SavedAdd your journal

Journals / Afyon Kocatepe Üniversitesi Fen ve Mühendislik Bilimleri Dergisi / 2026 / Cilt: 18 Sayı: 2

Cs-137, Co-60 ve Na-24 için Monte Carlo Simülasyonu Kullanılarak Farklı Vücut Organlarının Doz Değerlendirilmesi

Umit Kara
Pages
710–726
Publication Date
2018-08-31
DOI
—
🏛️Bibliographic metadata and full text access for this article are provided via DergiPark.
DergiPark Record ↗
✨

AI Summary & Key Takeaways

AI Insight
⚡ TL;DR(Too Long; Didn't Read)

Organ dozunun kaynak gücü ve maruz kalınan süre ile değiştiği gözlemlenirken, insan vücudunun etkin doza maruz kalma süresi ile lineer bağımlılığı bulunmuştur.

📌 3 Key Takeaways

🎯
Objective & Hypothesis:Yapılan araştırmada, Cs-137, Co-60 ve Na-24 radyoaktif kaynaklarının harici kullanımında bireysel organ dozunun ve insan vücuduna etkin dozun tahmini için Monte Carlo VMC kod simülasyonu kullanılmıştır.
📊
Key Findings & Data:Yapılan araştırmada, Cs-137, Co-60 ve Na-24 radyoaktif kaynaklarının harici kullanımında bireysel organ dozunun ve insan vücuduna etkin dozun tahmini için Monte Carlo VMC kod simülasyonu kullanılmıştır.
💡
Conclusion & Impact:Organ dozunun kaynak gücü ve maruz kalınan süre ile değiştiği gözlemlenirken, insan vücudunun etkin doza maruz kalma süresi ile lineer bağımlılığı bulunmuştur.
🔬Design:Experimental Field Trial
📍Scope:Comprehensive Sample
⚙️Variables:Etkin doz · Organ · Monte Carlo

Özet

Yapılan araştırmada, Cs-137, Co-60 ve Na-24 radyoaktif kaynaklarının harici kullanımında bireysel organ dozunun ve insan vücuduna etkin dozun tahmini için Monte Carlo VMC kod simülasyonu kullanılmıştır. Organ dozunun kaynak gücü ve maruz kalınan süre ile değiştiği gözlemlenirken, insan vücudunun etkin doza maruz kalma süresi ile lineer bağımlılığı bulunmuştur.

🔖

Cite This Article

Kara, U. (2018). Cs-137, Co-60 ve Na-24 için Monte Carlo Simülasyonu Kullanılarak Farklı Vücut Organlarının Doz Değerlendirilmesi. Afyon Kocatepe Üniversitesi Fen ve Mühendislik Bilimleri Dergisi, Cilt: 18 Sayı: 2, 710–726. https://ajindex.com/articles/1354934

📄 Full Text PDF Viewer

📄

PDF görüntüleyici hazırlanıyor...

References (3)

  1. Jacob, P. and Meckbach R., 1987. Shielding factors and externaldose evaluation. Radiation Protection Dosimetry, 21, 79–85.
  2. Kis, Z., K. Eged, Voigt, R.M. and Müller,H.M., 2003. Guidelinesfor Planning Interventions Against External Exposure in Industrial Area after a Nuclear AccidentPart II: Calculation of Doses Using Monte Carlo method GSF Report,IAEA,34, 38.
  3. Meckbach, R.,Jacob P. and ParetzkeH.G., 1988. Gamma exposures due to radionuclides deposited in urban environments. Part I: kerma rates from contaminated urban surfaces. Radiation Protection Dosimetry, 25, 167–179. Velasques, O.S.M., 2005. Effective doses to patients: possibilities of optimisation. Radioprotección, 49, 145–148.