ÇUKUROVA ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ

Transkript

1 ÇUKUROVA ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ YÜKSEK LİSANS TEZİ Tülin ÇABUK RADYASYON TERAPİLERİNDE ÇEŞİTLİ RADYOİZOTOPLARIN DOZ EŞDEĞERİNİN HESAPLANMASI FİZİK ANABİLİM DALI ADANA,

2 ÇUKUROVA ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ RADYASYON TERAPİLERİNDE ÇEŞİTLİ RADYOİZOTOPLARININ DOZ EŞDEĞERİNİN HESAPLANMASI Tülin ÇABUK YÜKSEK LİSANS TEZİ FİZİK ANABİLİM DALI Bu Tez Tarihinde Aşağıdaki Jüri Üyeleri Tarafından Oybirliği/Oyçokluğu ile Kabul Edilmiştir... Prof.Dr.Süleyman GÜNGÖR Prof. Dr. Emirullah MEHMETOV Yrd.Doç.Dr. Turgay İBRİKÇİ Danşman Üye Üye Bu Tez Enstitümüz Fizik Anabilim Dalında Hazırlanmıştır. Kod No Prof. Dr. İlhami YEĞİNGİL Enstitü Müdürü Not: Bu tezde kullanılan özgün ve başka kaynaktan yapılan bildirişlerin, çizelge, şekil ve fotoğrafların kaynak gösterilmeden kullanımı, 5846 sayılı Fikir ve Sanat Eserleri Kanunundaki hükümlere tabidir. 2

3 ÖZ YÜKSEK LİSANS TEZİ RADYASYON TERAPİLERİNDE ÇEŞİTLİ RADYOİZOTOPLARININ DOZ EŞDEĞERİNİN HESAPLANMASI Tülin ÇABUK ÇUKUROVA ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ FİZİK ANABİLİM DALI Danışman Jüri : Prof. Dr. Süleyman GÜNGÖR Yıl: 2010, Sayfa:57 : Prof. Dr. Süleyman GÜNGÖR Prof. Dr. Emirullah MEHMETOV Yrd. Doç. Dr. Turgay İBRİKÇİ Bu çalışmada, radyasyon terapilerinde çeşitli radyoizotopların doz eşdeğeri hesaplanmış ve proton radyoterapilerinde nötron doz eşdeğeri üzerine alan ve konum etkileri araştırılmıştır. Anahtar Kelimeler: Nötron Doz Eşdeğeri, Proton, Radyasyon I

4 ABSTRACT MSc THESIS CALCULATION OF DOSE EQUIVALENT OF DIFFERENT RADIOISOTOPES IN RADIATION THERAPY Tülin ÇABUK DEPARTMENT OF PHYSICS INSTITUTE OF NATURAL AND APPLIED SCIENCES UNIVERSITY OF ÇUKUROVA Supervisor Jury : Prof. Dr. Süleyman GÜNGÖR Year : 2010, Pages: 57 : Prof. Dr. Süleyman GÜNGÖR Prof. Dr. Emirullah MEHMETOV Asst. Prof. Dr. Turgay İBRİKÇİ In this work, dose equivalent of different radioisotopes has been calculated in radiotion therapy and influences of location and field size on neutron dose equivalent has been investigated in proton radiation therapy. Key Words: Neutron Dose Equivalent, Proton, Radiation II

5 TEŞEKKÜR Öncelikle bu çalışmayı gerçekleştirmemde, katkılarıyla beni yönlendiren ve destekleyen, bilgi ve deneyimlerinden faydalandığım danışman hocam Sayın Prof. Dr. Süleyman GÜNGÖR e sonsuz teşekkürlerimi sunarım. Çalışmamın her aşamasında benden bilgi, destek ve güler yüzünü esirgemeyen hocalarım; Prof. Dr. Yusuf Ünlü, Yrd. Doç. Dr. Cebrail GÜMÜŞ ve Dr.Aysun UĞUR a; destek ve katkılarından dolayı değerli arkadaşlarım; Egemen HANIMOĞLU na, Derya BOZDOĞAN a, Rabia YÜCEL ve ailesine; Çalışmalarım süresince hertürlü destekleri ile bana yardımcı olan İLK ÇİZGİ ANAFEN DERSHANESİ ne İlgi, sabır, maddi ve manevi desteklerini hiçbir zaman esirgemeyen annem Hikmet ÇABUK, babam Salim ÇABUK ve sevgili kardeşlerime çok teşekkür ederim. III

6 İÇİNDEKİLER SAYFA ÖZ... I ABSTRACT... II TEŞEKKÜR... III İÇİNDEKİLER...IV ÇİZELGELER DİZİNİ...VI ŞEKİLLER DİZİNİ... VII SİMGELER... VIII 1. GİRİŞ Radyasyonun Tanımı ve Türleri Radyasyon Kaynakları Radyasyon Birimleri Aktivite Birimi Işınlama Birimi Soğurma Doz Birimi Doz Eşdeğeri Birimi (Biyolojik Doz) Radyoaktivite Radyoaktif Parçalanma Kanunu Yarı Ömür Ortalama Ömür Biyolojik Yarı Ömür (T B ) Efektif (etkin) Yarı Ömür (T eff ) Bozunum Türleri Alfa Bozunumu Beta Bozunumu Gama Bozunumu Işınlama ve Doz Hızları Gama Yayınlayıcılar İçin Işınlama ve Doz Hızı Işınlama Hızının Uzaklıkla Azalması (Ters Kare Kanunu) Beta Yayınlayıcılar İçin Doz Hızı IV

7 1.12. İnsan Vücudunda Bulunan Doğal Radyonüklitler Özel Nüklitler İçin Doz Hesaplamaları Hidrojen-3 (trityum, yarı ömür-12,3 yıl) İyot-131 (Yarı ömür=8.05 gün) ve İyot-125 (yarı ömür=60 gün) Ksenon-133 (Yarı ömür=5.27 gün) ve Kripton-85 (Yarı ömür=10.3) ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR MATERYAL METOD Işın Gönderme Cihaz Modeli Herbir Tedavi İçin Nötron Doz Eşdeğer Hesaplamaları Konum Fonksiyonuna Bağlı Olarak H/D nin Analitik Modeli Havadaki Kriptondan Vücut Yüzeyindeki Beta ve Gama Dozlarının Hesaplanması Doz Hesaplama Geometrisi Akciğerlerin İçine Çekilen Kripton Doz değerinin Hesaplanması BULGULAR VE TARTIŞMA Nötron Enerjisindeki Doz Eşdeğer Dağılımı Tedaviye Ait Soğrulmuş Doz Başına Nötron Doz Eşdeğeri Üzerine Alan Etkisi Herbir Tedaviye Ait Soğrulmuş Doz Başına Nötron Doz Eşdeğerine Konum Etkisi Kripton Derişimine Bağlı Olarak Akciğerlerde Biriken Doz Miktarı SONUÇLAR KAYNAKLAR...55 ÖZGEÇMİŞ V

8 ÇİZELGELER DİZİNİ SAYFA Çizelge 1.1. Radyasyon Birimleri ve Dönüşüm Faktörleri Çizelge 1.2. Farklı Radyasyon Türleri İçin Kalite Faktörleri Çizelge 1.3. Alfa Saçan Birkaç Radyonüklit ve Özellikleri Çizelge 1.4. Beta Saçan Birkaç Radyonüklit ve Özellikleri Çizelge 1.5. Sırf Beta Yayınlayıcısı Bazı Radyonüklitlerin Max. Beta Enerjileri ve Beta Parçacıklarının Hava İçindeki Max. Erişme Uzaklıkları Çizelge 1.6. Gama Saçan Birkaç Radyonüklik ve Özellikleri Çizelge 1.7. Çeşitli Radyonüklitlerin Gama Işınlama Hızları Çizelge 1.8. Radyonüklit Konsantrasyonları Çizelge 1.9. Kripton -85 Fizyon Verimleri Çizelge 2.1. Çeşitli Mesafedeki Kripton Yoğunlulukları Çizelge 2.2. Yarı Sonsuz Uzaydaki 85 Kr için Organlara Göre Soğrulan Doz Değerleri Çizelge 2.3. Yarı Sonsuz Uzaydaki 85 Kr için Organlara Göre Soğrulan Doz Eşdeğerleri. 35 Çizelge 4.1. Konuma Bağlı H(d)/ D Değerleri VI

