دستگاه تصویربرداری برش نگاری با نشر پوزیترون(pet) یکی از قدرتمندترین ابزارهای علمی و بالینی در بررسی فرآیندهای بیوشیمی در بدن انسان است. با استفاده از این تکنیک، یک رادیوایزوتوپ کوتاه عمر گسیلنده پوزیترون، وارد بدن بیمار- معمولا در سیستم گردش خون- می شود. چهار رادیوایزوتوپ (_^18)f،(_^11)c،(_^13)n و (_^15)o به دلیل نیمه عمر کوتاه و جانشینی آسان با مولکول های زیستی، پرکاربردترین رادیوایزوتوپ های کوتاه عمر هستند. نیمه عمر یک رادیوایزوتوپ جهت توزیع منطقه ای، باید به اندازه کافی بلند باشد و از سوی دیگر برای به حداقل رساندن پرتوگیری بیمار، باید به طور مناسبی کوتاه باشد؛ این شرط به خوبی در مورد (_^18)f صدق می کند که رایج ترین رادیوایزوتوپ pet به شمار می رود. یکی از روش های برتر تولید رادیوایزوتوپ های کوتاه عمر(slr) مورد استفاده در pet، به دلیل سادگی، ارزانی و ساختار قابل حمل؛ روش تولید با دستگاه پلاسمای کانونی است. در سال های اخیر، پژوهشگران استفاده از پلاسمای کانونی برای تولید چند رادیوایزوتوپ کوتاه عمر را با بازده واکنش نسبتا بالا در هر شات، به اثبات رسانیده اند. تولید رادیوایزوتوپ با پرکردن محفظه دستگاه از مخلوط یک گاز با عدد اتمی پایین(lz) و یک یا چند گاز با عدد اتمی بالاتر(hz)، صورت می گیرد. بنابراین اگر محفظه دستگاه با گازlz دوتریوم و (_^20)ne به عنوان گاز hz پر شود، (_^18)f از طریق واکنش (_^20)ne(d,?)(_^18)f به دست خواهد آمد. در این کار، ما به بررسی امکان تولید آزمایشگاهی رادیوایزوتوپ (_^18)f با استفاده از دستگاه پلاسمای کانونی ir-mpf-100 ( واقع در سازمان انرژی اتمی ایران) پرداختیم که محفظه دستگاه، باید با گاز دوتریوم و درصدهای مختلف گاز (_^20)ne پر می شد. سپس با استفاده از محاسبات عددی، تعداد رادیوایزوتوپ های(_^18)fتولید شده در هر شات و اکتیویته آن ها را برای درصدهای مختلف از گاز نئون( حداکثر تا 15 درصد) شبیه- سازی کردیم.

توسعه وسایل تشخیصی در پزشکی هسته ای از جمله سیستم توموگرافی گسیل پوزیترون (pet) سهم به سزایی در تشخیص و درمان بسیاری از بیماری ها ی صعب العلاج داشته است. ولیکن با وجود پیشرفت های چشمگیر در زمینه ی توسعه ی سیستم های تصویر برداری، این روش بدلیل عدم توسعه ای هم پا در زمینه تولید رادیوایزوتوپ های کوتاه عمر مورد استفاده در pet به طور گسترده مورد استفاده ی بیمارستانی قرار نگرفته است. پیچیده و پرهزینه بودن ساخت سیستم های تولید کننده رادیوایزوتوپ های pet (سیکلوترون و رآکتور) را می توان دلایل اصلی این عدم توسعه دانست. در سالهای اخیر مطالعات بر روی تولید رادیوایزوتوپ های کوتاه عمر به وسیله دستگاه پلاسمای کانونی نویدبخش تولید این رادیوایزوتوپ ها با صرف هزینه هایی بسیار کمتر از آنچه که قبلا در ساخت سیکلوترون های پزشکی و رآکتور ها صرف می شد، می باشد. دستگاه پلاسمای کانونی نوع مدر با انرژی 115 کیلوژولی100 ir-mpf-برای تولید رادیوایزوتوپ کوتاه عمر (t_(1/2)=9/93min) نیتروژن 13، از طریق واکنش(_^12)c (d,n) (_^13)n مورد بررسی قرار گرفت. این رادیوایزوتوپ گسیلنده پوزیترون بوده و در روش تشخیصی توموگرافی گسیل پوزیترون مورد استفاده قرار می گیرد. در این پایان نامه با استفاده از محاسبات تئوری نشان داده شده است که دستگاه 100 ir-mpf-با استفاده از هدف جامد گرافیت توانایی تولید نیتروژن 13 با اکتیویته ایی از مرتبه ی?10?^( 7 )، و در صورت تزریق 3-4 درصد گاز متان به عنوان هدف توانایی تولید نیتروژن 13 با اکتیویته ایی از مرتبه ی?10?^(6 )-?10?^9 bq را دارا می باشد.

‏‎در این پایان نامه, ‎‏ما به مطالعه و بررسی راکتور آزمایشی گداخت هسته ای کوچک با استفاده از روش محصورسازی اینرسی پرداخته ایم. راکتور مورد نظر,‎ ‎‎به صورتی طراحی شده است که شرایط لازم جهت دستیابی به نقطه پایاپای و حتی بیشتر را دارد. در‎‎ اینجا با استفاده از مفاهیم فیزیکی مربوط به گداخت هسته ای‎,‎ ابتدا‎ دو دستگاه پلاسمای کانونی نوع مدر که هر کدام دارای ولتاژ ‎200 ‎k‎v‎ ‎‏ و انرژی ‎ ‎3mj‎‎‏ می باشند‏ طراحی شدند. سپس با استفاده از قوانین فیزیکی مربوط به محصورسازی گداخت لختی‎, هدف‏ ‎محرک‎ غیر مستقیم را طراحی ‏نمودیم. این هدف که شامل لایه نازکی از سوخت ‎dt‎‏ جامد است,‎‎‎ ‎‏درون‎ هولرامی متشکل از لایه نازکی از طلا که با فوم ‎ch‎‏ پر شده‎,‎ قرار گرفته است. در مرحله بعد از باریکه های یون سبک حاصل از دو دستگاه پلاسمای کانونی که هر کدام دارای انرژی ‎ ‎4.8 ‎mj‎‎‏ هستند به عنوان محرک یون سبک برای هدف کروی طراحی شده استفاده نمودیم. در گام بعد‎‏ی برای بالا بردن بهره و انرژی تولیدی راکتور به طراحی دو هدف تیتانیومی‎‎ آلایش شده با تریتیوم‎‏ پرداخته ایم‎‎. در نهایت مجموع انرژی ‏ های حاصل از گداخت در قسمت های مختلف راکتور, ما را به انرژی فراتر از نقطه پایاپای رسانید.