TARIFNAME ÇIZGISEL VE DISK KAYNAK FORMUNDA Pr-142 ORTA DOZ HIZLI /YÜKSEK DOZ HIZLI BRAKITERAPI RADYOIZOTOP KAYNAK ÜRETIM YÖNTEMI TEKNIK ALAN Bulus, kanser tedavisinde brakiterapi uygulamalarinda kullanilmaya uygun, bir arastirma reaktörü nötron akisi vasitasiyla nadir toprak elementi (REE) olan Pr-141 monoizotopik praseodim elementinden çizgisel ve disk kaynak formunda Pr-142 radyoizotop kaynaginin üretim yöntemi ile ilgilidir. ÖNCEKI TEKNIK Brakiterapi, kanserli hücrelerin bulundugu yere dogrudan isin verebilmek için vücudun içine küçük radyoaktif kaynaklarin yerlestirilmesi olarak tanimlanmaktadir. Brakiterapinin temel amaci, etraftaki normal saglikli dokulari radyasyondan koruyarak tümörlü bölgeye yüksek dozlarda radyoterapi (isin tedavisi) verebilmektir. Brakiterapi, radyoaktif kaynaklarin özel aplikatörler yardimiyla dogal bir vücut bosluguna, isinlanacak doku ile temas edecek sekilde yerlestirilmesi ile gerçeklestirilmektedir. Kanser tedavisinde, halihazirda beta ve gama yayinlayici belirli radyoizotop kaynaklar yardimiyla farkli tipteki brakiterapi uygulamalari yapilmaktadir. Bahsedilen brakiterapi tipleri, intrakaviter; intersitisyel; yüzeyel; intralüminal; intraoperatif ve intravasküler seklinde siralanabilmektedir. Brakiterapide kullanilan beta ve gama yayinlayici radyoizotop kaynaklari ise Cs-137, lr-192, Pd-103, Sr- siralanabilmektedir. Bahsedilen radyoizotop kaynaklari, düsük doz hizli (LDR:0,4-2 Gy/h), orta doz hizli (MDR: olarak uygulanmaktadir. Brakiterapide kullanilacak olan radyoizotop kaynak, direkt uygulama, ön yüklemeli ve sonradan yüklemeli kaynak aplikatörleri vasitasiyla veya uzaktan mekanik kaynak yüklemeli aplikatörlü tekniklerle hastaya uygulanmaktadir. Teknigin bilinen radyoizotop kaynaklari, brakiterapide geçici ve kalici tedavi uygulamasinda kullanilmaktadir. Brakiterapinin uygulandigi kanser türlerinden prostat tedavisinde kalici tohum implantlarda, ortalama enerjisi 28 keV olan l-125 veya ortalama enerjisi 20,5 keV olan Pd-103 radyoizotop kaynagi seçilmektedir. Ancak prostat tedavisinde geçici tohum implantlarinda, nispeten daha uzun ömürlü olan lr-192 radyoizotop kaynagi seçilmektedir. Brakiterapinin siklikla uygulandigi kanser türlerinden oftalmik (göz) kanserlerinde intraoküler tümörlerden uveal melanom ve retinoblastomlara, yari radyoizotop kaynak plaklari yaygin olarak kullanilmaktadir. Teknigin bilinen durumunda bahsedilen radyoizotop kaynaklarin kullanildigi tedavi süreçleri oldukça uzun sürmektedir. Ayrica bahsedilen brakiterapi uygulamalarinda, fotonlarin menzillerinden kaynakli hastaya gereksiz doz verilebilmektedir. Bu da fotonlarin tümörlü hücreyi asip saglikli dokularin isinlanmasina ve zarar görmesine sebebiyet vermektedir. Örnek vermek gerekirse; yari ömrü 30,1 yil olan Cs-137 gama yayinlayici radyoizotop kaynak (661,6 keV; siddet %85,1), yüksek doz hizli (HDR) olarak kullanildiginda temel sorunlar ortaya çikmaktadir. Kullanilan Cs-137 gama yayinlayici radyoizotop kaynagin yaydigi fotonlarin menzilidir. Fotonlarin menzili, malignant prostat tümörünü de asarak ve diger saglikli dokulari isinlayarak gereksiz fazladan doza sebep olmaktadir. Cs-137 gama yayinlayici radyoizotop kaynagin doz dönüsüm katsayisi, Dy:0,531 MeV/(Bq-s) olup nispeten yüksektir. ve ortalama beta doz dönüsüm katsayisi ise Dß=0,187 MeV/(Bq-s) olup oldukça düsüktür. Bu da hastanin oldukça fazla gama dozuna maruz kalmasina neden olmaktadir. Benzer sekilde brakiterapide kullanilan yüksek doz hizli lr-192 radyoizotop kaynaginin ortalama beta enerjisi 0,179 MeV (siddeti: %95,1) ve ortalama beta doz dönüsüm katsaiyisi ise Dß=0,170 MeV/(Bq-s)'dir. Bahsedilen radyoizotop kaynak, prostat bezine yüklendiginde daha düsük doz vermektedir. Bu da tedavi süresinin oldukça uzun olmasina neden olmaktadir. Ayrica tedavi süresinin uzun olmasindan dolayi, hedef doku disindaki saglikli dokular daha uzun süre gama dozuna maruz kalmaktadir. Sonuç olarak, yukarida bahsedilen tüm sorunlar, ilgili teknik alanda bir yenilik yapmayi zorunlu hale getirmistir. BULUSUN KISA AÇIKLAMASI Mevcut bulus, yukarida bahsedilen dezavantajlari ortadan kaldirmak ve ilgili teknik alana yeni avantajlar getirmek üzere, çizgisel ve disk kaynak formunda Pr-142 radyoizotop kaynaginin üretim yöntemi ile ilgilidir. Mevcut bulusun amaci; prostat interstisyel brakiterapi ve oftalmik(göz) episkleral brakiterapi uygulamalarinda radyoizotop kaynak olarak kullanilmak üzere Pr-142 radyoizotop kaynaginin üretim yöntemini gelistirmektir. Mevcut bulusun amaci; beta yayinlayici (%99,9836 oraninda beta bozunumu) Pr- 142 radyoizotop kaynaginin üretim yöntemini gelistirmektir. Mevcut bulusun amaci; brakiterapide halihazirda kullanilan konvansiyonel radyoizotop kaynaklarla basarilan kanser tedavi süresini yaklasik 4,5-5 kat kisaltan ve hedef organ komsulugundaki riskli organlara verilen gereksiz dozu minimize eden Pr-142 radyoizotop kaynaginin üretim yöntemini gelistirmektir. Bu sayede, kanser tedavisi süresince saglikli dokular daha fazla korunmaktadir. Mevcut bulusun amaci; dokudaki ortalama beta menzili daha kisa ve nispeten daha kisa ömürlü olan çizgisel ve disk kaynak formunda Pr-142 radyoizotop kaynaginin üretim yöntemini gelistirmektir. Mevcut bulusun bir diger amaci; rahim agzi (serviks) ve rahim (endometriyum) gibi jinekolojik kanserlerin, nazofarenks gibi bas-boyun kanserlerinin, cilt ve meme kanserlerinin tedavisi için brakiterapi uygulamalarinda radyoizotop kaynak olarak kullanilabilecek Pr-142 radyoizotop kaynaginin üretim yöntemini gelistirmektir. Mevcut bulusun bir diger amaci; malignant tümörlü bölgeye istenilen seviyede tedavi dozunu daha etkin bir sekilde verilmesini saglayan, Cs-137 ve lr-192 gama kaynaklarina kiyasla göreceli yüksek doz etkinligine sahip Pr-142 radyoizotop kaynaginin üretim yöntemini gelistirmektir. Mevcut bulusun bir diger amaci; seçilen hedef organa orta doz hizli veya yüksek doz hizli radyoizotop kaynak olarak doz verme avantajini sunan yeni bir brakiterapi amaçli Pr-142 radyoizotop kaynaginin üretim yöntemini gelistirmektir. Mevcut bulusun bir diger amaci; ayni hedef malzemeden belirli bir süre (örnegin; yaklasik 30 gün) geçtikten sonra yeniden reaktörde isinlamayla üretilebilen Pr-142 radyoizotop kaynaginin üretim yöntemini gelistirmektir. Mevcut bulusun bir diger amaci; üretiminden 10-14 saat sonra istenilen seviyede dozimetrik özelliklere (doz hizi, doz homojenligi gibi) sahip olan Pr-142 radyoizotop kaynaginin üretim yöntemini gelistirmektir. Yukarida bahsedilen ve asagidaki detayli anlatimdan ortaya çikacak tüm amaçlari gerçeklestirmek üzere mevcut bulus, kanser tedavisinde brakiterapi uygulamalarinda kullanilmaya uygun çizgisel ve/veya disk kaynak formunda Pr-142 radyoizotop kaynaginin üretim yöntemi ile ilgilidir. Bulusun yeniligi; praseodim metalik formunu veya praseodim oksitin en az bir formda hazirlanmasi; en az bir reaktörde yaklasik 2,5X1012 n/cm2/S' termal nötron akisinda, bir birinci süreyle isinlanmasi ve net Pr miktarlarindan MBq mertebelerinde Pr-142 radyoizotop kaynagin üretilmesi adimlarini içermesidir. Bulusun mümkün bir yapilanmasinin özelligi, orta doz hizli(MDR) ve yüksek doz hizli(HDR) brakiterapi uygulamalarinda kullanilmasi için Pr-142 radyoizotop kaynaktan yayinlana betalarin en az %90'inin geçebilecegi bir et kalinligina sahip en az bir kapsüle doldurulmasi veya en az bir kaynak aplikatörüne yerlestirilmesi adimini içermesidir. Bulusun mümkün bir yapilanmasinin özelligi, bahsedilen Pr-142 radyoizotop kaynagi tamamen tükendikten sonra reaktörde tekrar yaklasik 2,5X1012 n/cm2/S' termal nötron akisinda, belli bir süreyle isinlanmasi ve tekrar kullanilabilir hale gelmesi adimini içermesidir. Bulusun mümkün bir diger yapilanmasinin özelligi, kati çizgisel formda Pr-142 radyoizotop kaynagin üretilmesi için en az bir praseodim oksit formunun en az bir kilifa doldurulmasi; bahsedilen kilifin sizdirmaz bir sekilde kapatilmasi; içi doldurulan kilifin, çizgisel kaynak isinlama magazini olarak da adlandirilan en az bir magazine yerlestirilmesi ve conta ve teflon gibi sizdirmazlik saglayan en az bir malzeme ile kapatilmasi; bahsedilen magazinin, içinde, tercihen 12,7 mm çapinda olan, çiplak bir adet standart Au-Al foil ve disinda, Cd kilif içinde bir adet standart Au-Al foil bulunan, teflon/HDPE malzemeden mamul olan silindirik bir forma