9 ŞEKİLLER DİZİNİ SAYFA Şekil 1.1. Radyasyon Çeşitleri Şekil 1.2. Radyasyon Kaynakları Şekil 1.3. Uranyum Serisinin Parçalanması Şekil 1.4. Aktinyum Serisinin Parçalanması Şekil 1.5. Toryum Serisinin Parçalanması Şekil 1.6. Alfa Bozunumu Şekil 1.7. Örnek bir β - Bozunumu Şekil 1.8. β + Bozunumu Şekil 1.9. Elektron Yakalama Olayına Bir Örnek ( 7 Be) Şekil β - Bozunumu Sonrasında Yayımlanan Elektron Enerji Spektrumlarına Bir örnek ( 210 Bi) Şekil Gama Bozunumu Şekil α, β, γ Işınlarının İnsan Üzerindeki etkileri Şekil Radyoizotopların Alınış, Atılış ve Transfer Yolları Şekil Kripton-85 in Bozulma Şeması Şekil 3.1. Pasif Saçılma Tedavi Enjektörünün Şematik Gösterimi Şekil 4.1. Nötron Akış Spektrasının Nötron Enerjisine Bağlı Grafiği Şekil 4.2. Nötron Doz Eşdeğeri Spektrasının Nötron Enerjisine Bağlı Grafiği Şekil 4.3. Yönlendirme Açıklık Kenar Uzunluğunun Fonksiyonu Olarak Alana Bağlı(H/D) FS /(H/D) 0 Değişim Grafiği Şekil 4.4. Ortamdaki İyon Derişimine Bağlı olarak Akciğerlerde Biriken İyon Miktarı (Sonsuz Sayıdaki Nefes İçin) Şekil 4.5. Ortamdaki İyon Derişimine Bağlı Olarak Akciğerlerde Biriken İyon Miktarı (İki Defa Nefes İçin) Şekil 4.6. Ortamdaki Kripton Derişimine Bağlı Olarak Akciğerlerde Biriken Doz Miktarı VII

10 SİMGELER Bq : Becquerel, radyoaktivite birim Ci : Curie, radyoaktivite birimi E : Enerji (kev, MeV) Gy : Gray, absorblanmış doz birimi R : Röntgen, radyasyon şiddet birimi Sv : Sievert, eşdeğer doz birimi µ : Mikro, alt birim (10-6 ) m : Mili, alt birim (10-3 ) α : Alfa parçacığı β : Beta parçacığı γ : Gama parçacığı VIII

11 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK 1. GİRİŞ İkinci Dünya Savaşının sona ermesinden bu yana dünya üzerinde kullanılan radyoaktif maddelerin ve radyasyon kaynaklarının sayısında hızlı ve sürekli bir artış meydana gelmektedir. Bugün radyoaktif maddeler artık sadece özel laboratuarlarda kullanılan merak konusu maddeler olmaktan çıkarak başta tıp, endüstri ve tarım olmak üzere geniş uygulama alanları bulmuş ve her çeşit bilimsel araştırmanın vazgeçilmez bir aracı haline gelmiştir. Buna ilaveten dünyanın her yanında bol ve ucuz elektrik enerjisi için ihtiyacın gitgide arttığı ve konvansiyonca, yollardan elektrik enerjisi sağlayan kaynakların her gün biraz daha azaldığı göz önüne alınacak olursa, daha ileri bir teknolojik ortam içinde yaşayacak olan gelecek kuşakların elektrik enerjisi açıklığının ancak nükleer enerjiden yararlanmak suretiyle giderilebileceğini düşünmek güç olmayacaktır. Fakat dünya üzerinde nükleer enerjiden yararlanma olanakları geliştikçe, gitgide artan sayıda insanlar radyasyon ve radyoaktif maddelerle doğrudan doğruya temas haline geldikleri gibi daha geniş insan toplulukları da dolaylı bir şekilde radyasyon ve radyoaktif maddelerin zararlı biyolojik etkilerine maruz kalmaktadır. Radyasyon ve radyoaktif maddelerin insanlar için potansiyel bir tehlike kaynağı olduğu çok uzun zamandır bilinmekte ise de bunların kullanılışındaki artışlar nedeniyle geniş insan kitleleri için önemli bir tehlike kaynağı olarak ortaya çıkışları oldukça yeni sayılabilir. Radyasyonların büyük insan kitlelerinin sağlığını tehdit eden bir tehlike kaynağı olarak ortaya çıkması nükleer enerjiden yararlanmayı sınırlamakta ise de alınan koruyucu tedbirler sayesinde bu tehlikelerin büyük ölçüde azaltılması mümkün olabilmektedir. Radyasyonların en önemli tehlikesi canlılar üzerinde zararlı biyolojik etkilerin meydana gelişidir. Bu tehlikelerin mevcudiyetine rağmen insan nesli kozmik ışınlar ile çevrelerindeki ve kendi vücutlarındaki doğal radyasyon kaynaklarından olmak üzere sürekli olarak iyonlaştırıcı radyasyonların etkilerine maruz kalmakta ve bir insan, sadece yeryüzünde yaşamış olmaktan dolayı, 70 yıllık ortalama bir ömür süresi içinde bu kaynaklardan 9 Röntgen lik bir bütün vücut dozu almaktadır. 1

12 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Bu çalışmada radyasyon konusunun işlenmesi, nükleer tıpta kullanılan ve insanın maruz kaldığı önemli bazı radyo nüklitlerin incelenmesi ve bu radyo nüklitlere ait doz hesabının yapılması amaçlanmıştır Radyasyonun Tanımı ve Türleri Radyasyon, iç dönüşüm geçiren atomlar tarafından yayımlanan, boşlukta ve madde içerisinde hareket edebilen enerji olarak tanımlanır. Yayımlayan kaynağın özelliğine bağlı olarak bu enerji parçacıklar veya elektromanyetik dalgalar tarafından taşınabilir. Radyasyonu tanımlamada üç ana parametre kullanılır (Şekil 1.1). - Enerjisi (düşük ve yüksek enerjili radyasyon ) - Türü (parçacık radyasyonu ve elektromanyetik radyasyon) - Kaynağı (doğal ve yapay radyasyon kaynakları) Radyasyon Parçacık Radyasyonu Elektromanyetik Radyasyonu alfa Beta Nötron Gama X ışınları Mor ötesi Görünür ışık Kızıl ötesi Radyo dalgaları Şekil 1.1. Radyasyonun çeşitleri Yüksek enerjili radyasyon iyonize radyasyon olarak da tanımlanır ve atomdan elektron koparabilen dolayısıyla atomu iyonize edebilen radyasyon türüdür. Bunlar: Alfa, Beta, Gama ve X-Işınları dır. Düşük enerjili ya da iyonize olmayan radyasyon ise etkileştiği materyal içindeki atomları yeteri kadar enerjisi olmadığı için iyonize edemez ve sadece 2

13 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK uyarmakla yetinir. Mikrodalgalar, görünür ışık, radyo dalgaları, kızılötesi ve (çok kısa dalga boyları hariç olmak üzere) morötesi ışık iyonize olmayan radyasyona örnektir. Elektromanyetik spektrumu oluşturan bütün radyasyonlarda enerji, yüksüz ve kütlesiz fotonlar tarafından taşınmaktadır. Eğer iyonize edici elektromanyetik radyasyon çekirdekten yayımlanıyorsa gama, yörüngeden yayımlanıyorsa x ışını adını alır Radyasyon Kaynakları Yeryüzündeki tüm canlılar ve cansızlar havada, suda, toprakta, hatta kendi vücutları içerisindeki doğal radyasyon kaynakları ve bunlara ek olarak insanlar tarafından üretilen yapay radyasyon kaynaklarının her gün ışınımına maruz kalmaktadırlar (Şekil 1.2). 8% 8% 11% Radon Nükleer S Vücuttaki Nükleer Tı 3% 4% 11% 54% Tüketici Ü Kozmik Işı Toprak Medikal X Şekil 1.2. Radyasyon kaynakları Havadaki doğal radyasyon, ya yeryüzündeki çeşitli çatlaklardan çıkan radyoaktif gazlardan özellikle de radon gazından ya da kozmik ışınlardan kaynaklanmaktadır. Bilhassa deniz aşırı yapılan uçak yolculuklarında kozmik ışınlara daha çok maruz kalırız. Topraktaki radyoaktivite ise uranyum, toryum ve bu 3

