Yapı malzemelerinin gama radyasyonu karşısındaki davranışının incelenmesi
Investigation of gama radiation behaviour in building materials
- Tez No: 392615
- Danışmanlar: PROF. DR. NESRİN ALTINSOY
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Enerji, Fizik ve Fizik Mühendisliği, Energy, Physics and Physics Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2015
- Dil: Türkçe
- Üniversite: İstanbul Teknik Üniversitesi
- Enstitü: Enerji Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 83
Özet
Yapı malzemelerinin, günlük hayatımızda önemli uygulama alanları bulan gama radyasyonu karşısındaki davranışının incelenmesi ve radyasyondan korunma çerçevesinde değerlendirilmesi önem arzetmektedir. Bu Yüksek Lisans Tez çalışmasında Türkiye'de yaygın kullanımı olan beton, tuğla, gaz beton ve bims blok yapı malzemelerinin gama radyasyonunu zayıflatma özelliklerinin deneysel ve teorik yöntemle incelenmesi hedeflenmiştir. Çalışmada, yapı malzemelerinin gama radyasyonu karşısındaki davranışı incelenirken, dar demet geometrisi oluşturularak gama geçirgenlik tekniği ile çalışılmıştır. Deneylerde iki adet radyoizotop kullanılmıştır. Bunlar, bozunduğunda 662 keV enerjili gama fotonları yayan Cs-137 radyoizotopu ve 1173 keV ile 1332 keV olmak üzere iki farklı enerjide gamma fotonları yayan Co-60 radyoizotopudur. Gama ölçümlerinde Identifinder marka sintilasyon detektöründen yararlanılmıştır. Malzemelerin farklı kalınlıklarından ve 3 farklı enerji için ayrı ayrı ölçümler alınarak malzeme tarafından zayıflatılmış radyasyon siddeti değerlerine ulaşılmıştır. Her bir kalınlık ve enerji için alınan ölçümler 9 defa tekrarlanmıştır. Deney düzeneğinde her malzeme kalınlığından alınan sayımlar, kaynak dedektör arasında malzeme olmadan alınan başlangıç sayımlarına oranlanarak bağıl sayım sonuçlarına ulaşılmıştır. Bağıl sayım değerlerinin malzeme kalınlığı ile değişimini veren grafiklerden yararlanılarak lineer zayıflatma katsayılarına ve malzeme yoğunlukları kullanılarak kütle zayıflatma katsayılarına ulaşılmıştır. Ayrıca radyasyondan korunma ve zırhlama konularında önemli parametrelerden olan yarı değer ve ondabir kalınlık değerleri de hesaplanmıştır. Çalışmada deneysel olarak bulunan kütle zayıflatma katsayılarının sınanması amacıyla XCOM bilgisayar programından yararlanılmıştır. XCOM bilgisayar programını çalıştırmak için gerekli olan yapı malzemelerinin kimyasal içerikleri XRF analiz yöntemi ile tayin edilmiştir. Deneysel ve teorik olarak elde edilen kütle zayıflatma katsayıları karşılaştırmalı olarak değerlendirilmiş ve uyumlu oldukları görülmüştür.