sahip en az bir isinlama tüpüne konulmasi; bahsedilen isinlama tüpünün reaktördeki en az bir Al-isinlama tüpü içine konularak isinlanmasi ve kati çizgisel formda en az bir Pr-142 radyoaktif kaynagin üretilmesi adimlarini içermesidir. Bulusun mümkün bir diger yapilanmasinin özelligi, 95-120 mg araliginda ve en az alüminyum ve plastik en az bir kilifa doldurulmasi adimini içermesidir. Bulusun mümkün bir diger yapilanmasinin özelligi, ortalama %40 Pr içeren en az bir praseodim cam mikroküre toz formunun ince olan en az bir kilifa doldurulmasi adimini içermesidir. Bulusun mümkün bir diger yapilanmasinin özelligi, 0,2-0,3 mm araliginda bir kalinliga sahip ve azami 30 mm boyunda olan en az bir praseodim cam formundaki çubugun en az bir kilifa konmasi adimini içermesidir. Bulusun mümkün bir diger yapilanmasinin özelligi, bahsedilen praseodim oksit toz formunun veya en az bir praseodim cam mikroküre toz formunun bir ucu kapali ince bir kilifa doldurulmasi için, pencere et kalinligi 25-50 um Alüminyum veya 18- 50 um mylar kalinligina esdeger kapiler bir plastik ya da <25-50 um et kalinligindaki altin bir tüpe özel bir toz doldurma mekanizmasiyla doldurulmasi ve otomatik olarak tüpün "açik uç" kisminin sizdirmaz sekilde kapatilmasi adimlarini içermesidir. Bulusun mümkün bir diger yapilanmasinin özelligi, bahsedilen praseodim oksit toz formunun veya en az bir praseodim cam mikroküre toz formunun bir ucu kapali ince bir kilifa doldurulmasi için, kararli P-141 hedef izotopu içeren toz veya mikroküre toz formun en az bir ince kapiler bir altin veya alüminyum tüpe özenle doldurulmasi ve 25 um Al folyo ile tikaçlanmasi ve "açik uç" kisminin uygun bir usulle sizdirmaz sekilde kapatilmasi ve bu haliyle reaktöre isinlamaya gönderilmesi adimlarini içermesidir. Bulusun mümkün bir diger yapilanmasinin özelligi, kati disk formunda Pr-142 radyoizotop kaynagin üretilmesi için ortalama 175-210 mg araliginda praseodim elementi içeren 205-260 mg araliginda praseodim oksidin toz formunun, %30 oraninda en az bir selüloz baglayici malzemeyle homojen bir sekilde karistirilmasi; karisimin, en az bir pres cihazi yardimiyla yaklasik 9-10 ton/cm2 basinçta, 1,02- 1,20 mm araliginda degisen kalinlikta preslenerek disk formuna getirilmesi; önceden yapilmis 25 pm-Al pencereli HDPE kaynak aplikatörüne, arkasi uygun bir plastik veya pamukla desteklenecek sekilde konulmasi; HDPE kaynak aplikatörünün, bahsedilen reaktörde bulunan Al-isinlama tüpü içine konularak nötron akisi yaklasik 2,5X1012 n/cm2/S' mertebesinde olacak sekilde bir üçüncü süreyle isinlanmasi ve disk formunda Pr-142 radyoizotop kaynagin üretilmesi adimlarini içermesidir. Bulusun mümkün bir diger yapilanmasinin özelligi, kati disk formunda Pr-142 radyoizotop kaynagin üretilmesi için en az %99 saflikta metalik praseodim foilin, en az bir disk kesici (puncher) ile dairesel olarak 13 mm çapinda kesilmesi; kesilen foilin altlik üzerine yapistirilmasi ve önceden yapilmis 14 mm çapinda 25 pm-Al pencereli HDPE kaynak aplikatörüne konulmasi; HDPE kaynak aplikatörünün, bahsedilen reaktörde bulunan Al-isinlama tüpü içine konularak nötron akisi yaklasik 2,5X1012 n/cm2/S' mertebesinde olacak sekilde bir üçüncü süreyle isinlanmasi ve disk formunda Pr-142 radyoizotop kaynagin üretilmesi adimlarini içermesidir. Bulusun mümkün bir diger yapilanmasinin özelligi, 13 mm çapinda, en az %99 saflikta metalik praseodium foilin, bir birinci degerde (örnegin; 0,25mm veya 0,5mm veya 0,75mm veya 1mm veya 1,5mm veya 2mm) sehim verecek sekilde içbükey (konkav) bir egrilik yariçapi (örnegin; her bir sehim degeri için sirasiyla 84.72mm, bahsedilen reaktörde bir Al-isinlama tüpü içine konularak nötron akisi yaklasik 2,5X1012 n/cm2/s' mertebesinde olacak sekilde bir üçüncü süreyle isinlanmasi ve içbükey (konkav) disk formunda Pr-142 radyoizotop kaynagin üretilmesi adimlarini içermesidir. Bu sayede, metalik praseodium foilin, oftalmik göz brakiterapisine daha elverisli yüzeyel plak kaynak olmasi saglanmaktadir. SEKILLERIN KISA AÇIKLAMASI Sekil 1' de bulus konusu radyoizotop kaynak üretim yönteminde kullanilan metalik praseodim foile 0,25mm sehim ve 84,72mm egrilik yariçapi degerindeki halinin yandan temsili bir görünümü verilmistir. Sekil 2'de bulus konusu radyoizotop kaynak üretim yönteminde kullanilan metalik praseodim foile 0,5mm sehim ve 42,69mm egrilik yariçapi degerindeki halinin yandan temsili bir görünümü verilmistir. Sekil 3'te bulus konusu radyoizotop kaynak üretim yönteminde kullanilan metalik praseodim foile 0,75mm sehim ve 28,82mm egrilik yariçapi degerindeki halinin yandan temsili bir görünümü verilmistir. Sekil 4'te bulus konusu radyoizotop kaynak üretim yönteminde kullanilan metalik praseodim foile 1,0mm sehim ve 22,00mm egrilik yariçapi degerindeki halinin yandan temsili bir görünümü verilmistir. Sekil 5'te bulus konusu radyoizotop kaynak üretim yönteminde kullanilan metalik praseodim foile 1,5mm sehim ve 15,40mm egrilik yariçapi degerindeki halinin yandan temsili bir görünümü verilmistir. Sekil 6'da bulus konusu radyoizotop kaynak üretim yönteminde kullanilan metalik praseodim foile 2mm sehim ve 7,80mm egrilik yariçapi degerindeki halinin yandan temsili bir görünümü verilmistir. BULUSUN DETAYLI AÇIKLAMASI Bu detayli açiklamada bulus konusu sadece konunun daha iyi anlasilmasina yönelik hiçbir sinirlayici etki olusturmayacak örneklerle açiklanmaktadir. Bulus, kanser tedavisinde brakiterapi uygulamalarinda kullanilmaya uygun olan çizgisel ve/veya disk kaynak formunda Pr-142 radyoizotop kaynaginin üretim yöntemi ile ilgilidir. Bahsedilen üretim yöntemi, praseodim metalik formunun veya praseodim oksitin (Pr203) en az bir formda hazirlanmasi; reaktörde yaklasik 2,5X1012 n/cm2/s' termal nötron akisinda, bir birinci süreyle isinlanmasi ve net praseodim (Pr) miktarlarindan MBq mertebelerinde Pr-142 radyoizotop beta kaynaginin üretilmesi adimlarini içermektedir. Bahsedilen birinci süre tercihen, 20- dakika araligindadir. Bulusun tercih edilen bir uygulamasinda bahsedilen üretim yöntemi, orta doz hizli (MDR) ve yüksek doz hizli (HDR) brakiterapi uygulamalarinda kullanilmasi için Pr- 142 radyoizotop kaynaktan yayinlanan betalarin en az %90'inin geçebilecegi bir et kalinligina sahip en az bir kapsüle doldurulmasi veya en az bir kaynak aplikatörüne yerlestirilmesi adimini içermektedir. Üretilen Pr-142 radyoizotop kaynagi, üretimden en geç 10 saat içinde brakiterapi uygulamalarinda kullanilabilir hale gelmektedir. Pr-142 radyoizotop kaynak, üretiminden 10-14 saat sonra brakiterapide uygun bir doz optimizasyonu/doz programiyla (Gy/fraksiyon) kullanilabilmektedir. Pr-142 radyoizotop kaynak üretiminden itibaren 8 gün sonra tamamen tükenmektedir. Bu sürenin sonunda atik doz etkisi minimal düzeyde kalmaktadir. Atik aktivite, hedef malzemenin önerilen analitik safsizligi(%99,9) uygulanmadigi takdirde degisebilmektedir. Bulusun tercih edilen bir uygulamasinda bahsedilen üretim yöntemi, bahsedilen Pr- 142 radyoizotop kaynagi tamamen tükendikten sonra reaktörde tekrar yaklasik 2,5X1012 n/cm2/s' termal nötron akisinda, bir birinci süreyle isinlanmasi ve tekrar kullanilabilir hale gelmesi adimini içermektedir. Bahsedilen praseodim oksitin (Pr203) formlari, praseodim cam mikroküre ve metalik praseodim folyo formundan çizgisel kati kaynak veya %84,5 Pr element içeren praseodim oksit toz formunun küçük boyutlu (<13mm çapinda) disk ve ince metalik praseodim foilin (burada bahsedilen praseodim foil, en az %99,9 Pr element içermektedir) kesilerek hazirlanmaktadir. Oftalmik göz kanseri tedavilerinde yapilacak episkleral plak brakiterapisi uygulamasina elverisli olmasi için tercihen 13 mm çapindaki bahsedilen metalik foile, bir birinci degerde (bahsedilen birinci deger tercihen, 0,25 mm artirimla 0,25-2 mm araliginda olabilmektedir) sehim verecek sekilde iç bükeylik(konkav) verilebilmektedir. Bahsedilen praseodim cam mikrokürenin partikül büyüklügü tercihen, 10-35 pm araligindadir. periyodik cetvelin F blok 3. grup ve 6. periyoda yer alan, lantanitlerden metalik Bahsedilen Pr-142 beta kaynaklarinin brakiterapi amaçli kullanilabilir düzeyde bir aktiviteye sahip olabilmesi için bahsedilen reaktörün asgari termal nötron akisi tercihen, ((pth)z1012 n/cm2/s' mertebesinde ve epitermal nötron akisi tercihen, ((pepi)z1011 n/cm2/s' mertebesindedir. Bulusun tercih edilen bir uygulamasinda