Uranyum zenginlik ölçer prensibine göre uranyum malzemelerde 235U zenginliğinin ölçülmesinde belirli bir kaynak-dedektör geometrisinde soğurucu ve kolimatör etkisinin incelenmesi
Investigation of absorbers and collimator effect on the measurement of 235U enrichment degree in uranium materials in a given source-detector geometry by using uranium enrichment meter technique
- Tez No: 352013
- Danışmanlar: PROF. DR. HALUK YÜCEL
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Nükleer Mühendislik, Physics and Physics Engineering, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Gamma spektroskopisi, Ge dedektör, soğurucu, kolimatör, 235U zenginlik ölçer prensibi, MGA, düşük zenginleştirilmiş uranyum (LEU), Gamma-ray spectrometry, Ge detector, absorber, collimator, 235U enrichment meter principle, MGA, low enriched uranium (LEU)
- Yıl: 2014
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Ankara Üniversitesi
- Enstitü: Nükleer Bilimler Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Medikal Fizik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Sağlık Fiziği Bilim Dalı
- Sayfa Sayısı: 123
Özet
Nükleer maddelerin karakterizasyonu, nükleer güvenlik denetimi, yurt savunması ve nükleer adli bilim kapsamında yer alan önemli bir konudur. U, Pu, Th gibi nükleer maddelerin ve radyoaktif maddelerin yasadışı kaçakçılığı, uluslararası topluma ciddi bir radyolojik tehdit oluşturabilir. Bu yüzden uluslararası güvenlik denetimi sistemi, bir ülkenin nükleer faaliyetler ve malzemelerle ilgili beyanlarının doğru, tam ve eksiksiz olduğunu doğrulamak amacıyla kurulmuştur. Bu türden malzemeler ele geçirildiğinde, malzemenin geldiği yer (menşei) ve tehlikesi hakkında bilgi sağlamak için U ve Pu' un kimyasal safsızlıkları ve izotopik bileşimleri gibi çeşitli fiziksel ve kimyasal parametrelerinin detaylı ölçümlerinin yapılması gerekmektedir. Bu bağlamda ?- ve X-ışınlarının tahribatsız olarak ölçülmesiyle yapılan analizler, özel nükleer maddelerin tanımlanmasında önemli bir rol oynar. U ve Pu izotopik bileşimlerinin belirlenmesi için uranyum zenginlik ölçer prensibi ve çok gruplu gama analiz (MGA) yöntemi olarak bilinen gama spektroskopik yöntemler yaygın olarak kullanılır. Analizde, uranyum zenginlik ölçer prensibi 235U izotopunun 185,7 keV' lik pikini kullanırken, MGA yöntemi, U ve Pu spektrumlarının daha karmaşık 80-130 keV enerji bölgesinde yer alan gama ve X-ışınlarını kullanır. Bu tezde, belirli bir kaynak-dedektör geometrisinde, uranyum malzemelerde 235U zenginliğinin belirlenmesinde soğurucu ve kolimatör etkisi incelenmiştir. En iyi sayım istatistiğini elde etmek için delik çapları Dc=15, 20, 25, 30 ve 50 mm ve yüksekliği Hc=25 mm olan Pb-kolimatörler kullanılarak, sertifikalı uranyum (235U zenginlik %0,32-4,51) standartları ölçülmüştür. Verilen geometride optimum kolimatör çap/yükseklik oranı, Dc/Hc = 1,4-1,6 olarak belirlenmiştir. Uranyum kabını simüle etmek için 141 ila 840 mg.cm-2 yüzey kütle yoğunluklu Al-soğurucu ve 1120 ila 7367 mg.cm-2 yüzey kütle yoğunluklu Pb-soğurucu foiller, dedektör ile numune arasına yerleştirilmiştir. Her bir geometri için kalibrasyon katsayıları (%zenginlik / cps) belirlenmiştir. Kalınlığı ?0,98 mm (1120 mg.cm-2) olan Pb-soğurucu kullanıldığında, 185,7 keV' lik pikin sayım hızı çok düşük olduğu için herhangi bir zenginlik değeri ölçülememiştir. Al-soğurucular kullanıldığında ise 235U için belirlenen zenginlik değerlerinin doğruluğu etkilenmemiştir. Zenginlik ölçer prensibinden elde edilen 235U sonuçları MGA yönteminden elde edilen sonuçlara göre daha hassas ve kesinliği yüksektir.