Özet (Çeviri)
Besides background radiation due to long-lived natural radionuclides resides in earth or cosmic radiation from outer space, artificial radiation affects human life in an increasing manner. After the discovery of radiation it becomes more and more important in human life. Today it has a wide range of use in many areas, such as medicine, industry, agriculture etc. In this manner certain precautions, one of them to be shielding, has to be taken not only for radiation workers but for the public. Radiation shielding materials are investigated for their shielding properties through linear attenuation coefficient (μ) being defined as the probability of interaction of radiation with matter in unit path length. Linear attenuation coefficient of a material for a given specific gamma energy can be determined both experimentally using narrow beam geometry and computationally by using XCOM. In literature building materials was studied by many scientists in terms of their gamma shielding properties. In this study, some building materials regularly used in Turkey, such as concrete, gas concrete, pumice and brick have been investigated in terms of mass attenuation coefficient at different gamma-ray energies. These building materials were supplied from a private building companies. The coefficient μ depends on photon energy and on the material being traversed. The linear attenuation coefficients have been evaluated comparing N and N0, which are the measured count rates in detector, with and without the absorber, respectively. The mass attenuation coefficient μmass is obtained by dividing μ by the density ρ of the material. The effectiveness of gamma-ray shielding is described in terms of the half value layer (HVL) or the tenth value layer (TVL) of a material. The HVL is the thicknesses of an absorber that will reduce the gamma radiation to half, and the TVL is the thicknesses of an absorber that will reduce the gamma radiation to tenth of its intensity. HVL and TVL can be calculated by using the linear attenuation coefficient (μ). The linear attenuation coefficients of building materials were measured using the portable NaI(Tl) detector (FLIR identiFINDER UW). Lead collimators were prepared for the gamma rays to be collimated through a hole of 7 mm radius and to avoid scattered radiation reaching to the detector. Narrow beam gamma-ray transmission geometry was used for the attenuation measurements. Cs-137 and Co-60 gamma ray sources which produce gamma ray energy of 662 keV, 1173 keV and 1332 keV were used in this study. For each thickness of a material, 9 measurements of 120 seconds for Co-60 and 60 seconds for Cs-137 were obtained. The average of these 9 measurements was used for both attenuated and unattenuated beams. After calculating standard deviation of these statistics, error percentages were calculated, which were less than %2.0 for Co-60 and %0.9 for Cs-137. The linear attenuation coefficients were also calculated via calculation of the mass attenuation coefficients which were obtained using XCOM computer code. The chemical composition of these materials, which were necessary input for XCOM calculations, was obtained from XRF analysis. According to the results, linear attenuation coefficients decrease with the increasing photon energy for these materials. This is due to the different photon absorption mechanism for different photon energies. The results shows that while smaller thickness of concrete is required to stop gamma-rays, larger thickness is required for gas concrete to stop same energy photons. It is easier to stop low energy photon than high energy photons. From the present study, it was found that among the investigated building materials, concrete appears as best gamma ray shielding material due to its higher values for mass attenuation coefficient. Experimental results were also compared with the calculated results (XCOM code). The calculated and measured linear attenuation coefficients show good agreement with literature.
Benzer Tezler
- Comparison of beta, neutron and gamma attenuation properties of pmma/colemanite composites
Pmma/kolemanit kompozitlerin beta, nötron ve gamma zayıflatma özelliklerinin karşılaştırılması
SHIMA MEHRANPOUR
Yüksek Lisans
İngilizce
2020
Enerjiİstanbul Teknik ÜniversitesiEnerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı
PROF. DR. NİLGÜN BAYDOĞAN
- B4C esaslı kompozitlerin B4C/Me başlangıç tozlarından hareketle spark plazma sinterleme (SPS) yöntemi ile üretilmesi ve karakterizasyonu
Production and characterization of B4C based composites from B4C/Me starting powders by using spark plasma sintering (SPS) method
MERAL CENGİZ
Doktora
Türkçe
2016
Metalurji Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiMalzeme Bilimi ve Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. FİLİZ ŞAHİN
- The investigation of the irradiation effect on PMMA/MWCNTs polymer nanocomposites
PMMA/MWCNT polimer nanokompozitler üzerine radyasyon etkisinin incelenmesi
SONGÜL ULAĞ
Yüksek Lisans
İngilizce
2017
Enerjiİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
PROF. DR. NİLGÜN BAYDOĞAN
- Polymethyl methacrylate yapının farklı iyonizan radyasyon tipleri karşısındaki davranışlarının partikül takviyesiyle değişiminin incelenmesi
Investigation of the change of the behavior of polymethyl methacrylate structure against different types of ionizing radiation with particle reinforcement
HİLAL MACUN ELMALI
Yüksek Lisans
Türkçe
2024
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
PROF. DR. NİLGÜN BAYDOĞAN
- Kastamonu'da kullanılan yapı malzemelerinde doğal olarak bulunan radyonüklitlerin (238U, 232Th, 226Ra, 222Rn ve 40K) aktivite derişimlerinin ve bu malzemelerin radon salım hızlarının ölçülmesi
Measurement of the activity concentration of radionuclides (238U, 232Th, 226Ra, 222Rn ve 40K) naturally occurring in building materials used in kastamonu and radon mass exhalation rates of these building materials
ALPER TOLGA TEMİRCİ
Yüksek Lisans
Türkçe
2017
Fizik ve Fizik MühendisliğiKastamonu ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ŞEREF TURHAN