bahsedilen üretim yöntemi, kati çizgisel formda Pr-142 radyoizotop kaynagin üretilmesi için doldurulmasi; adlandirilan en az bir magazine yerlestirilmesi ve conta ve teflon gibi sizdirmazlik saglayan en az bir malzeme ile kapatilmasi; bir adet standart Au-Al foil ve disinda tercihen 1 mm Cd kilif içinde bir adet standart Au-Al foil bulunan, teflon/HDPE malzemeden mamul olan silindirik bir forma sahip en az bir isinlama tüpüne konulmasi; içine konularak isinlanmasi ve kati çizgisel formda en az bir Pr-142 radyoaktif kaynagin üretilmesi; adimlarini içermektedir. Bahsedilen isinlama tüpünün, isinlama sonrasinda atik aktivitenin bozunmasi için ikinci süreyle reaktör sahasinda bekletilmesi sayesinde, Al-kilifta olusan yüksek olusan radyasyon dozunun, radyasyon koruma önlemleri geregi, tasima aracina yüklemeden önce bekletilerek yok olmasi saglanmaktadir. Bulusun tercih edilen bir uygulamasinda bahsedilen üretim yöntemi, en az bir praseodim oksit (Pr203) toz formunun, bir ucu kapali ince alüminyum ve plastik en az bir kilifa doldurulmasi; veya praseodim cam mikroküre toz formunun ince olan en az bir kilifa doldurulmasi; veya az bir Pr cam formundaki çubugun en az dis bir kilifa konmasi; adimini içermektedir. Bulusun tercih edilen bir uygulamasinda bahsedilen üretim yöntemi, bahsedilen praseodim oksit (Pr203) toz formunun veya en az bir praseodim cam mikroküre toz formunun bir ucu kapali ince bir kilifa doldurulmasi için, pencere et kalinligi 25-50 um Alüminyum ve ya 18-50 um mylar kalinligina esdeger kapiler bir plastik ya da <25-50 um et kalinligindaki altin bir tüpe özel bir toz doldurma mekanizmasiyla doldurulmasi ve otomatik olarak tüpün "açik uç" kisminin sizdirmaz sekilde kapatilmasi adimlarini içermektedir. Bulusun tercih edilen bir uygulamasinda bahsedilen üretim yöntemi, bahsedilen praseodim oksit (Pr203) toz formunun veya en az bir praseodim cam mikroküre toz formunun bir ucu kapali ince bir kilifa doldurulmasi için, kararli P-141 hedef izotopu içeren toz veya mikroküre toz formun en az bir ince kapiler bir cam, altin veya alüminyum tüpe (çapi 1,75 mm; et kalinligi azami 0,2 mm ve azami boyu 50 mm olan) özenle doldurulmasi ve 25 um Al folyo ile tikaçlanmasi ve "açik uç" kisminin sicak uygun sekilde sizdirmaz sekilde kapatilmasi ve bu haliyle reaktöre isinlamaya gönderilmesi adimlarini içermektedir. Bulusun tercih edilen bir uygulamasinda bahsedilen üretim yöntemi, bahsedilen isinlama tüpünün olasi kontaminasyonlari önlemek için tercihen parafilm ve ince streç naylonla sarilmasi adimini içermektedir. Bulusun tercih edilen bir uygulamasinda bahsedilen üretim yöntemi, isinlama sonrasinda isinlama tüpünün, atik aktivitenin bozunmasi için en az bir ikinci süreyle (tercihen ikinci süre, 25-40 dk araliginda) reaktör sahasinda bekletilmesi adimini içermektedir. Bulusun tercih edilen bir uygulamasinda bahsedilen üretim yöntemi, üretilen Pr-142 radyoaktif kaynagin reaktörden elleçlenmesi ve uygulama alanina gönderilmesi adimini içermektedir. Bahsedilen üretim yönteminde kullanilan praseodim oksidin, yeterli safsizlikta ve safsizlik elementleri arasinda Na ve Zn element yüzdesi %0,01'in altinda olmalidir. Üretilen cam çubuk formda olan kati çizgisel Pr-142 radyoizotop kaynaklarin HPGe dedektörle ölçülen aktiviteleri ve cam yapisindan kaynakli atik 24Na aktivite degerleri (Reaktördeki 2. lsinlama seansi) asagida yer alan Tablo-1'de verilmektedir. Numune kodu Radyoizotop Yari ömür, Aktivite (MBq) Istenmeyen t1/2(h) atik 24Na aktivite katkisi Her bir çizgisel kaynak basina ortalama üretilen Pr-142 aktivitesi: %325 MBq 142Pr . ABD'den temin edilen yesil praseodim cam çubukta, herhangi bir yapisal kaynakli 24Na aktivitenin varligi ise gözlenmedi. Üretilen cam çubuk formunda olan kati çizgisel Pr-142 radyoizotop kaynaklarin HPGe dedektörle ölçülen aktiviteleri ve cam yapisindan kaynakli atik 24Na aktivite degerleri (Reaktördeki 3. lsinlama seansi) asagida yer alan Tablo-2lde verilmektedir. Numune kodu Radyoizotop Yari ömür, Aktivite (MBq) Istenmeyen t1/2(h) atik 24Na aktivite katkisi Kaynak üretim zamani: 1Ekim 2020 14:23 Üretilen cam çubuk formundaki mikroküre Pr-142 radyoizotop kaynaklarin HPGe dedektörle ölçülen aktiviteleri ve cam yapisindan kaynakli atik 24Na aktivite degerleri (Reaktördeki 3. lsinlama seansi) asagida yer alan Tablo-Site verilmektedir. Numune kodu Radyoizotop Yari ömür, Aktivite (MBq) Istenmeyen t1/2(h) atik 24Na aktivite katkisi Ortalama 24Na katkisi(%): 10,45 Kaynak üretim zamani: 1Ekim 2020 16:31 Bahsedilen üretim yöntemi ile üretilen kati çizgisel formda Pr-142 radyoizotop kaynagin kullanimdan önce, bir doz kalibratöründe veya LaBr3:Ce sintilasyon veya HPGe yariiletken dedektörlü bir gama spektrometresinde aktivitesi ölçülebilmektedir. Bahsedilen gama spektrometrik ölçümler için bahsedilen isinlama tüpü içindeki Al-Au foillerin ayrilmakta ve bir kursun domus içinde muhafaza edilmektedir. Bahsedilen üretim yöntemi ile üretilen kati çizgisel formdaki Pr-142 radyoizotop kaynagin doz homojenligi ve/veya havadaki siddeti (mGy/h), kaynak etkin uzunluklari ve doz homojenlikleri için EBT3 film parçasi üzerinde her bir kati çizgisel formdaki Pr-142 radyoizotop kaynagi kisa bir süre isinlanmakta ve sonrasinda Radyokromik Film Dozimetri (RFD) teknigi ile ölçülmektedir. Bahsedilen kati çizgisel Pr-142 radyoizotop kaynak siddetleri, doz hizi birimi cinsinden pratik olarak Plastik Sintilatör Dozimetri (PSD) teknigi veya uygun bir iyon odasiyla anlik olarak ölçülmektedir. Bahsedilen üretim yöntemi ile üretilen kati çizgisel formdaki Pr-142 radyoizotop kaynagin brakiterapi uygulanabilmesinde gereksinim duyulan tüm dozimetrik testleri için üç kanal (RGB) radyokromik film okuyucu düz-yatak tarayici (flatbed scanner) vasitasiyla kümilatif doz tayini ve homojenlik testi ve radyoterapi doz araligina uygun anlik doz hizi ölçümü için ise ince silindirik iyon odali veya plastik sintilatör dedektörlü dozimetre sistemiyle ölçüm yapilmaktadir. Bahsedilen üretim yöntemi ile üretilen kati çizgisel formdaki Pr-142 radyoizotop kaynagin NCS 14, AAPTG 60 veya lCRU72 brakiterapi protokollerinden herhangi birine göre, tüm kaynak etkin boylarinda (ASL) asgari doz homojenliginin asgari Bulusun tercih edilen bir uygulamasinda bahsedilen üretim yöntemi, kati disk formunda Pr-142 radyoizotop kaynagin üretilmesi için ortalama 175-210 mg araliginda praseodim elementi içeren 205-260 mg araliginda praseodim oksidin toz oraninda en az bir selüloz baglayici malzemeyle homojen bir sekilde karistirilmasi; karisimin, tercihen çelik malzemeden mamul en az bir pres cihazi yardimiyla preslenerek disk formuna getirilmesi; önceden yapilmis 25 pm-Al pencereli HDPE kaynak aplikatörüne, arkasi uygun bir plastik veya pamukla desteklenecek sekilde konulmasi; HDPE kaynak aplikatörünün, bahsedilen reaktörde bulunan Al-isinlama tüpü içine konularak nötron akisi yaklasik 2,5X1012 n/cm2/S' mertebesinde olacak sekilde bir üçüncü süreyle (tercihen bahsedilen üçüncü süre, 20-30 dk araliginda) isinlanmasi ve disk formunda Pr-142 radyoizotop kaynagin üretilmesi adimlarini içermektedir. Bulusun tercih edilen bir uygulamasinda bahsedilen üretim yöntemi, kati disk formunda Pr-142 radyoizotop kaynagin üretilmesi için en az %99 saflikta tercihen 0,5 mm kalinligindaki metalik praseodim foilin, tercihen 13 mm çapindaki en az bir disk kesici (puncher) ile dairesel olarak 13 mm çapinda kesilmesi; kesilen foilin altlik üzerine yapistirilmasi ve önceden yapilmis 14 mm çapinda 25 pm-Al pencereli HDPE kaynak aplikatörüne konulmasi; HDPE kaynak aplikatörünün, bahsedilen reaktörde bulunan Al-isinlama tüpü içine konularak nötron akisi yaklasik 2,5X1012 n/cm2/S' mertebesinde olacak sekilde bir üçüncü süreyle (tercihen bahsedilen üçüncü süre, 20-30 dk araliginda) isinlanmasi ve disk formunda Pr-142 radyoizotop kaynagin üretilmesi adimlarini içermektedir. Burada puncher ile kesilerek olusturulan her bir praseodim foil, azami 440 mg Pr içeren metalik folyo oldugu belirlenmektedir. Bulusun tercih edilen bir uygulamasinda bahsedilen üretim yöntemi, bahsedilen kati disk formunda Pr-142 radyoizotop kaynagin oftalmik göz kanseri brakiterapisinde kullanilmaya elverisli olmasi için metalik praseodim foilin önceden sehim verilerek içbükey (konkav) hale getirilmesi adimini içermektedir. Oftalmik göz brakiterapisi için metalik