مجدد آن بدون صرف هزینه های بالا اهمیت دارد، استفاده از انرژی گسیلی و تبدیل آن به انرژی الکتریکی یکی از ایده های رسیدن به این اهداف است. به طور کلی درحالت نظری، همه ذرات با تابش بتا، آلفا و گاما یا ایکس کم انرژی می توانند برای تولید الکتریسیته استفاده شوند. با این وجود، در کار با نیمه هادی ها، برای استفاده های بلند مدت، تنها تابش بتا و آلفا مناسب است. تابش بتا اثراث تخریبی کمتری در مواد نیم رسانا داشته و بیشتر مورد توجه است. مبدل های بتاولتائیک نیمه رسانا برای تولید برق جهت استفاده در کاربرد های دور از دسترس که 5 الی 50 سال به منبع نیرو نیاز دارند، از منابع رادیوایزوتوپ انرژی دریافت می کنند. این مبدل ها برای رقابت با مبدل های ترموالکتریک باید بازده بیش از 20% بدست آورند. انتخاب رادیوایزوتوپ مناسب و عملی از جنبه های گوناگون نقش مهمی را در طراحی یک مبدل بتاولتائیک بازی می کند. نیمه هادی های رایج در این کاربرد عبارتند از: si, ge, ga و ترکیبات آنها. هدف از این تحقیق، معرفی نوعی باتری بتاولتائیک توان پایین است که بازده بیشتری نسبت به نمونه های مورد استفاده در گذشته دارد. برای تحلیل میزان شار تابش رادیوایزوتوپ در نواحی گوناگون ماده و محاسبه تعداد برهمکنش های مورد نظر از محاسبات مونت کارلوی کد mcnp استفاده شد. در این نوشتار به طراحی مفهومی و شبیه سازی اجزاء یک قطعه بتاولتائیک و بررسی نتایج حاصل از آن پرداخته شد. برای این کاربرد چشمه به صورت لایه ای از ایزوتوپ پرتوزا در بین دو اتصال p-n از نیمه هادی قرار می گیرد. به منظور تعیین میزان جریان الکترونی حاصل از اندرکنش ذرات بتا در قطعه نیم رسانا از کد mcnp استفاده شد. مقادیر جریان، ولتاژ و بازده برای این قطعه محاسبه و شبیه سازی شد و با چینش مناسبی از این قطعات در کنار یکدیگر می توان به باتری با جریان، ولتاژ و توان مورد نظر دست یافت.

مدل های هسته ای یکی از مباحث بسیار مهم برای شبیه سازی و تعیین رفتار هسته ها بوده و نقش مهمی را در حوزه های مختلف فیزیک هسته ای دارند. برای این منظور کدهایی که به محاسبه سطح مقطع می پردازند پارامترهای مختلف مدل ها را برای محاسبه نیاز دارند که این پارامترها بر حسب عدد اتمی درونیابی می شوند. این امر باعث می گردد که هر چند این کدها در مجموع برای تقریبا همه اندرکنش ها نتایج قابل قبولی ارائه می دهند ولی برای یک اندرکنش خاص دارای خطایی قابل توجه هستند که در صورتی که پارامترهای مدل ها را برای آن اندرکنش خاص تعیین نماییم و به جای داده های درونیابی قرار دهیم، آنگاه این خطا قابل کم شدن بوده و با توجه به تعیین دقیق پارامترهای مدل ها برای آن اندرکنش به تعیین دقیق تر سطح مقطع منجر می گردد.

در این پایان نامه ازیک بخش رادیولوژی دوزیمتری انجام گرفته است ونتایج تجربی و نظری مقایسه شده است.مفاهیمی همچون تالی بکار رفته است و نرم افزار mcnpدر این پایان نامه برای شبیه سازی استفاده شده است .

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.