14 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK radyoizotopların bozunum serilerinde yer alan diğer radyoaktif maddelerden kaynaklanır. Sudaki radyasyon, gerek havadaki gerekse topraktaki bu radyoaktif kaynakların su ile etkileşiminin bir sonucudur. Vücudumuzda da bazı radyoaktif maddeler bulunmaktadır. Bunlar içinde en önemlileri K-40, Ra-226 ve C-14 tür. Yapay radyasyon insanlar tarafından çeşitli amaçlarla üretilmiş radyoaktif izotopların kullanımından kaynaklanmaktadır. Bu radyasyon kaynakları tedavi amaçlı olarak radyoterapide, teşhis amaçlı olarak ise röntgen, tomografi ve sintigrafi çekimlerinde yaygın olarak kullanılmaktadır. Ayrıca endüstride kalite kontrol, gıda sektöründe ürünlerin raf ömrünü uzatmak için sterilizasyonda ve nükleer reaktörlerde enerji üretiminde radyoaktif maddelerden faydalanılmaktadır (Tüysüz, Yorulmaz, Bozkurt, 2004) Radyasyon Birimleri Radyasyon birimlerinin başlıcaları aktivite, ışınlama, absorblanan doz ve eşdeğer doz dur. Uluslararası Radyasyon Birimleri Komisyonu (ICRU) yaptığı çalışmalar sonucunda, aktivite için Curie, ışınlama için Röntgen, soğrulan doz için Rad ve eşdeğer doz için Rem i radyasyon birimi olarak tanımlamıştır. MKS sistemini esas alan Uluslararası Birimler Sistemi (International System of Unit, Sl) nın kabul edilmesiyle birlikte ICRU 1971 yılında SI birimlerini tanımlamıştır. Bu kabule, göre eski birimlerin yerine yenilerinin kullanılması önerilmiştir. Çizelge 1.1. dönüşüm birimleri ve dönüşüm faktörleri verilmiştir. Çizelge 1.1 Radyasyon birimleri ve dönüşüm faktörleri Büyüklük SI Birimi ve Sembolü Eski Birimler ve Sembolü Dönüşüm Faktörü Aktivite Becquerel (Bq) Curie (Ci) 1 Ci=3.7x10 10 Bq Işınlama Röntgen (C/kg) Röntgen (R) 1C/kg=3876 R Soğrulan Doz Gray (Gy) Rad (rad) lgy=l00 rad Eşdeğer Doz Sievert (Sv) Rem (rem) lsv=100 rem 4

15 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Aktivite Birimi Aktivite, birim zamandaki radyoaktif madde miktarını göstermektedir. Yapay radyoizotopların elde edilmediği senelerde çok uzun yarı ömürlü bir radyoaktif madde olan radyum standart alınıp; radyoaktif madde miktarı birimi olarak Curie tanımlanmıştır. Bu tanım önce 1 gram radyumun parçalanma hızı, daha sonra 1 gram radyumla dengede olan radon miktarı ve 1930 larda da 1 gram radyumla dengede olan radon gazı miktarında bir saniyedeki bozunma sayısı olarak değiştirilmiştir. Ancak o zamana kadar radyumun atom ağırlığının ve bozunma sabitinin çok hassas tayinleri yapılamamış olduğundan daha sonra bu tarifin radyumdan bağımsız yapılması fikri oluşmuştur. Bu nedenle Uluslararası standartlar ve Radyoaktivite Birimleri Komisyonu tanımı genişleterek bütün radyonüklitler için; Curie yi: bir saniyede 3,7 x parçalanma gösteren radyoaktif madde miktarının aktivitesi olarak tanımlamıştır. Yapılan bu tanımda Curie nin sadece radyoaktif maddenin bozunma sayısına dayandığı anlaşılmaktadır. Ancak radyoaktif bozunma sırasında bazen bozunma başına birden fazla gama ışınıda yayınlanır (Bir foton yayınlanması çoğunlukla bir yüklü parçacığın yayınlanmasını izler, dolayısıyla bu olay bir tek parçalanma olarak yorumlanır). Buradan Curie tanımının radyoaktif madde tarafından yayınlanan radyasyonların sayısını gösteremediği sonucu çıkmaktadır. Uygulamada genellikle Curie nin (Ci) küçük katları olan milicurie (mci =10-3 Ci) ve mikrocurie (µci = 10-6 Ci) kullanılmaktadır. SI birimlerinde aktivite birimi Becquerel (Bq) olup, 1 Bq, saniyede bir parçalanma gösteren bir maddenin aktivitesi olarak tanımlanmıştır. Dolayısıyla Ci ve Bq arasında dönüşüm: 1 Ci = 3,7x Bq l Bq = 2,703x10-11 Ci şeklindedir. Yüzeydeki aktivite konsantrasyonu ise birim alan başına saniyedeki parçalanma olup Ci/cm 2 veya Bq/m 2 olarak ifade edilir. 1 Bq/m 2 = 2,7x Ci/cm 2 şeklindedir. 5

16 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Işınlama Birimi Işınlama X ve γ ışınlarının havayı iyonlaştırma kabiliyetinin bir ölçüsüdür. Işınlama birimi Röntgen, normal hava şartlarında (0 C ve 760 mm.hg basıncı) havanın l kg ında 2,58 x 10-4 Coulomb luk elektrik yükü değerinde + ve - iyonlar oluşturan X ve γ radyasyon miktarıdır şeklinde tarif edilir. Bu tarif 3 Mev e kadar olan X ve γ ışınları için geçerlidir. Röntgen sadece ışınlama birimi olup, ne demetteki foton sayısını ne enerjisini verir. Işınlamaya uğrayan bir maddedeki soğurma dozunu ifade etmez. Radyasyonun havayı iyonlaştırma kabiliyetinin bir ölçüsü olup radyasyon demetinin bir özelliğidir. SI birimlerinde ışınlama birimi olarak Röntgen eşdeğeri karşılığının özel bir adı olmasına rağmen Coulomb/kg kullanılacaktır ve 1 Coulomb/kg; normal hava şartlarında (0 C ve 760 mm.hg basıncı) havanın 1 kg ında 1 Coulombluk elektrik yükü değerinde + ve - iyonlar oluşturan X ve γ radyasyon miktarı şeklinde tanımlanmıştır. 1 C/kg = 3,876 x 10 3 R 1 R = 2,58 x 10-4 C/kg şeklinde ifade edilir Soğurma Doz Birimi Röntgen X ve γ ışınları için tanımlandığından başka radyasyonlar için kullanılamaz. Bu nedenle radyasyonun cinsinden, enerjisinden ve soğurucu, ortamın özelliğinden bağımsız yeni bir birime gerek duyulmuştur. İyonlaştırıcı radyasyonun soğrulmuş dozu, birim kütlede maddeye verilen enerji miktarıdır. Soğurma doz birimi Rad Işınlanan maddenin 1 kg ında 10-2 joule lük enerji veren radyasyon miktarıdır. Bu doz birimi sadece soğurulan enerji miktarına gösteren fakat hem parçacık hem de foton özellikli radyasyonlara uygulanabilen bir büyüklük olup radyasyon demeti ile birlikte soğurucu maddenin de özelliğini gösterir. 6