praseodim foile 0,25mm ila 2mm araliginda 0,25 artimla, ,40mm ve 7,80mm degerinde olacak sekilde egrilik yariçapi (R) verilmektedir. Söz konusu egrilik yariçapi (R) degerlerine sahip metalik praseodim foilin örnek görünüsleri sekil 1-6'da verilmektedir. Bulusun tercih edilen bir uygulamasinda bahsedilen üretim yöntemi, bahsedilen reaktörde isinlama esnasinda nötron akisinin ölçülebilmesi için kullanilan, bahsedilen HDPE aplikatör üzerine en az bir çiplak standart Au-Al foil (tercihen, 12,7 mm çapinda) ve baska bir HDPE aplikatörün de penceresine denk gelmeyen ters dis yüzeyinde 1 mm Cd kilif içinde Au-Al foil sarilmasi adimini içermektedir. Bahsedilen reaktörde, ayni anda dört adet bahsedilen HDPE kaynak aplikatörler birlikte isinlanabilmektedir. Bahsedilen HDPE kaynak aplikatörlerinin dis yüzeyine, olasi kontaminasyonlari önlemek için ayrica, parafilm ve ince streç naylon sarilmaktadir. Bulusun tercih edilen bir uygulamasinda bahsedilen üretim yöntemi, isinlama sonrasinda, reaktör sahasinda, reaktörün en az bir isinlama kanalindan çikarilan alüminyum tüp kilifin atik 28Al aktivitesinin bozunmasi için en az bir dördüncü süre (tercihen bahsedilen dördüncü süre, 25-40 dk araliginda) ile bekletilmesi adimini içermektedir. Bulusun tercih edilen bir uygulamasinda bahsedilen üretim yöntemi, üretilen disk formunda Pr-142 radyoizotop kaynagin bahsedilen reaktörden elleçlenerek uygulama alanina gönderilmesi adimini içermektedir. Bahsedilen üretim yöntemi ile üretilen kati disk formundaki Pr-142 radyoizotop kaynak kullanilmadan önce bir doz kalibratöründe kabaca aktivitesi belirlenmekte veya LaBr3:Ce sintilasyon dedektörlü gama spektrometresinde aktivitesi ve radyonüklit safsizligi daha hassas sekilde belirlenmektedir. Bahsedilen gama spektrometrik ölçümler için bahsedilen isinlama tüpü içindeki Al-Au foillerin ayrilmakta ve uygun bir kursun domus içinde muhafaza edilmektedir. Bahsedilen üretim yöntemi ile üretilen kati disk formundaki Pr-142 radyoizotop kaynagin siddeti (mGy/h), kaynak etkin yariçapi ve doz homojenlikleri için EBT3 film parçasi üzerinde kisa bir süre isinlanmakta ve sonrasinda RFD ve PSD teknigi ile ölçülmektedir. Bahsedilen üretim yöntemi ile üretilen kati disk formundaki Pr-142 radyoizotop kaynagin, NCS 14 veya lCRU72 brakiterapi protokolüne göre, 0,80XR50 yariçaplarinda, doz homojenliginin asgari %78-80 araliginda oldugu test edilmektedir. Yukarida bahsedilen üretim yöntemleri ile üretilen kati çizgisel formdaki Pr-142 radyoizotop kaynagin radyonüklit safsizligi, ayni hedef malzemeden hazirlanan ve ayni kilif malzemesi içinde olan bir grup kaynak içinden en azindan biri için HPGe dedektörlü veya LaBr3:Ce gama spektrometresi ile test edilmektedir. Üretilen kati disk formundaki Pr-142 radyoizotop kaynaklarin HPGe ve LaBr3:Ce dedektörleriyle ölçülen aktiviteleri (Reakttördeki 2. lsinlama seansi) asagida yer Disk Pr203 Net 141Pr HPGe LaBr3:Ce Ortalama Kaynak Tozunun Kütle (g) Dedektörde Dedektörde Disk Kaynak Kodu Kütlesia) Ölçülen Ölçülen Aktivitesi (g) Aktivite (MBq) aktivite (MBq) Toplam 1397,1±40,3 a) Pelet yapiminda, her pelete yaklasik %30 oraninda selülöz baglayici ilave edilmistir. b) Bu kaynak, zaman kisiti nedeniyle sadece HPGe dedektörde ölçülmüstür. Disk kaynak aktivite referans tarihi: 5 Mart 2020 Saat 14:36 (lsinlama bitis zamani) ve lsinlama süresi: tirr=25 dk' dir. Üretilen kati disk formundaki Pr-142 radyoizotop kaynaklarin %44,8 bagil verimli kuyu tipi HPGe dedektörde farkli üç sayim geometrisinde ölçülen aktiviteleri (Reaktördeki 3. lsinlama seansi) asagida yer alan Tablo-5'te verilmektedir. Disk Pr203 Net Aktivite Aktivite Aktivite Ortalama Kaynak Tozunun 141Pr (MBq) (MBq) (MBq) Disk Kaynak Kodu Kütlesia) Kütle Ölçüm-1 * Ölçüm-2** Ölçüm-3*** Aktivitesi (9) (9) (MBQ) Toplam 2127,3±%4,6 *Kuyu tipi HPGe detektörün kuyu tabanindan itibaren 4,1 cm yükseklikte olmak üzere detektör uç kabi yüzeyinde ölçülmüstür. **Kuyu tipi HPGe detektörün kuyu tabanindan itibaren 7,25 cm yükseklikte olmak üzere detektör uç kabi üzerine 3,15 cm kalinliginda mesafe tutucu (PP plastik spacer) kullanilarak ölçülmüstür. üzere dedektör uç kabi üzerine 6,3 cm kalinliginda iki adet mesafe tutucu (PP plastic spacer) kullanilarak ölçülmüstür. Disk kaynak aktivite referans tarihi: 1 Ekim 2020 Saat 11:48 (lsinlama bitis zamani) ve lsinlama süresi: tirr=20 dk. PP: plastic spacer: Uç kabina geçmeli polipropilenden yapilmis ortasi delik disk mesafe ayarlayici. Teknigin bilinen durumunda, ticari Ru-106/Rh-106 kaynagin verdigi doz hizi degerleri Sl birim sistemine dönüstürüldügünde; 9,48 Gy/h, 7,08 Gy/h, 7,44 Gy/h ve ,56 Gy/h'dir. Ancak bu bulusta yapilan testler sonucunda, bulus ile üretilen disk formundaki Pr- doz hizi ise, disk formundaki Pr-142 radyoizotopkaynagin reaktörde üretimden sonra, tasimada geçen 10 saatlik bozunma süresi de hesaba katildiginda, kullanilan kaynagin siddetine göre bir göz fantomunda hedef organ yüzeyinde (sklera bazi noktalarda 28,5-42,1 Gy/h olarak ExradinW1 polistren esasli PSD teknigi ile ölçülmüstür. Disk formundaki Pr-142 radyoizotop kaynagin verdigi bu seviyedeki doz hizi, ticari amaçla kullanilan teknigin bilinen durumundaki kaynaklarin doz hizi araliginda oldugundan, disk formundaki Pr-142 radyoizotop kaynagin, yüksek doz hizli(HDR) bir kaynak sinifina girmekte ve en azindan prostat interstisyel brakiterapi ve oftalmik episkleral brakiterapi uygulamalarina aday, yeni bir radyoaktif beta kaynak oldugu gösterilmektedir. Bulusun bir amaci olan lnterstisyel Prostat Brakiterapi Uygulamasi için doku esdegeri PLA malzemeden 3D yaziciyla üretilen pelvik grubu (prostat+mesane+rektum) fantomla yapilan çalismada, RFD ve PSD teknikleriyle ile ölçülerek; kati çizgisel Pr-142 radyoizotop kaynakla, üretiminden 10 saat sonra asgari 7 Gy/h doz hizini üretra'da verilebildigi, aktiviteler üretilebildigi ve dolayisiyla bu kaynaklarin prostat kanser tedavisinde, MDR beta kaynak olarak kullanilabilecek doz aktarma özelligine sahip oldugu gösterilmektedir. Benzer sekilde Oftaltmik Episkleral (Yüzeyel) Brakiterapi Uygulamasi için göz fantomuyla (göz küresi saf su dolu olan göz sklerasi+lens+optik sinir), EBT3 film RFD ve ExradinW1 polistren esasli PSD doz ölçümü teknikleriyle ile belirlenerek; HDPE aplikatörü içinde tek bir disk Pr-142 radyoizotop kaynakla, üretiminden 10 saat sonra asgari, tümörün göz apeksinde oldugu varsayimina göre göz sklerasina farkli noktalarda 11,3-42,1 Gy/h araliginda verilebilen aktiviteler üretilerek göz fantomu üzerinde uygulanmaktadir. Ancak fantomdaki dozimetrik testlerde, lens ve optik sinirdeki gereksiz dozlarin minimalde kaldigi tespit edilmistir. Dolayisiyla bu kaynaklarin oftalmik göz kanserleri plak brakiterapisinde HDR beta kaynak olarak kullanilabilecek dozimetrik özelliklere sahip oldugu belirlenmistir. Bulus ile üretilen Pr-142 radyoizotop kaynagin üretiminde, yasal azami doz sinirlari asilmayacak sekilde uygun zirhlama yapilan araç ve gereçleri kullanilarak ve gerekli radyasyondan korunma tedbirleri alinarak süreçler yerine getirilmektedir. Pr- 142 radyoizotop kaynak üretimi, belirli hazirliklar yapildiktan ve reaktördeki isinlama programi belirlendikten sonra, dakika ve saatlik planlanmis bir zaman programi içinde, önerilen prosedürlerin profesyonelce uygulanacagi süreçlerin uygulanmasini gerektirmektedir. Bulusun koruma kapsami ekte verilen istemlerde belirtilmis olup kesinlikle bu detayli anlatimda örnekleme amaciyla anlatilanlarla sinirli tutulamaz. Zira teknikte uzman bir kisinin, bulusun ana temasindan ayrilmadan yukarida anlatilanlar isiginda benzer yapilanmalar ortaya koyabilecegi açiktir. TR DESCRIPTION PRODUCTION METHOD OF Pr-142 MEDIUM DOSE RATE/HIGH DOSE RATE BRACHYTHERAPY RADIOISOTOPE SOURCE IN LINEAR AND DISC SOURCE FORM TECHNICAL FIELD The invention relates to a production method of Pr-142 radioisotope source from the rare earth element (REE) Pr-141 monoisotopic praseodymium element by means of a neutron flux in a research reactor, suitable for use in brachytherapy applications in cancer treatment. PREVIOUS ART Brachytherapy is defined as the placement of small radioactive sources inside the body in order to deliver direct radiation to the location of cancer cells. The main purpose of brachytherapy is to deliver high doses of radiotherapy (beam therapy) to the tumor area while protecting