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
- Tez No: 567874
- Danışmanlar: PROF. DR. HALUK YÜCEL
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2019
- 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: 100
Özet
Uranyum zenginliği tayini uranyum teknolojilerinde büyük öneme sahiptir. Özellikle nükleer tesislerde, nükleer madde akışında kayıtların tutulması, nükleer güvenlik, nükleer emniyet ve nükleer güvence denetimlerinde kullanılan veya bir yerden başka bir yere taşınan uranyumların zenginlik değerlerinin doğru ve hızlı bir şekilde belirlenmesi saha çalışmalarında önemlidir. Ayrıca uranyum veya plütonyum gibi özel nükleer bölünebilir malzemelerin yasal olmayan yollardan nakli ve ticareti gibi durumları engellemek için gümrüklerde ya da limanlarda yapılacak olan hızlı ve doğru bir uranyum tespiti, uranyum kaçakçılığının tespitinde hayati öneme sahiptir. Bu tezde saha çalışmalarına herhangi bir soğutmaya ihtiyaç duymaması ve enerji ayırma gücünün NaI(Tl) sintilasyon dedektörlerine kıyasla daha iyi olan eş-eksenli grid elektrotlu CdZnTe dedektörleri kullanılarak, 235U zenginlik tayinin yapılabilmesi ve farklı ölçüm koşullarında (ölçüm süresi, ölçüm mesafesi ve diğer radyoaktif malzemeler ile maskeleme etkileri) uygulanabilir hızlı ve doğru sonuç veren bir algoritma geliştirilmiştir. Bu araştırmada, farklı 235U zenginlik derecesine sahip uranyum standart referans malzemeler kullanılarak, 15x15x7,5 mm3 CdZnTe dedektörüyle belirli bir ölçüm geometrisinde uranyum spektrumları elde edilmiştir. Yapılan gama analizleri sonrasında yeni bir spektrum çözümleme algoritması geliştirilmiştir. Saha şartlarını simüle etmek için radyometrik benç üzerine kurulan CdZnTe ölçüm sistemi ile farklı ölçüm sürelerinde ve farklı ölçüm mesafelerinde ve diğer radyoaktif kaynaklar tarafından maskelenerek alınan tüketilmiş uranyum(DU),doğal uranyum (NU) ve kütlece %4.5 235U'e kadar düşük zenginlikteki uranyumlar (LEU) için yapılmıştır. Elde edilen deneysel bulgulara göre, uranyum numunelerindeki 235U izotopunun bolluğu, geliştirilen algoritma ile referans değerlerine kıyasla % 10'dan düşük sapmalar ile doğru bir şekilde belirlenmiştir. 235U tayininde, farklı ölçüm şartları etkisiyle oluşan farklılıklar ayrıntılı olarak tartışılmıştır. Bu tez çalışması,“ABH67390007- J02012 kodlu ”Nükleer Madde Karakterizasyonunda 235U İzotopik Bolluğunun HPGe ve CdZnTe Dedektörlü Gama Spektroskopisiyle Belirlenmesi-Method Development for HpGe and CdZnTe Detector Based Gamma Spectroscopic Determination of Isotopic Abundance in Nuclear Material Characterization (2017-2020)" UAEA koordineli araştırma projesi(CRP) tarafından desteklenmiştir.
Özet (Çeviri)
Accurate and rapid determination of uranium enrichment is very important in uranium processing technologies. In addition, fast and accurate detection of uranium at border check-points to prevent illegal trafficking and trade of special nuclear materials, such as uranium or plutonium, is crucial in nuclear material security. In this thesis, an algorithm has been developed for quick and accurate determination of uranium enrichment with a room temperature, co-planar grid CdZnTe detectors which has better resolution than NaI(Tl) scintillation detectors. This spectrum de-convolution algorithm was tested for different measuring parameters such as measurement time, source-to-detector distance and masking of other radioactive materials. To validate the algorithm implementation of 235U enrichment determination, uranium enrichment analysis was carried out from the uranium spectra taken with a 15x15x7.5 mm3 CdZnTe detector at a given measurement geometry using uranium standard reference materials. After these analyses, field conditions were simulated on a radiometric bench and uranium enrichment determination for natural uranium (0.72% 235U) and for low enriched uranium (up to 4.5%wt. 235U) and the materials masked by other radioactive sources was made by using newly developed spectrum de-convolution algorithm. The difference between the calculated enrichment values and the reference values were less than 10%. The difference becomes much lower in favorable conditions such as long counting time, ideal detector-sample distance, and masked by other radioactive materials. The interpretation of discrepancies in the 235U enrichment results due to the effect of different measuring conditions are discussed in detail. This thesis is fully supported by ABH67390007- J02012 coded IAEA Coordinated Research Project“Method Development for HpGe and CdZnTe Detector Based Gamma Spectroscopic Determination of Isotopic Abundance in Nuclear Material Characterization”.
Benzer Tezler
- 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
ALPTUĞ ÖZER YÜKSEL
Yüksek Lisans
Türkçe
2014
Fizik ve Fizik MühendisliğiAnkara ÜniversitesiMedikal Fizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HALUK YÜCEL
- 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
- Ergimiş tuz toryum reaktörleri için kor parametrelerinin ve yakıt çevrim senaryolarının incelenmesi
Investigation of core parameters and fuel cycle scenarios for molten salt thorium reactors
SEFA KEMAL UZUN
Doktora
Türkçe
2024
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HÜSEYİN OKAN ZABUNOĞLU
- 235U, 238U,237Np ve 239Pu çekirdeklerinin (α,f) tesir kesitlerinin seviye yoğunluk parametresine bağlılığının incelenmesi
An investigation on level density parameter dependency of 235U, 238U,237Np and 239Pu nuclei cross sections
ŞÜKRAN ALVER
Yüksek Lisans
Türkçe
2018
Fizik ve Fizik MühendisliğiGazi ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. AYNUR ÖZCAN