17 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK SI birimleri sisteminde soğrulmuş doz birimi olarak Gray (Gy) tanımlanmış ve 1 Gy ışınlanan maddenin 1 kg ına 1 joule lük enerji veren radyasyon miktarıdır şeklinde ifade edilmiştir. 1 Gy = 100 Rad 1 Gray = 1 J/kg 1 Rad = 10-2 Gy Doz Eşdeğeri Birimi (Biyolojik Doz) Farklı iyonlayıcı radyasyonların meydana getirdiği biyolojik etki farklıdır. Aynı miktarda enerji soğrulması veren farklı tipteki radyasyonlar aynı biyolojik etkiyi meydana getirmeyebilir. Genel olarak radyasyonun yolu boyunca birim uzunlukta meydana gelen enerji kaybına (LET) bağlıdır, LET arttıkça biyolojik etkide artar. Değişik LET değerinin etkisi Relatif Biyolojik Etkinlik (RBE) terimi ile hesaba katılır. RBE farklı radyasyonların oluşturduğu biyolojik etkilerin değişik olduğunu göstermek için kullanılır. RBE = Belirli bir etkiyi oluşturan 250 Kv luk X-ışınları dozu Aynı biyolojik etkiyi oluşturan herhangi bir radyasyon dozu olarak tarif edilmiştir. RBE ler genellikle tam sayı olmadığından RBE yerine tam sayılara çevrilmiş kalite faktörü (KF) kullanılır (Çizelge 1.2). Biyolojik doz birimi olan rem (röntgen equivalent man) hem soğrulmuş doz miktarına hem de radyasyonun RBE sine bağlı olarak tarif edilir. Rem 1 röntgenlik X ve gama ışınının meydana getirdiği aynı biyolojik etkiyi meydana getiren herhangi bir radyasyon miktarıdır. Doz Eşdeğeri (rem) = Absorblanmış Doz (rad) x KF olarak tanımlanabilir. SI birimler sisteminde Doz Eşdeğeri Birimi joule/kg olup bunu özel ad Sieveıt (Sv) dir ve 1 Sv, l Gy lik X ve gama ışını ile aynı biyolojik etkiyi meydana getiren herhangi bir radyasyon miktarı olarak tanımlanmıştır. 7

18 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK 1 Sv= 1 J/kg 1 Sv= 100 rem 1 rem=10-2 Sv şeklindedir. Çizelge 1.2. Farklı radyasyon türleri için kalite faktörleri Radyasyon Türü Kalite Faktörü X ve Gama Işınları 1 Elektronlar ve Beta Parçacıkları 1 Notronlar; enerjileri<10 kev 3 Nötronlar; enerjileri>10 kev 10 Alfa Parçacıkları Radyoaktivite En basit çekirdek olan hidrojen çekirdeğinden başka bütün diğer çekirdekler nötron veya protonlardan oluşmuştur. Nötronların protonlara oranı hafif izotoplarda bir iken, periyodik çizelgenin sonundaki ağır elementlere doğru giderek artmaktadır. Bu oran arttığında nüklidin artık kararlı olmadığı bir yere gelinir. En ağır kararlı nüklid Bi dur. Daha ağır nüklidler dışarıya verecekleri fazla enerjileri olduğundan kararsızdır. Bunlara radyonüklid adı verilir. Bunlar enerji fazlalıklarını radyasyon yayınlayarak giderirler. Bu olaya radyoaktivite veya radyoaktif parçalanma denir. Radyonüklidlerin parçalanma şekilleri daha çok alfa, beta ve gama parçalanmaları şeklinde olur. Radyoaktivite kontrol edilemeyen bir olaydır. Yavaşlatılamaz veya durdurulamaz. Zayıflayan bir tempo ile tükeninceye kadar sürer. Radyoaktivite tabii ve suni olmak üzere iki şekildedir. Tabiatta bulunan izotoplardan 66 tanesi kararsız olup radyasyon salarlar. Bunlara tabii radyoaktif izotoplar ve radyasyon salmalarına da tabii radyoaktivite denir. Bunlar dört grupta toplanır. Radyum grubu: Bu grup uranyum 238 ile başlar ve art arda parçalanmalarla kararlı kurşun 206 ya dönüşür (Şekil 1.3). 8

19 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Aktinyum serisi: Bu seri uranyum 235 ile başlar ve kurşun 207 ye dönüşerek biter (Şekil 1.4). Toryum serisi: Adını aldığı toryum 232 ile başlar ve kurşun 208 ile son bulur (Şekil 1.5). Neptünyum serisi: Neptünyum 237 ile başlayıp, bizmut 209 ile biter ( Kararlı izotoplar da; nötronlar, yüklü parçacıklar veya fotonlarla bombardıman edilerek aktif hale getirilebilir. Bu olaya da suni radyoaktivite denir. Halen suni olarak üretilen izotop sayısı, 1170 kadardır (Tülümen, 2004). Çevre ve gıda örneklerinde en çok ilgilenilen radyoizotoplar aşağıda listelenmiştir. Hava Su Toprak Süt Et Diğer besinler Deniz ve tatlı su ürünleri : I-131, Cs-134,Cs-137 : H-3, Sr-89, Sr-90, I-131, Cs-137 : Sr-90, Cs-134, Cs-137, Pu-238, Pu-239, Pu-40, Am- 41, Cm-242 : Sr-89, Sr-90, I-131, Cs-134, Cs-137 : Cs-134, Cs-137 : Sr-S9, Sr-90, Zr-95, Nb-95, Ru-105, Ru-106, I-131, Cs-134, Cs-137, Ce-141, Ce-144 : Cs-134, Cs Radyoaktif Parçalanma Kanunu Doğal ve yapay her radyoaktif çekirdeğin kendisine özgü bir bozunma şekli vardır. Parçalanma şeklinin biri parçalanmanın hızı ve diğeri çekirdeğin yayınladığı radyasyonların cinsi ve enerjileri olmak üzere iki ayrı yüzü vardır. Radyoaktif cisimlerin parçalanarak aktivitelerini kaybetmelerine radyoaktif λt parçalanma denir ve radyoaktif parçalanma kanunu, N = N 0. e denklemi ile ifade edilir. Bu denklem herhangi bir t anında mevcut radyoaktif atomların sayısını 9

20 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK gösterir. Burada No başlangıçta, yani t = 0 anında mevcut toplam çekirdek sayısını, λ ise parçalanma sabitini ifade etmektedir. Radyoaktif bozulma olayının hızı; birim zaman içinde bozulmaya uğrayan radyoaktif çekirdeklerin mevcut toplam radyoaktif çekirdeklere oranı olarak ifade edilebilir. Böylece elde edilen sabit, değere Bozulma Sabiti veya Parçalanma Sabiti adı verilip λ ile gösterilir. Her radyoaktif madde yukarıdaki denkleme göre parçalanır. Radyoaktivite iki ayrı şekilde olabilir. Tabiatta mevcut elementlerden bir kısmı kararsız olup radyoaktif ışınlar salarlar. Bunlara tabii radyoaktif elementler, bunların aktifliklerine de tabii radyoaktiflik denir (U-238, R-226 v.b). Kararlı izotoplarda yapay yolla kararsız hale getirilebilir. Bu yolla elde edilen aktifliğe de yapay radyoaktiflik denir. Bu da; bazı elementleri nötronlar yüklü parçacıklar veya fotonlarla bombardıman ederek yapılır. Bu bombardıman sonucunda oluşan çekirdek (Örneğin, Cs-137, Co-60 v.b) uyarılmış durumda olabilir ve parçalanmaya uğrar. Bugün kullanılan radyonüklidlerin büyük çoğunluğu yapay olarak üretilmiştir. Tabi radyoaktiviteye örnek olarak uranyum izotopunu gösterelim, U Th Pa Pb Uranyum elementinin atom numarası büyük olduğundan U olarak gösterilen bu uranyum izotopu bir alfa parçacığı yayınlamak suretiyle atom numarası 90 ve kütle numarası 234 olan toryuma ( Th) dönüşür. Toryum 234 de radyoaktif olduğundan bir beta parçacığı yayınlayarak Protoaktinyum a dönüşecektir ( 234 Pa) 91. Protoaktinyum da radyoaktif olduğundan bozulmaya devam eder ve kararlı bir çekirdek olan kurşunun 206 kütle numaralı izotopunda yani ( 206 Pb) 82 da son bulur. Yapay radyoaktiviteye örnek olarak aşağıdaki reaksiyonlar verilebilir. 10

21 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK B + 2 He 7 N + 0n N 13 6 C + β Al + 15 P 15 P + 0n P S + β Yarı Ömür Bir radyoaktif maddenin başlangıçta mevcut atom sayısının yarıya inmesi için geçen zamana Yarı ömür denir. Her radyoaktif element için bu yarı ömür farklıdır ve o elementin bir karakteristiğidir. Örnek: İyot elementinin radyoaktif iki izotopuna ait yarı ömürler birbirinden farklıdır. I-131 Yarı Ömür: 8,04 gün I-125 Yarı Ömür: 60,0 gün Yarı Ömür: Tı/ 2 = formülüyle hesaplanır. Burada bilindiği gibi bozunma λ sabiti (parçalanma sabiti) olup bu ne kadar büyükse yarı ömür o kadar kısadır Ortalama Ömür Parçalanma sabitinin tersine Ortalama Ömür denir. Bu değer yarı ömürden biraz büyüktür. T o= λ 1 Yarı ömür ile ortalama ömür arasında şu bağıntı vardır. T 0 = 1, 44xT 1/ 2 11