the surrounding normal healthy tissues from radiation. Brachytherapy is performed by placing radioactive sources into a natural body cavity with the help of special applicators in contact with the tissue to be irradiated. In cancer treatment, different types of brachytherapy applications are currently performed with the help of certain beta and gamma emitting radioisotope sources. The types of brachytherapy mentioned can be listed as intracavitary; interstitial; superficial; intraluminal; intraoperative and intravascular. Beta and gamma emitting radioisotope sources used in brachytherapy can be listed as Cs-137, lr-192, Pd-103, Sr-. The mentioned radioisotope sources are applied as low dose rate (LDR: 0.4-2 Gy/h), medium dose rate (MDR: 0.4-2 Gy/h). The radioisotope source to be used in brachytherapy is applied to the patient by direct application, preloaded and postloaded source applicators or by remote mechanical source loading applicator techniques. The known radioisotope sources of the technique are used in temporary and permanent treatment applications in brachytherapy. In permanent seed implants in prostate treatment, which is one of the cancer types where brachytherapy is applied, the l-125 radioisotope source with an average energy of 28 keV or the Pd-103 radioisotope source with an average energy of 20.5 keV is selected. However, in temporary seed implants in prostate treatment, the relatively longer-lived lr-192 radioisotope source is selected. In ophthalmic (eye) cancer, which is one of the cancer types where brachytherapy is frequently applied, intraocular tumors In uveal melanoma and retinoblastoma, semi-radioisotope source plates are widely used. In the current state of the technique, the treatment processes using the mentioned radioisotope sources take quite a long time. In addition, in the mentioned brachytherapy applications, unnecessary doses can be given to the patient due to the ranges of the photons. This causes the photons to exceed the tumor cell and irradiate and damage healthy tissues. For example; when the Cs-137 gamma emitting radioisotope source (661.6 keV; intensity 85.1%), which has a half-life of 30.1 years, is used as a high dose rate (HDR), basic problems arise. It is the range of the photons emitted by the Cs-137 gamma emitting radioisotope source used. The range of photons can exceed the malignant prostate tumor and irradiate other healthy tissues, causing unnecessary additional dose. The dose conversion coefficient of the Cs-137 gamma emitting radioisotope source is Dy:0.531 MeV/(Bq-s), which is relatively high, and the average beta dose conversion coefficient is Dß=0.187 MeV/(Bq-s), which is quite low. This causes the patient to be exposed to a considerable amount of gamma dose. Similarly, the average beta energy of the high-dose fast lr-192 radioisotope source used in brachytherapy is 0.179 MeV (intensity: 95.1%) and the average beta dose conversion coefficient is Dß=0.170 MeV/(Bq-s). The said radioisotope source gives lower dose when loaded into the prostate gland. This causes the treatment period to be quite long. In addition, due to the long treatment period, healthy tissues other than the target tissue are exposed to gamma dose for a longer period of time. As a result, all the problems mentioned above have made it necessary to make an innovation in the relevant technical field. BRIEF DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention is related to the production method of Pr-142 radioisotope source in the form of linear and disk source in order to eliminate the above-mentioned disadvantages and to bring new advantages to the relevant technical field. The purpose of the present invention is to develop the production method of Pr-142 radioisotope source to be used as a radioisotope source in prostate interstitial brachytherapy and ophthalmic (eye) episcleral brachytherapy applications. The purpose of the present invention; is to improve the production method of beta emitting (99.9836% beta decay) Pr-142 radioisotope source. The purpose of the present invention is to improve the production method of Pr-142 radioisotope source which shortens the cancer treatment duration by approximately 4.5-5 times compared to conventional radioisotope sources currently used in brachytherapy and minimizes the unnecessary dose given to the risky organs adjacent to the target organ. In this way, healthy tissues are more protected during cancer treatment. The purpose of the present invention is to improve the production method of Pr-142 radioisotope source in the form of linear and disk sources which have shorter average beta range in the tissue and relatively shorter lifetime. Another purpose of the present invention is; The aim of the present invention is to develop a production method of Pr-142 radioisotope source that can be used as a radioisotope source in brachytherapy applications for the treatment of gynecological cancers such as cervix and uterus (endometrium), head and neck cancers such as nasopharynx, skin and breast cancers. Another aim of the present invention is to develop a production method of Pr-142 radioisotope source that provides more effective delivery of the desired level of treatment dose to the malignant tumor area and has relatively high dose efficiency compared to Cs-137 and Ir-192 gamma sources. Another aim of the present invention is to develop a production method of a new brachytherapy Pr-142 radioisotope source that offers the advantage of delivering dose to the selected target organ as a medium dose fast or high dose fast radioisotope source. Another aim of the present invention is; is to develop a production method of Pr-142 radioisotope source that can be produced by irradiation in the reactor again after a certain period of time (e.g. approximately 30 days) from the same target material. Another object of the present invention is to develop a production method of Pr-142 radioisotope source having the desired level of dosimetric properties (dose rate, dose homogeneity, etc.) 10-14 hours after production. In order to realize all the purposes mentioned above and that will emerge from the detailed explanation below, the present invention relates to a production method of Pr-142 radioisotope source in the form of a linear and/or disk source suitable for use in brachytherapy applications in cancer treatment. The novelty of the invention is the preparation of praseodymium metallic form or at least one form of praseodymium oxide; is that it includes the steps of irradiating the Pr-142 radioisotope source in MBq levels from net Pr amounts in at least one reactor at a thermal neutron flux of approximately 2.5X1012 n/cm2/S' for a first time and producing a Pr-142 radioisotope source from net Pr amounts. A possible embodiment of the invention is that it includes the step of filling it into at least one capsule having a wall thickness that allows at least 90% of the betas emitted from the Pr-142 radioisotope source to pass through, or placing it into at least one source applicator, for use in medium dose rate (MDR) and high dose rate (HDR) brachytherapy applications. A possible embodiment of the invention is characterized by the step of irradiating said Pr-142 radioisotope source in the reactor again with a thermal neutron flux of approximately 2.5X1012 n/cm2/S' for a certain period of time after it is completely consumed and making it usable again. Another possible embodiment of the invention is characterized by filling at least one form of praseodymium oxide into at least one sheath in order to produce Pr-142 radioisotope source in solid linear form; sealing said sheath in a leak-proof manner; placing the filled sheath into at least one magazine, also called linear source irradiation magazine, and sealing it with at least one sealing material such as gasket and teflon; said magazine is placed in at least one irradiation tube having a cylindrical form made of teflon/HDPE material, inside of which is a bare standard Au-Al foil, preferably 12.7 mm in diameter, and outside of which is a standard Au-Al foil in a Cd sheath; said irradiation tube is placed in at least one Al-irradiation tube in the reactor and irradiated and at least one Pr-142 radioactive source is produced in solid linear form. Another