Özet (Çeviri)
The characterization of nuclear materials is an important issue within the context of nuclear safeguards, homeland security and nuclear forensics. Illicit trafficking of radioactive and nuclear materials such as U, Th and Pu poses a serious radiological threat to the international community. Hence the international safeguards system has been set up to verify to correctness and completeness of declarations related to nuclear materials and activities. If such materials are intercepted, the detailed measurements of various physical and chemical parameters, such as isotopic composition of U and Pu or chemical impurities have to be performed in order get information on its hazard and provenance. Non-destructive measurements of ?- and X-rays emissions play an important role to identify the special nuclear materials. For the determination of the isotopic compositions of U and Pu, the ?-ray spectroscopic methods are commonly used which are called as uranium enrichment meter principle and multigroup analyis (MGA). While the enrichment meter principle uses the peak at 185.7 keV of 235U isotope, MGA method uses the complex ?- and X-rays lying in 80-130 keV energy region of the U and Pu spectra. In the thesis, the effect of absorber and collimator on the enrichment determination of 235U in uranium has been investigated in a given source to detector geometry. For this, the certified uranium samples with the enrichment range of 0.32-4.51 % 235U are measured by using different hole diameters of Dc=15, 20, 25, 30 and 50 mm in Pb-collimator with Hc=25 mm thick to obtain good counting statistics. The optimum diameter/height ratio for the Pb-collimator was determined to be Dc/Hc=1.4-1.6 in the present geometry. In order to simulate the container walls, ten different thicknesses of Al-sheets of 141 to 840 mg.cm-2 and Pb-sheets of 1120 to 7367 mg.cm-2 are interposed between sample and detector. The calibration coefficients (%enrichment / cps) were obtained for each geometry. When 1120 mg.cm-2 (?0.98 mm) Pb-absorber is used, the count rate of 185.7 peak is very low, thus not giving any enrichment value. However, when Al-absorbers are used they did not affect the accuracy of the results for the enrichment of 235U. The results for 235U from enrichment meter method are clearly more accurate and precise than those obtained by MGA method.
Benzer Tezler
- 235U zenginlik tayininde eş- eksenli grid elektrotlu CdZnTe dedektörlerin uygulanabilirliğinin incelenmesi ve maskelenmiş gama spektrumlarının çözümlenmesi için algoritma geliştirilmesi
Investigation of the applicability of coplanar grid CdZnTe detectors to determine 235U enrichment in samples and development of an algorithm to analyze of the masked gamma-ray spectrum
SEFER BALCI
Yüksek Lisans
Türkçe
2019
Nükleer MühendislikAnkara ÜniversitesiMedikal Fizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HALUK YÜCEL
- Nükleer maddelerin izotopik içeriğinin Monte Carlo yöntemi ile belirlenmesi
Determination of isotopic contents of nuclear material via Monte Carlo technique
ONUR MURAT
Yüksek Lisans
Türkçe
2018
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- LABR3(CE) sintilasyon dedektörleri ile elde edilen gama spektrumlarından radyoizotop tanımlanması için bayesian yöntemi ile bir algoritma geliştirilmesi
Development an algorithm for isotope identification using bayesian statistical method and investion of the applicability of this algorithm on LABR3(CE) scintillation detectors
SELİN SAATCI TÜZÜNER
Yüksek Lisans
Türkçe
2020
Fizik ve Fizik MühendisliğiAnkara ÜniversitesiMedikal Fizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HALUK YÜCEL
- Monte Carlo yöntemiyle VVER-1200 reaktöründe toryum içerikli alternatif yakıtların nötronik performansa etkisinin araştırılması
Investigation of effects of alternative thorium based fuels on neutronic performance in VVER-1200 reactors with Monte Carlo methods
YASİN GENÇ
Doktora
Türkçe
2021
Nükleer MühendislikGazi ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ADEM ACIR
- Thermal-hydraulics analysis of ITU TRIGA MARK II Research Reactor with 3D computational fluid dynamics simulations
İTÜ TRIGA MARK-II Araştırma Reaktörünün 3D hesaplamalı akışkanlar dinamiği simülasyonu ile ısıl hidrolik analizi
FERİDE KUTBAY
Yüksek Lisans
İngilizce
2020
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ SENEM ŞENTÜRK LÜLE