22 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Başka bir değişle bir radyoaktif atomun yaklaşık olarak ne kadar zaman aktif kalacağını ortalama ömür belirler Biyolojik Yarı Ömür (T B ) Canlı dokuya, bir organa veya bir organizmaya verilen radyoaktif maddenin biyolojik olaylar aracılığı ile miktarının biyolojik ortamdan verilen miktarın yarısının atılması için geçen zamana Biyolojik Yarı Ömür denir. Vücuttan hemen atılan bir madde ile kalsiyum gibi kemiklere yerleşen bir madde arasında, biyolojik yarı ömür bakımından büyük farklar vardır. Verilen radyoaktif madde bulunduğu organ tarafından dışarı atılmadığı takdirde biyolojik yarı ömür yaklaşık olarak fiziksel yarı ömre eşit olur Efektif (etkin) Yarı Ömür (T eff ) Vücutta radyoaktif maddenin etkili olduğu süredir. Efektif yarı ömür vücuda dahil olan radyoizotopun fiziksel yarı ömrüne ve organizmanın o maddeyi biyolojik olarak atma gücüne bağlıdır. Efektif Yarı Ömür = Biyolojik yarı Ömür x Fiziksel yarı ömür Biyolojik yarı ömür + Fiziksel yarı ömür T eff TBxT f = T + T B f 12

23 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Şekil 1.3. Uranyum serisinin parçalanması (Acar, 1987) 13

24 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Şekil 1.4. Aktinyum serisinin parçalanması (Acar, 1987) 14

25 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Şekil 1.5. Toryum serisinin parçalanması (Acar, 1987) 15

26 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Bozunum Türleri Radyoaktif çekirdekler kendiliğinden bozunuma uğrarlar. Bu süreç üç şekilde gerçekleşebilir. Alfa ve beta bozunumlarında kararsız bir çekirdek, alfa ya da beta parçacıkları yayarak daha kararlı bir çekirdek haline gelmeye çalışır. Gama bozunumu ise çekirdeğin cinsi değişmeden uyarılmış bir durumdan taban duruma bozunmasıdır Alfa Bozunumu Çekirdeğin kararsızlığı hem proton hem de nötron fazlalığından ileri geliyorsa, çekirdek iki proton ve iki nötrondan oluşan bir alfa parçacığı yayımlayarak bozunur (Şekil 1.6). Böylece Denklem 1.1 de görüldüğü gibi bozunan çekirdeğin atom numarası 2, kütle sayısı ise 4 azalır. Rutherford alfa parçacığının gerçekte He çekirdeği olduğunu göstermiştir. Bu bozunumda proton ve nötron sayıları ayrı ayrı korunur, Ayrıca toplam enerji de korunmalıdır (Denklem 1.2). Şekil 1.6. Alfa bozunumu A Z X N A 4 4 X He (1.1) Z 2 N 2 2 Q ı [ m( X ) m( X ) m( He) ]. c 2 2 = mc = 4 (1.2) 2 16

27 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Bozunum nedeniyle ortaya çıkan enerjinin büyük kısmını, momentumun korunumu gereğince küçük kütleye sahip olan alfa parçacığı alır. 4 2 He çekirdeği yüksek enerjiye sahip olsa da ağır kütlesi nedeniyle menzili çok kısadır. Alfa bozunumu genellikle kütle numarası 190 dan büyük çekirdeklerde daha sık görülür. Enerji spektrumu kesiklidir ve 4 ile 10 MeV arasında değişim gösterir. Çünkü yüklü bir parçacık olduğundan içerisinden geçtiği maddenin elektronları ile yoğun bir şekilde etkileşir. Çizelge 1.3. Alfa saçan birkaç radyonüklit ve özellikleri (Atakan, 1990) Radionuklit Polonium Po Radium Ra Plutonium Pu Americium Am Yarılanma Süresi 138 gün 1600 yıl 87 yıl 432 yıl Alfa Enerjisi 5.3 Mev 4.8 Mev 5.5 Mev 5.5 Mev Havadaki Menzili (1 cm 1.3mg/cm 2 ) 3.8cm 3.3 cm 4.0 cm 4.0 cm Beta Bozunumu Beta bozunumunun üç farklı türü vardır. Bunlar: β bozunumu: Eğer bir radyonüklidin kararsızlığı çekirdekteki nötron fazlalığından ileri geliyorsa, çekirdeğindeki enerji fazlalığını gidermek için nötronlardan birini proton ve elektron haline dönüştürür (Denklem 1.3.). Proton çekirdekte kalırken, elektron hızla atomdan dışarı atılır. n p + e + v (1.3) Bu yüksek hızlı elektrona beta parçacığı (veya negatron) adı verilir. Bu şekilde beta emisyonu yapan radyonüklidin atom numarası bir artarak kendinden bir sonraki elementin İzobar atomuna dönüşür. Bu bozunuma da kütle sayısı değişmediği için izobarik bozunma adı verilmiştir (Denklem 1.4) 17

28 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK A A Z X N Z + 1 X N 1 + e + v (1.4) Şekil 1.7. Örnek bir β bozunumu. + β bozunumu: Atomun kararsızlığı nötron azlığından veya proton fazlalığından ileri geliyorsa protonlardan biri nötron ve pozitif yüklü elektrona (pozitrona) dönüşür (Denklem 1.5). + p n + e + V (1.5) Nötron çekirdekte kalır, pozitron dışarı fırlatılır. Böylece pozitron yayımlayan radyonüklidin (Şekil 1.8) proton sayısı (atom numarası) bir eksilerek kendinden bir önceki elementin (izobar) atomuna dönüşür, fakat kütle sayısı değişmez (Denklem 1.6). A A ı + Z X N Z 1 X N e + V (1.6) Şekil β bozunumu 18

29 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Elektron Yakalama Olayı: Çekirdek proton fazlalığından dolayı kararsız ise atomun çekirdeğe yakın (K, L) yörüngelerine yakın elektronlarından biri çekirdek tarafından yakalanır. Elektronla bir proton birleşerek nötron ve nötrino haline dönüşür (Denklem 1.7). Bu bozunumda çekirdekten parçacık salınmaz ancak pozitron bozunmasında olduğu gibi proton sayısı bir eksilir. Kütle numarası ise aynı kalır (Denklem 1.8). Bu olayda boşalan elektron yörüngesine üst yörüngelerdeki başka bir elektron geçer ve bremmstrahlung (frenleme) radyasyonu adı verilen x ışınları yayınlanır. p + e n + v (1.7) A A ı Z X N + e Z 1 X N+ 1 + V (1.8) Şekil 1.9. Elektron yakalama olayına bir örnek ( 7 Be) Yukarı da bahsedilen her üç beta bozunumunda da proton ve nötron sayıları bir birim değişmesine rağmen kütle numarası sabit kalır. Ayrıca her üç bozunumda nötrino ve anti-nötrino denilen yüksüz ve kütlesiz parçacıkların yayımlandığı görülmektedir. Bu parçacıkların varlığı ilk olarak Pauli tarafından 1930 da önerilmiş ve daha sonra Fenni tarafından nötrino olarak adlandırılmışlardır. Beta bozunumunda yayımlanan elektronların enerjileri sürekli bir spektruma sahiptir. 19

30 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Şekil β bozunumu sonrasında yayımlanan elektronların enerji spektrumlarına bir örnek ( 210 Bi). Çizelge 1.4. Beta saçan birkaç radyonüklit ve özellikleri (Atakan, 1990) Radionuklit Trityum 3 1 H Krypton Kr Strontium Sr Yttrium Y Thallium Tl Yarılanma Süresi 12.3 yıl 10.2 yıl 28.5 yıl 64 saat 3-8 yıl Beta Max Enerjisi 18.6 kev 0.67 Mev 0.54 Mev 2.27 Mev 0.77 Mev Havadaki Menzili 5 mm 1.8 m 1.4 m 8.2 m 2.2 m Al daki Menzili 2.3 µ m 0.9 mm 0.7 mm 3.9 mm 1.1 mm 20