possible embodiment of the invention is characterized by the step of filling at least one sheath of at least aluminum and plastic in the range of 95-120 mg. Another possible embodiment of the invention is characterized by the step of filling at least one praseodymium glass microsphere powder form containing an average of 40% Pr into at least one thin sheath. Another possible embodiment of the invention is characterized by the step of placing at least one praseodymium glass rod with a thickness in the range of 0.2-0.3 mm and a maximum length of 30 mm into at least one sheath. Another possible embodiment of the invention is characterized by the step of filling said praseodymium oxide powder form or at least one praseodymium glass microsphere powder form into a thin sheath with one end closed, filling a capillary plastic tube with a window wall thickness of 25-50 um aluminum or 18-50 um mylar thickness or a gold tube with a wall thickness of <25-50 um with a special powder filling mechanism and automatically sealing the "open end" of the tube. Another possible embodiment of the invention is characterized by the steps of carefully filling the said praseodymium oxide powder form or at least one praseodymium glass microsphere powder form into a thin sheath with one end closed, carefully filling the powder or microsphere powder form containing the stable P-141 target isotope into at least one thin capillary gold or aluminum tube and plugging it with 25 µm Al foil and sealing the "open end" part with a suitable method and sending it to the reactor for irradiation in this form. Another possible embodiment of the invention is that, in order to produce Pr-142 radioisotope source in solid disk form, 205-260 mg of praseodymium oxide powder form containing 175-210 mg of praseodymium element on average is mixed homogeneously with at least one cellulose binder material at a rate of 30%; the mixture is pressed with a pressure of approximately 9-10 tons/cm2 with the help of at least one press device and brought to disk form with a thickness varying between 1.02-1.20 mm; it is placed in a previously made 25 pm-Al windowed HDPE source applicator, the back of which is supported with a suitable plastic or cotton; The invention includes the steps of placing the HDPE source applicator into the Al-irradiation tube in the said reactor and irradiating it for a third time so that the neutron flux will be at approximately 2.5X1012 n/cm2/S' and producing the Pr-142 radioisotope source in disk form. Another possible embodiment of the invention is that in order to produce the Pr-142 radioisotope source in solid disk form, cutting the metallic praseodymium foil of at least 99% purity with at least one disk cutter (puncher) in a circular manner with a diameter of 13 mm; sticking the cut foil onto the substrate and placing it into the previously made 14 mm diameter 25 pm-Al windowed HDPE source applicator; It includes the steps of placing the HDPE source applicator into the Al-irradiation tube in the said reactor and irradiating it for a third time so that the neutron flux will be at approximately 2.5X1012 n/cm2/S' level and producing the Pr-142 radioisotope source in disk form. Another possible embodiment of the invention is characterized by the steps of irradiating a metallic praseodium foil with a diameter of 13 mm and a purity of at least 99%, with a concave radius of curvature (e.g. 84.72 mm for each deflection value, respectively) in a first value (e.g. 0.25 mm or 0.5 mm or 0.75 mm or 1 mm or 1.5 mm or 2 mm) in an Al-irradiation tube in the said reactor for a third time in a way that the neutron flux is approximately 2.5X1012 n/cm2/s' and producing a Pr-142 radioisotope source in the form of a concave disk. In this way, the metallic praseodium foil can be used as a superficial plate source more suitable for ophthalmic eye brachytherapy. is provided. BRIEF DESCRIPTION OF THE FIGURES Figure 1 shows a representative side view of the metallic praseodymium foil with a deflection of 0.25 mm and a radius of curvature of 84.72 mm used in the radioisotope source production method which is the subject of the invention. Figure 2 shows a representative side view of the metallic praseodymium foil with a deflection of 0.5 mm and a radius of curvature of 42.69 mm used in the radioisotope source production method which is the subject of the invention. Figure 3 shows a representative side view of the metallic praseodymium foil with a deflection of 0.75 mm and a radius of curvature of 28.82 mm used in the radioisotope source production method which is the subject of the invention. Figure 4 shows a representative side view of the metallic praseodymium foil used in the radioisotope source production method which is the subject of the invention, with a deflection of 1.0 mm and a radius of curvature of 22.00 mm. Figure 5 shows a representative side view of the metallic praseodymium foil used in the radioisotope source production method which is the subject of the invention, with a deflection of 1.5 mm and a radius of curvature of 15.40 mm. Figure 6 shows a representative side view of the metallic praseodymium foil used in the radioisotope source production method which is the subject of the invention, with a deflection of 2 mm and a radius of curvature of 7.80 mm. DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION In this detailed description, the subject of the invention is explained only with examples that will not create any limiting effect for a better understanding of the subject. The invention relates to a method of producing Pr-142 radioisotope source in the form of a linear and/or disk source suitable for use in brachytherapy applications in cancer treatment. Said production method includes the steps of preparing at least one form of praseodymium metallic form or praseodymium oxide (Pr2O3); irradiating it in a reactor at a thermal neutron flux of approximately 2.5X1012 n/cm2/s for a first time and producing Pr-142 radioisotope beta source in the order of MBq from net praseodymium (Pr) amounts. Said first time is preferably in the range of 20-minutes. In a preferred embodiment of the invention, the production method mentioned includes the step of filling the Pr-142 radioisotope source into at least one capsule with a wall thickness that allows at least 90% of the betas emitted from the Pr-142 radioisotope source to pass through or placing it into at least one source applicator for use in medium dose rapid (MDR) and high dose rapid (HDR) brachytherapy applications. The produced Pr-142 radioisotope source becomes usable in brachytherapy applications within 10 hours at the latest after production. The Pr-142 radioisotope source can be used in brachytherapy with an appropriate dose optimization/dose program (Gy/fraction) 10-14 hours after production. The Pr-142 radioisotope source is completely consumed 8 days after production. At the end of this period, the waste dose effect remains at a minimal level. The waste activity may change if the recommended analytical impurity of the target material (99.9%) is not applied. In a preferred embodiment of the invention, the production method includes the step of irradiating the said Pr-142 radioisotope source in the reactor again with a thermal neutron flux of approximately 2.5X1012 n/cm2/s for a first time after it is completely exhausted and making it usable again. The said praseodymium oxide (Pr203) forms are prepared by cutting the praseodymium glass microsphere and metallic praseodymium foil form as linear solid source or the praseodymium oxide powder form containing 84.5% Pr element into small-sized (<13 mm diameter) disks and thin metallic praseodymium foil (the praseodymium foil mentioned here contains at least 99.9% Pr element). In order to be suitable for episcleral plaque brachytherapy application in ophthalmic eye cancer treatments, the said metallic foil, preferably with a diameter of 13 mm, can be given a concave shape so as to provide deflection at a first value (the said first value can preferably be between 0.25-2 mm with 0.25 mm increments). The particle size of the said praseodymium glass microsphere is preferably between 10-35 pm. In order for the Pr-142 beta sources, which are located in the 3rd group and 6th period of the F block of the periodic table, to have a usable level of activity for brachytherapy purposes, the minimum thermal neutron flux of the said reactor is preferably in the order of ((pth)z1012 n/cm2/s' and the epithermal neutron flux is preferably in the order of ((pepi)z1011 n/cm2/s'. In a preferred embodiment of the invention, the said production method is filling the Pr-142 radioisotope source in solid linear form; placing it in at least one magazine and closing it with at least one material providing sealing such as a gasket and teflon; one standard Au-Al foil and one standard Au-Al foil in a 1 mm Cd sheath outside, preferably made of teflon/HDPE material. The process includes the steps of placing the at least one irradiation tube having a cylindrical form as manufactured; placing it inside and irradiating it and producing at least one Pr-142 radioactive source in solid linear form. By keeping the said irradiation tube in the reactor area for a second period for the decay of the residual activity after irradiation, the high radiation dose formed in the Al-sheath is ensured to disappear by waiting before loading it onto the transport vehicle, as required by radiation protection measures. In a preferred embodiment of the invention, the said production method includes the steps of filling at least one praseodymium oxide (Pr203) powder form into at least one thin aluminum and plastic sheath with one end closed; or filling the praseodymium glass microsphere powder form into at least one thin sheath; or placing at least one Pr glass rod into at least one outer sheath. In a preferred embodiment of the invention, the production method mentioned includes the steps of filling the said praseodymium oxide (Pr2O3) powder form or at least one praseodymium glass microsphere powder form into a thin sheath with one end closed, a capillary plastic tube with a window wall thickness of 25-50 um Aluminum or 18-50 um Mylar thickness or a gold tube with a wall thickness of <25-50 um with a special powder filling mechanism and automatically closing the "open end" part of the tube in a leak-proof manner. In a preferred embodiment of the invention, said production method includes the steps of carefully filling said praseodymium oxide (Pr2O3) powder form or at least one praseodymium glass microsphere powder form into a thin sheath with one end closed, carefully filling the stable P-141 target isotope containing powder or microsphere powder form into at least one thin capillary glass, gold or aluminum tube (diameter 1.75 mm; maximum wall thickness 0.2 mm and maximum length 50 mm) and plugging it with 25 µm Al foil and sealing the "open end" part in a suitable way and sending it to the reactor for irradiation in this form. In a preferred embodiment of the invention, said production method includes the step of wrapping said irradiation tube preferably with parafilm and thin stretch nylon to prevent possible contamination. In a preferred application of the invention, the production method mentioned includes the step of keeping the irradiation tube in the reactor area for at least a second period (preferably the second period is between 25-40 min) for the decay of the waste activity after irradiation. In a preferred application of the invention, the production method mentioned includes the step of handling the produced Pr-142 radioactive source from the reactor and sending it to the application area. The praseodymium oxide used in the production method mentioned should have sufficient impurity and the percentage of Na and Zn elements among the impurity elements should be below 0.01%. The activities of the solid linear Pr-142 radioisotope sources in the form of produced glass rods measured with the HPGe detector and the waste 24Na activity values originating from the glass structure (2nd irradiation session in the reactor) are given in Table-1 below. Sample code Radioisotope Half-life, Activity (MBq) Unwanted t1/2(h) waste 24Na activity contribution Average Pr-142 activity produced per linear source: %325 MBq 142Pr. No structural 24Na activity was observed in the green praseodymium glass rod supplied from the USA. The activities of the solid linear Pr-142 radioisotope sources in the form of produced glass rods measured with the HPGe detector and the waste 24Na activity values originating from the glass structure (3rd irradiation session in the reactor) are given in Table 2 below. Sample code Radioisotope Half-life, Activity (MBq) Unwanted t1/2(h) waste 24Na activity contribution Source production time: October 1, 2020 14:23 The activities of the produced glass rod-form microsphere Pr-142 radioisotope sources measured with the HPGe detector and the waste 24Na activity values originating from the glass structure (3rd irradiation session in the reactor) are given in the Table-Site below. Sample code Radioisotope Half-life, Activity (MBq) Unwanted t1/2(h) waste 24Na activity contribution Average 24Na contribution (%): 10.45 Source production time: 1 October 2020 16:31 The activity of the solid linear form Pr-142 radioisotope source produced by the mentioned production method can be measured in a dose calibrator or in a gamma spectrometer with LaBr3:Ce scintillation or HPGe semiconductor detector before use. For the mentioned gamma spectrometric measurements, the Al-Au foils in the mentioned irradiation tube are separated and stored in a lead dome. The dose homogeneity and/or airborne intensity (mGy/h) of the solid linear Pr-142 radioisotope source produced by the mentioned production method is measured by irradiating each solid linear Pr-142 radioisotope source on the EBT3 film piece for a short time for the source effective lengths and dose homogeneities and then by the Radiochromic Film Dosimetry (RFD) technique. The mentioned solid linear Pr-142 radioisotope source intensities are measured instantly in terms of dose rate unit practically by the Plastic Scintillator Dosimetry (PSD) technique or by a suitable ion chamber. For all dosimetric tests required for brachytherapy application of the solid linear form Pr-142 radioisotope source produced with the mentioned production method, cumulative dose determination and homogeneity test are carried out by means of a three channel (RGB) radiochromic film reader flatbed scanner and instantaneous dose rate measurement appropriate for the radiotherapy dose range is carried out by means of a thin cylindrical ion chamber or plastic scintillator detector dosimeter system. In a preferred embodiment of the invention, in order to produce the Pr-142 radioisotope source in solid disk form, the Pr-142 radioisotope source in solid linear form produced by the said production method is mixed homogeneously with at least one cellulose binder material in the range of 205-260 mg of praseodymium oxide containing an average of 175-210 mg of praseodymium element in the range of 205-260 mg in powder ratio; pressing the mixture with the help of at least one press device preferably made of steel material to form a disk; placing it in the previously made 25 pm-Al windowed HDPE source applicator, the back of which is supported with a suitable plastic or cotton; The HDPE source applicator includes the steps of irradiating it for a third period (preferably the said third period is in the range of 20-30 min) so that the neutron flux will be in the range of approximately 2.5X1012 n/cm2/S' and producing the Pr-142 radioisotope source in disk form. In a preferred embodiment of the invention, the said production method includes cutting the metallic praseodymium foil with at least 99% purity, preferably 0.5 mm thickness, with at least one disk cutter (puncher) with a diameter of 13 mm in a circular manner; sticking the cut foil on the substrate and placing it in the previously made 14 mm diameter 25 pm-Al windowed HDPE source applicator; It includes the steps of placing the HDPE source applicator into the Al-irradiation tube in the said reactor and irradiating it for a third period (preferably the said third period is in the range of 20-30 min) in a way that the neutron flux will be in the range of approximately 2.5X1012 n/cm2/S' and producing the Pr-142 radioisotope source in disk form. Here, each praseodymium foil formed by cutting with a puncher is determined to be a