31 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Çizelge 1.5. Sırf beta yayınlayıcısı bazı radyonüklidlerin maksimum beta enerjileri ve beta parçacıklarının hava içindeki maksimum erişme uzaklıkları Radyonüklid Maksimum Beta Enerjisi Beta parçacıklarının havadaki erişme uzaklıkları (cm) 3 H 0,018 1,25 14 C 0,150 25,4 45 Ca 0, Sr 0, Te 0, Zn 0, Sn 1, P 1, Na 2, La 2, Gama Bozunumu Çekirdekteki enerji fazlalığı dolayısıyla veya nüklid bozunma olayı ile radyasyon yayınladıktan sonra çok defa hemen kararlı (temel enerji seviyesi) durumuna geçemez, bozunmada oluşan nüklid hala yarı kararlı durumdadır. Bu fazla kalan uyarılma enerjisini hemen elektromanyetik özellikte olan bir gama radyasyonu şeklinde yayımlar (Şekil 1.11). Bu şekilde bozunan yarı kararlı nüklidin atom ve kütle sayılarında bir değişme olmaz, bu nedenle izomerik bozunma adı verilmiştir. Şekil Gama bozunumu 21

32 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Gama yayınlanmasının yarı ömrü diğer bozunumlarla kıyaslandığında çok kısadır, genellikle 10-9 saniyeden daha küçüktür, ancak saat, hatta gün mertebesinde yarı ömürlü gama yayınlanması da vardır. Enerji spektrumları ise kesiklidir (Tüysüz, Yorulmaz, Bozkurt, 2004). Çizelge 1.6. Gama saçan birkaç radyonüklit ve özellikleri Radionuklit Kobalt Co Cesium Cs Iridium Ir Radium Ra Americium Am Yarılanma Süresi 5.3 yıl 30 yıl 74 gün 1600 yıl 432 yıl Gama Enerjisi 1.17 und 1.33 Mev 0.66 Mev 0.9 Mev 2.5 Mev 60kev 1/10 Uzaklığı(Fe) 9.3 cm 7.1 cm 8.2 cm 11.6 cm 1 cm Özgül Gama , , , , Katsayısı ( Γ ) 2 Şekil 1.12 α, β ve γ ışınlarının insan üzerine etkileri. (www. aof.edu.tr/kitap/ehsm/1222/ünite 13.pdf) 22

33 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Işınlama ve Doz Hızları Bir radyoaktif kaynaktan yayınlanan ışınlama ve soğurma dozları; kaynağın aktivitesi, bozulma şeması ve kaynağın söz konusu noktaya göre uzay içindeki dağılımına bağlıdır Gama Yayınlayıcılar İçin Işınlama ve Doz Hızı Aktivitesi Q olan, nokta şeklindeki bir gama kaynağının d uzaklığındaki ışınlama hızı Q D = Iγ R/saat olacaktır. 2 d Burada: Q: Kaynağın aktivitesi (Ci) d : Söz konusu noktanın kaynağa uzaklığı (m) dır. I γ = 1 Ci lik izotopun 1 metre mesafedeki gama ışınlama hızı (R m h -1 Ci -1 ) olup her bozunmada enerjisi E olan bir gama ışını yayınlayan bir izotop için gama sabiti I = 194,5 E( Ci 1 1 µ / ρ) hava R mh formülüyle hesaplanabilir. Burada: E: bir gama ışınının enerjisi (Mev) µ a / ρ : Soğurucunun soğurma katsayısı (m 2 /kg) 0,1 ile 3 Mev enerji aralığındaki fotonlar için havadaki soğurma katsayısı hemen hemen sabit olduğundan µ a / ρ :0,0025m 2 /kg olarak alınırsa ışınlanma hızı Q D = 0,54E R / saat olur. 2 d 23

34 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Normal olarak radyoizotopların bozunma şemaları daha komplexdir, birden fazla ve farklı miktarlarda gama ışını yayınlarlar. Bu nedenle her enerji için aynı hesap yapılarak sonuçlar toplam ışınlama sabiti olarak bulunur. Çizelge 1.7. Çeşitli Radyonüklidlerin Gama Işınlama Hızları İzotop Yarı Ömür Gama Işını Enerjisi (Mev) I (R.m.h -1.Ci -1 ) 22 Na 2.6 yıl K 12.4 saat Cr 27 gün Mn 300 gün Fe 45 gün 1.1, Co 72 gün 0.50, Co 5.3 yıl 1.17, Zn 245 gün As 17.5 gün Br 36 saat 0.55, I 12.6 saat 0.42, I 8 gün 0.08, Cs 30 yıl Tm 129 gün Ta 11 gün 0.15, Ir gün 0.13, Au 2.7 gün 0.41, Ra(B+C) mm Pb filtreden geçmiş Işınlama Hızının Uzaklıkla Azalması (Ters Kare Kanunu) Bir radyasyon kaynağına ait ışınlama hızı belirli bir uzaklık için tayin edilmiş ise, hava veya boşlukta herhangi bir uzaklıktaki ışınlama hızı; uzaklıkların kareleriyle ters orantılı olarak değişir, yani 24

35 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK 2 d1 2 1 D = D bağıntısına göre hesaplanır. Burada; d 2 D 1 : kaynağın d 1 uzaklığındaki ışınlama hızı D 2 : kaynağı d 2 uzaklığındaki ışınlama hızı Ancak bu formül nokta kaynaklar için geçerlidir. Yani kaynağın boyutlarının söz konusu uzaklıklar yanında çok küçük olması gereklidir. Aksi halde ışınlama hızının hesaplanması daha güçleşir ve kaynağı gören katı açının fonksiyonu olarak D s φ D = bağıntısıyla bulunur. 2 Burada: D s : Kaynağın yüzeyindeki ışınlama hızı φ : Söz konusu noktada kaynağı gören katı açıdır Beta Yayınlayıcılar İçin Doz Hızı Aktivitesi Q olan nokta şeklindeki bir beta kaynağının 10 cm uzaklıktaki doz hızı D = 2700 Q rad/saat olarak ifade edilir. Doz hızı beta enerjisi ile çok az değişir. Burada havadaki soğurma ihmal edilmiştir. Ters kare kanunu uygulanırsa da 1 m uzaklıktan sonra havadaki soğurma karışıklıklara neden olur (Uğur, 1985) İnsan Vücudunda Bulunan Doğal Radyonüklitler Radyoaktif maddelerin vücuda giriş yolları, solunum bölgesi, sindirim yolları (gastrointestinal bölge) ve deri gibi kısımlardır. Bu yollar, dahili transferler ve atılım yolları Şekil de şematik olarak görülmektedir. Radyoaktif maddeler hücre dışı sıvılarla transfer bölümüne doğru giderler. Vücuda giren radyoizotop oldukça kompleks ve değişik transferlerle vücudun belli bölgelerinde toplanır. Soğrulmuş aktif madde, vücut içinde nispeten homojen olarak dağılmakla beraber, giren radyoaktif elementin kimyasal özelliklerine göre farklı bölgelerde yoğunlaşır. Örnek 25

36 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK olarak iyot tiroide, toprak alkali metaller kemikte, plütonyum kemik ve karaciğerde, alkali metaller ise yumuşak dokularda toplanırlar. Radyoizotop vücuda girişinden sonra uzun bir zaman-periyodunda idrar ve dışkı yoluyla dışarı atılır (Çetiner, 1990). Şekil Radyoizotopların alınış, atılış ve transfer yolları (Çetiner, 1990) Radyoaktif maddeli taneciklerin, hava, toprak ve bitkilere bulaşması sonucu vücudumuz dıştan ışınlanırken, solunum ve sindirim yoluyla vücut içine taşınan radyoaktif maddeli hava ve besinler de bizi içten ışınlamışlardır. Aslında insan milyonlarca yıldan beri çevresinde ve vücudunda bulunan doğal radyoaktif maddelerden saçılan radyasyonlarla birlikte yaşamaktadır. Örneğin, besinler yoluyla vücudumuza yerleşen doğal potasyumdaki K-40 radyoizotopu, her insanda 4400 Becquerel lik bir radyoaktivite göstermektedir. Hücreler bu gibi doğal radyoizotopların saldığı radyasyonlara karşı gerekli savunmayı yaparak kendilerini korumaktadır. İnsan vücudu, kendi içindeki ve çevresindeki doğal radyoaktif maddelerin yayınladığı kadar radyasyona her saniye hedef olmaktadır. Hatta vücudumuzdan yayınlanan radyasyonlar, çevremizde bize yakın kişileri az da olsa ışınlamaktadır (Atakan, 1990). 26