metallic foil containing a maximum of 440 mg Pr. In a preferred embodiment of the invention, said production method includes the step of pre-bending the metallic praseodymium foil and making it concave in order for said solid disk form Pr-142 radioisotope source to be suitable for use in ophthalmic eye cancer brachytherapy. For ophthalmic eye brachytherapy, the metallic praseodymium foil is given a radius of curvature (R) in the range of 0.25 mm to 2 mm with 0.25 increments, 40 mm and 7.80 mm. Sample views of the metallic praseodymium foil with the said radius of curvature (R) values are given in Figures 1-6. In a preferred embodiment of the invention, the said production method includes the step of wrapping at least one bare standard Au-Al foil (preferably, 12.7 mm in diameter) on the said HDPE applicator used to measure the neutron flux during irradiation in the said reactor and the Au-Al foil in a 1 mm Cd sheath on the reverse outer surface of another HDPE applicator that does not correspond to the window. In the said reactor, four said HDPE source applicators can be irradiated together at the same time. In order to prevent possible contamination, the outer surface of the said HDPE source applicators is also wrapped with parafilm and thin stretch nylon. In a preferred embodiment of the invention, the said production method includes the step of waiting for at least a fourth period (preferably, the said fourth period is between 25-40 min) for the decomposition of the waste 28Al activity of the aluminum tube sheath removed from at least one irradiation channel of the reactor in the reactor area after irradiation. In a preferred embodiment of the invention, the said production method includes the step of handling the produced Pr-142 radioisotope source in the form of a disk from the said reactor and sending it to the application area. Before using the solid disk Pr-142 radioisotope source produced by the mentioned production method, its activity is roughly determined in a dose calibrator or its activity and radionuclide impurity are determined more precisely in a gamma spectrometer with LaBr3:Ce scintillation detector. For the mentioned gamma spectrometric measurements, the Al-Au foils in the mentioned irradiation tube are separated and stored in a suitable lead dome. The intensity (mGy/h) of the solid disk Pr-142 radioisotope source produced by the mentioned production method is irradiated on an EBT3 film piece for a short time for the source effective radius and dose homogeneities and then measured by RFD and PSD techniques. The solid disk form Pr-142 radioisotope source produced with the mentioned production method is tested for a dose homogeneity of at least 78-80% at 0.80XR50 radii according to the NCS 14 or lCRU72 brachytherapy protocol. The radionuclide impurity of the solid linear form Pr-142 radioisotope source produced with the above mentioned production methods is tested with HPGe detector or LaBr3:Ce gamma spectrometer for at least one of a group of sources prepared from the same target material and in the same sheath material. The activities of the produced solid disk form Pr-142 radioisotope sources measured with HPGe and LaBr3:Ce detectors (2nd irradiation session in the reactor) are given below. Disk Pr203 Net 141Pr HPGe LaBr3:Ce Average Source Powder Mass (g) Detector Disk Source Code Massa) Measured Measured Activity (g) Activity (MBq) Activity (MBq) Total 1397.1±40.3 a) During pellet making, approximately 30% cellulose binder was added to each pellet. b) This source was measured only with the HPGe detector due to time constraints. Disk source activity reference date: 5 March 2020 at 14:36 (irradiation end time) and irradiation duration: tirr=25 min. The activities of the produced solid disk form Pr-142 radioisotope sources measured in three different counting geometries in a 44.8% relative efficiency well type HPGe detector (3rd irradiation session in the reactor) are given in Table-5 below. Disk Pr203 Net Activity Activity Activity Average Source Powder 141Pr (MBq) (MBq) (MBq) Disk Source Code Massa) Mass Measurement-1 * Measurement-2** Measurement-3*** Activity (9) (9) (MBQ) Total 2127.3±4.6% *Measured on the detector end cap surface at a height of 4.1 cm from the well bottom of the well type HPGe detector. **Measured by using a 3.15 cm thick spacer (PP plastic spacer) on the detector end cap at a height of 7.25 cm from the well bottom of the well type HPGe detector. It was measured by using two 6.3 cm thick spacers (PP plastic spacers) on the detector end cap. Disk source activity reference date: October 1, 2020 at 11:48 (Irradiation end time) and Irradiation duration: tirr=20 min. PP: plastic spacer: Disk distance adjuster with a hole in the middle made of polypropylene and inserted into the end cap. In the state of the art, when the dose rate values given by the commercial Ru-106/Rh-106 source are converted to the Sl unit system, they are 9.48 Gy/h, 7.08 Gy/h, 7.44 Gy/h and .56 Gy/h. However, as a result of the tests performed in this invention, the dose rate of the disk-form Pr- produced with the invention, after the production in the reactor and the 10-hour decay time spent in transportation of the disk-form Pr-142 radioisotope source, was measured with the ExradinW1 polystyrene-based PSD technique as 28.5-42.1 Gy/h on the target organ surface (sclera) at some points in an eye phantom depending on the intensity of the source used. Since the dose rate given by the disk-form Pr-142 radioisotope source at this level is in the dose rate range of the sources in the known state of the technique used for commercial purposes, the disk-form Pr-142 radioisotope source falls into the class of a high dose rate (HDR) source and is a new candidate for at least prostate interstitial brachytherapy and ophthalmic episcleral brachytherapy applications. is shown to be a radioactive beta source. In the study conducted with the pelvic group (prostate + bladder + rectum) phantom produced from tissue equivalent PLA material with a 3D printer for Interstitial Prostate Brachytherapy Application, which is one of the purposes of the invention, it has been shown by measuring with RFD and PSD techniques; with solid linear Pr-142 radioisotope source, a minimum dose rate of 7 Gy/h can be given in the urethra 10 hours after production, activities can be produced and therefore these sources have the dose transfer property that can be used as an MDR beta source in prostate cancer treatment. Similarly, for Ophthalmmic Episcleral (Superficial) Brachytherapy Application, with an eye phantom (eyeball filled with pure water, sclera + lens + optic nerve), it has been determined with EBT3 film RFD and ExradinW1 polystyrene based PSD dose measurement techniques; A single disk Pr-142 radioisotope source in a HDPE applicator produces activities that can be given to the eye sclera at different points in the range of 11.3-42.1 Gy/h, assuming that the tumor is at the eye apex, at least 10 hours after production and is applied on the eye phantom. However, in dosimetric tests on the phantom, it was determined that unnecessary doses in the lens and optic nerve remained minimal. Therefore, it has been determined that these sources have dosimetric properties that can be used as HDR beta sources in plaque brachytherapy of ophthalmic eye cancers. In the production of Pr-142 radioisotope source produced with the invention, the processes are carried out by using appropriately shielded tools and equipment in a way that legal maximum dose limits are not exceeded and by taking the necessary radiation protection measures. Pr-142 radioisotope source production requires the implementation of the processes in which the suggested procedures will be applied professionally within a planned time program of minutes and hours after certain preparations are made and the irradiation program in the reactor is determined. The scope of protection of the invention is specified in the claims given in the appendix and it cannot be limited to those explained for the purpose of exemplification in this detailed description. Because it is clear that a person skilled in the art can create similar structures in the light of those explained above without deviating from the main theme of the invention.TR