37 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK 40 K, 236 Ra ve 23S U in bozunma ürünleri, insan vücudunda bulunan doğal radyonüklitler olmakla beraber az miktarda l4 C ve 3 H te insan vücudunda bulunmaktadır. Bu radyonüklitler sindirim ve solunum yoluyla vücuda alınmaktadır (Karahan, 1997). Vücudumuzda bulunan radyoaktif elementlerden (özellikle K radyoaktif elementinden) dolayı da belirli bir radyasyon dozuna maruz kalırız. Yiyecek, içecek ve teneffüs ettiğimiz havadan aldığımız radyoaktivite nedeni ile vücudumuz doğal olarak radyasyona maruz kalmaktadır. Hava ortamında bulunan toz ve parçacıklardaki radyoaktif maddeler, solunum yolu ile insan vücuduna girerler ve iç ışınlamalara neden olurlar. İnsan, iç ışınlamada en büyük radyasyon dozunu 222 Rn den almaktadır. Bu radyoaktif gaz atomları, yerde ve atmosferde difüzyonla ortaya çıkan toryum ve uranyum atomlarının bozunuma uğraması sonucu üretilirler Radon ve toronun bozunma ürünlerine ek olarak alfa ışınları ve beta ışınlarıyla birlikte gama ışınları da yayınlayan 210 Po, 210 Pb ve 210 Bi atomları solunum yoluyla vücuda girerler. İnşaat ve yapı malzemelerinden çıkan radyoaktif 222 Rn, evlerde solunumla vücuda alınan en önemli radyonüklittir (Karahan, 1997). ICRP 30 verisine dayanan gramlık bir yetişkinde hesaplanmış radyonüklit konsantrasyonları Çizelge 1.8 de gösterilmiştir ( 27

38 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Çizelge 1.8. Radyonüklit Konsantrasyonları Nüklit Vücutta bulunan Vücutta bulunan nüklidin Nüklitlerin günlük nüklidin toplam toplam kütlesi alınımı aktivitesi Uranyum 90 µ g 30pCi (1.1Bq) 1.9 µ g Toryum 30 µ g 3pCi (0.11Bq) 3 µ g Potasyum mg 120nCi (4.4kBq) 0.39 mg Radyum 31 pg 30pCi (1.1Bq) 2.3 pg Trityum 95 µ g 0.4 µ Ci (15kBq) 1.8 µ g Polonyum 0.06 pg 0.6nCi (23Bq) pg 0.2 pg 1nCi (37Bq) ~0.6 µ g Özel Nüklitler İçin Doz Hesaplamaları Tek boyutta ışınlamanın olduğu durumlar ve etkin ortalama ömrün sabit olduğu zaman periyodunda doz hesabı oldukça basittir. Doz hesabı uygulamalarında, radyo nüklitlerin dağılımı tamamen komplextir. Fiziksel ve biyokimyasal süreçler etkin ortalama ömür üzerinde etkilidir. Nükleer tıpta kullanılan ve insanın maruz kaldığı önemli bazı radyo nüklitler şunlardır: Hidrojen-3 (trityum, yarı ömür-12,3 yıl) Trityum uzun yarı ömre sahiptir ve sadece çok düşük enerjilerde beta parçacıkları yayılır. Beta parçacıklarının maksimum enerjisi Mev ve yüzde bozunma 100% dür. Beta parçacıklarının her bir bozunma başında ortalama enerjisi Mev tur (Shapiro, 1974). a) Trityum Suyu Trityum suyu; vücut suyunu belirlemek amacıyla hastalara verilmek üzere kullanılır. Nükleer reaktörlerden Trityum un oksitlenmesinin ve yayımlanmasının bir 28

39 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK sonucu olarak atmosferde bulunur. Aynı zamanda atmosferdeki nükleer patlamalar ile de üretilebilir. Temel varsayımlara göre; nefes alarak veya yutularak vücuda alınan Trityum suyunun tamamı emilir ve serbestçe vücut suyuna karışır. Böylece birkaç saat içinde tüm dokular içine sızar. Vücut suyunun yüzdesi her doku için farklıdır. Bu oran ortalama olarak %60 değerindedir. Ancak kemik iliği gibi önemli dokularda yaklaşık olarak %80 oranında bulunur (Shapiro, 1974). Aşağıdaki matematiksel işlemlerle, vücut içinde bulunan Trityum su moleküllerinin ortalama ömrü hesaplanabilir. Vücut normal koşullar altında sabit seviyedeki su miktarını korur. Bir zaman periyodu üzerinden vücuda alınan su çok fazla ise elimine edilir. Yetişkin bir erkek günde 2500 ml su alır aynı zamanda da 2500 ml/gün elimine edilir (Bu suyun 2200 ml içilerek, 300 ml ise gıda maddesinin oksitletmesi ile açığa çıkan su ile alınır) Böylece vücut suyun günde veya lik kısmı kaybolur. Bu değer biyolojik eleme oranıdır. Ortalama ömür; 1/0.058 veya 17.2 gündür. Biyolojik yarı ömür 0.693x17.2 veya 12 gündür. Yetişkin bir erkek için yapılan testlerde 99 mrad lık dozdaki vücut suyu testindeki Trityum suyunun 1 mci si enjeksiyon veya gıda ile sağlanır. Kazayla Trityum suyu içen hayvan veya insanlarda yapılan deneyler, Trityumun küçük bir kısmının çok yavaş oranda vücuttan çıkarıldığını gösterir. Çalışan bir insan 46 mci yoğunluktaki Trityum suyunu; kazayla aldığı taktirde, idrarındaki trityum yoğunluğu 400 günden daha fazla bir sürede vücuttan atılabilir. Çalışmayan insanlarda ise idrardaki trityum yoğunluğu 415. günde bile küçümsenmeyecek bir değerdedir (Shapiro, 1974). 29

40 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK b) Trityum Timin Timin DNA nın ana nüklitidir. Ve DNA moleküllerinin sentezlenmesinde kullanır. DNA sentezi çekirdek hücresinde meydana gelir. Timinin büyük bir kısmı DNA sentezinin olduğu çekirdek hücresinde değiştirilir İyot-131 (Yarı ömür=8.05 gün) ve İyot-125 (yarı ömür=60 gün) 131 I 125 I Mev % Mev % Beta parçacıkları, max enerjileri ve yüzde bozunmaları x Gama fotonları, enerjileri ve yüzde bozunmaları x Beta parçacıkları veya elektron, bozunma başına ortalama enerji özgül doz oran sabiti 2 rad cm 2.1 mci hr 2 rad cm 0.6 mci hr Kaynak: Shapiro,

41 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Ksenon-133 (Yarı ömür=5.27 gün) ve Kripton-85 (Yarı ömür=10.3) 133 Xe 85 Kr Mev % Mev % Beta parçacıkları, max enerji ve yüzde bozunmaları Beta parçacıkları, bozunma başına ortalama enerji X Gama fotonları, enerji ve yüzde bozunma Gama sabiti (1 cm de R/mCi-hr) Kaynak: Shapiro, 1974 Kripton kendiliğinden tahmini 2x10-6 ile 1 büyüklüğündeki atmosfer içinde meydana gelir. Doğal olarak meydana gelen Kripton atomlarının izotopları ve bunların atmosferdeki yüzdelik oranları: 78 Kr % Kr % Kr % Kr % Kr % Kr % Kripton radyoaktif izotopları 74-77, 79, 79 m, 81, 81 m, 85, 85 m, ve 97 kütle numaralarını kapsar. Bunların birkaçı doğal Uranyum un kendiliğinden fizyonu ile yada kararlı Kripton izotoplarının kozmik ışınlarla indüklenmiş reaksiyonlarının sonucu olarak meydana gelir. 85 Kr nükleer fizyon reaksiyonlarında üretilir ve 10.7 yıllık yarı ömür süresince atmosfer içine yayılır. 31

42 1. GİRİŞ Tülin ÇABUK Çizelge 1.9. Kripton-85 fizyon verimleri (Crouch, 1977) Fizyon verimi (%) Nüklit Termal Fast 232 Th U U U Pu Kripton un bozunma şeması Şekil te gösterilmiştir. Kripton ve diğer soygazlar biyolojik yöntemler içermezler. Bunlar ard arda alınan nefeslerle; dokular ve vücut sıvısı içinde çözünmüş olarak bulunurlar. Şekil Kripton-85 in Bozunma Şeması 32

43 2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Tülin ÇABUK 2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Bu bölümde tez konumla ilgili daha önce yapılmış çalışmalar özetlenmiştir. Yapılan bir çalışmada atmosferdeki Kripton- 85 yoğunluğu incelenmiştir. Bu inceleme sonuçlarına göre; atmosferdeki Kripton- 85 yoğunluğu, nükleer silah üretimi ve denemelerinin sonucu olarak ve nükleer güç endüstrisinin gelişimine bağlı olarak 1955 yılından sonra artmaya başlamıştır. Son zamanlarda ise havadaki Kripton- 85 oranı azalma göstermiştir (Heler ve ark. 1977). Rozanski yıllarında yaptığı çalışmalarda Kripton- 85 i inceleyerek ölçüm verilerini hazırlamıştır. En son verilere göre; Kripton- 85 kuzey yarımküredeki atmosferde yaklaşık olarak 0.6 Bq/m 3 ve güney yarımküredeki atmosferde ise 0.4 Bq/m 3 oranında bulunmuştur. Atmosferdeki 84 K r ile kozmik notron ışınlarının girişimleri ve doğal Uranyum un kendiliğinden fizyonunun bir sonucu olarak atmosferde az miktarda Doğal 85 K r bulunur. Buna göre 85 K r in kararlı hal çevresel sayımları hesaplanabilir. Bu değer, tüm kara parçasının 3 cm üzerinde ve doğal uranyumun kendiliğinden fizyonundan dolayı su yüzeyinde 7,4 x Bq değerindedir. Kozmik ışınların girişimlerinin sonucu olarak atmosferde 3.7 x10 11 Bq değerindedir (Diethorn ve ark. 1972) ve 1975 yıllarında yapılan iki ayrı çalışmada Kripton-85 innükleer reaktörlerden nasıl üretildiği incelenmiş. Bu inceleme sonuçlarına göre; 85 K r in üretim miktarı, yakıt türü ve nükleer yanma derecesi ile ilişkilidir. Üretilen 85 K r miktarı reaktör türüne bağlı olarak çeşitlilik gösterir. I S.L reaktörleri için üretilen 85 K r miktarı yaklaşık olarak 1.1 ile 1.5x10 13 Bq/ MW(e) a değerindedir (Erdman ve ark.). Vienna, 1980 yılında yaptığı bir çalışmada Kripton un çevresel ortamdaki davranışını incelemiş. Değişik sınır koşulları kullanarak, Kripton un ortamdaki dağılımı için bir kaç model geliştirmiştir. Bunların en önemlisi Gaussıan Plume difüzyon modelidir. 30 m yükseklikteki ortamı kaplayan bir yayılım için çeşitli mesafedeki Kripton yoğunlukları Çizelge 2.1 de verilmiştir. 33

44 2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Tülin ÇABUK Çizelge 2.1. Çeşitli mesafedeki Kripton yoğunlukları (FR Directorate of Health Protection, 1979) Mesafe (km) Yoğunluk (Bq/m 3 ) x x x x yılında yapılan bir çalışmada Kripton -85 in vücut içine alımı incelenmiştir. Bu inceleme sonuçlarına göre; Kripton -85, iç ışınlama (solunum) veya dış ışınlama yolu ile vücut içine alınır. Vücut içine alınan Kripton, kan ve lenf sıvısı tarafından vücut içinde dağıtılır ve çeşitli dokularda soğrulur. Bu çalışma sonuçlarına göre; vücut dokusundaki Kripton 85 konsantrasyonu, atmosferdeki 85 Kr yoğunluğu ile Ostwald katsayısının çarpımı ile belirlenmiştir. Ve vücudun tüm dokulardaki 85 Kr yoğunluğunun aynı olmadığı görülmüştür. Yağlı dokudaki Kripton -85 yoğunluğu, diğer dokulardaki yoğunluğun yaklaşık olarak 50 katı kadardır. Kripton-85 in soğrulmasının dokuya göre farklılık göstermesinin nedeni, Ostwald sabitinin dokuya göre farklı değer almasıdır. Ostwald sabiti, yağlı doku için 0.45 iken, yağsız doku için 0.07 dir (NCRP No.44, 1975) yılında yapılan başka bir çalışmada; Atmosferdeki Kripton-85 in birim yoğunluk başına vücut organları için soğurulan doz değerleri hesaplanmış ve bu değerler Çizelge 2.2 de verilmiştir yılındaki çalışmalarda çeşitli organlardaki eşdeğer doz miktarları hesaplanmış ve bu değerler Çizelge 2.3 te listelenmiştir. Kripton -85 radyasyonu için kalite faktörü birdir. Bu yüzden eşdeğer doz değerleri sayıca soğrulan doz değerlerine eşittir (International Commission on Radiological Protection, 1979). 34

45 2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Tülin ÇABUK Çizelge 2.2. Yarı sonsuz uzaydaki 85 Kr için organlara göre soğrulan doz değerleri (NCRP No. 44, 1975) Havadaki 85 Kr Deri Yağlı doku ORGAN Akciğer Kırmızı kemik iliği İskelet Yumurtalık Testis Havadaki foton Havadaki beta Havadaki frenleme ışınımı Derideki frenleme ışınımı Vücuttaki 85 Kr Vücuttaki fotonlar Vücuttaki beta Vücuttaki frenleme ışınımı Derideki frenleme ışınımı Toplam Toplam [I 3 ] Çizelge 2.3. Yarı sonsuz uzay içindeki 85 Kr için doz değerleri (International Commission on Radiological Protection, 1979) Doz Eşdeğerleri Ağırlandırma Katsayısı Etkin Doz Eşdeğeri Eşey hücresi Göğüs Kırmızı kemik iliği Akciğer Kemik yüzeyi Dalak İnce bağırsak çeperi Böbrek Karaciğer Deri Toplam

46 2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Tülin ÇABUK 36

47 3. MATERYAL METOD Tülin ÇABUK 3. MATERYAL METOD 3.1. Işın Gönderme Cihaz Modeli Radyasyon terapileri, kanser tedavilerinde geniş çapta kullanılan bir uygulamadır. Son zamanlarda proton radyasyon terapilerinde foton radyasyon terapilerine göre artış gözlenmektedir. Vücutta çok farklı şekil, boyut ve konumlardaki tümörlerin tedavisinde proton radyasyon terapileri yerine tek çeşit doz kullanılarak hızlandırılmış proton ışın demetleri vücuda uygulanmaktadır (Koehler ve ark. 1977; Gottschalk ve ark. 1991). Dünya çapındaki 25 proton terapi merkezlerinin büyük çoğunluğunda pasif ışın yayma teknikleri kullanılmaktadır. Pasif ışın yayma uygulamalarında; derinlerdeki tümörler için tek çeşit doz sağlamak amacıyla döner dağılım modülatör cihazı, ışınları yanal olarak yaymak ve düzleştirmek için statik saçılma levhaları ve son olarak tümörlerin konumlarına göre ışınların kesit alanlarını ayarlamak için ayar düğmesi kullanılır (Sisterson, 2005). 250 MeV enerjiden daha büyük enerjiye sahip protonlar kolimatörlerde reaksiyon göstererek, pek çok nicelikte nötronlar üretirler. Böylece hastanın tüm vücudu nötrona maruz kalır. Derin tümör tedavilerinde, 10mGyGy -1 üzerindeki her bir doz başına maximum soğrulan nötron doz miktarını hesaplamak için Monte Carlo modeli kullanılmıştır (Sisterson, 2005). Harvard Cyeltron laboratuarında yapılan bir çalışmada; göz merceği enjektörü, radyoameliyat enjektörü ve büyük alan enjektörü kullanılarak 160 MeV enerjili proton ışın demetleriyle yapılan tedavide H/D değerleri ölçülmüştür. Bu çalışmada 2 ayrı durum için H/D değerleri hesaplanmıştır. Bunlardan ilki, eş merkezden 50 cm uzaklıktaki mesafede artan açı değerlerine karşılık tedavi enjektörleri için hesaplanan H/D değerleridir. Diğeri 0.91 ile 15 msvgy -1 değerleri arasındaki alanlarda büyük alan enjektörleri için hesaplanan H/D değerleridir (Yan ve ark. 2002). 37