Determination of gamma radiation attenuation behaviors of additive thin films
Katkılı ince filmlerin gama radyasyon zayıflatma davranışlarının belirlenmesi
- Tez No: 797287
- Danışmanlar: DR. ÖĞR. ÜYESİ MEHMET KOŞAL, DR. ÖĞR. ÜYESİ MEHMET MURAT YAŞAR
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2023
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Harran Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Fizik Bilim Dalı
- Sayfa Sayısı: 67
Özet
Günümüzde teknolojinin gelişmesiyle birlikte bilişim, malzeme bilimi, ekipman geliştirme, radyasyondan korunma alanlarında bir çok iyileştirme meydana gelmektedir. Bu gelişmelerle birlikte teknolojik yeni tasarımlar oluşturmak, bir noktada insan sağlığını önemli ölçüde korumaktadır. Bu tasarımlardan bazıları da günümüzde enerji, bilim ve sağlık sektörlerinde kullanılan radyasyonun insanlar üzerindeki olumsuz etkilerini minimize etmektedir. Örneğin; radyasyon kaynaklarının kullanıldığı radyoloji veya nükleer tıp gibi sağlık birimlerinde çalışanların ve hastaların maruz kaldığı gereksiz radyasyonun etkilerini minimize etmek için bazı koruyucu ekipmanlar tasarlanmıştır. Bu ekipmanlarda cam formunda bulunan gözlükler de koruyucu ekipmanlardan biridir. Radyasyona duyarlı olan göz merceklerinin korunması büyük önem arz etmektedir ve bu doğrultuda her geçen gün koruyuculuğu daha iyi olabilecek yeni cam formları denenmektedir. Tercih edilen bileşik, ince film olarak tasarlandı samaryum ve bor %5, %10 ve %20 oranlarında katkılandı. Bu çalışmada farklı oranlara sahip indiyumoksit (In2O3) bileşiğine samaryum ve bor katkılanarak oluşan yeni bileşiğin Kütlesel Azalım Katsayıları (MAC) hesaplandı. Katkılama oranı arttıkça oluşan bileşiklerin yoğunluklarında düşüş meydana geldiği görüldü. Hesaplamalar, Monte Carlo tabanlı Monte Carlo N-Particle (MCNP6) Radyasyon Taşıma Programı kullanılarak simülasyonlar sonucundaki veriler kullanılarak yapıldı. Elde edilen sonuçlar XCOM değerleriyle karşılaştırıldı ve MCNP ile XCOM değerlerinin birbiriyle uyumlu olduğu görüldü. Elde edilen sonuçlar gösteriyor ki, ince film olarak tasarlanan malzemeler; enerji ve sağlık gibi alanlarda yeni malzemelerin kullanılabilirliğini ıspatlamaktadır. Yapılan bu çalışma, radyasyon kullanılan alanlarda farklı materyallerin denenebileceğini ve daha iyi verim elde edilebileceğini göstermektedir.
Özet (Çeviri)
Today, with the development of technology, many improvements occur in the fields of informatics, materials science, equipment development, radiation protection. With these developments, creating new technological designs significantly protects human health at some point. Some of these designs minimize the negative effects of radiation on people, which are used in the energy, science and health sectors today. For example; Some protective equipment has been designed to minimize the effects of unnecessary radiation to which employees and patients are exposed in health units such as radiology or nuclear medicine, where radiation sources are used. Glasses in the form of glass in these equipment are also one of the protective equipment. It is of great importance to protect eye lenses that are sensitive to radiation, and in this direction, new glass forms with better protection are being tried every day. The preferred compound was designed as a thin film and samarium and bor doped at 5%, 10% and 20%. In this study, the Mass Attenuation Coefficients (MAC) of the new compound formed by adding Samarium and bor to the indiumoxide (In2O3) compound with different ratios were calculated. As the doping ratio increased, the density of the compounds formed decreased. Calculations were made using data from simulations using the Monte Carlo-based Monte Carlo N-Particle (MCNP6) Radiation Transport Program. The obtained results were compared with the XCOM values and it was seen that the MCNP and XCOM values were compatible with each other. The results show that materials designed as thin films; It proves the usability of new materials in fields such as energy and health. This study shows that different materials can be tested and better efficiency can be obtained in areas where radiation is used.
Benzer Tezler
- Nükleer reaktörlerde kullanılan bazı alaşımların gama ve nötron zırhlama kabiliyetlerinin belirlenmesi
Determination of the gamma and neutron shielding capabilities of certain alloys used in nuclear reactors
ABUZER YAZ
Yüksek Lisans
Türkçe
2024
Nükleer MühendislikSinop ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. HASAN OĞUL
- 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
- Diş tedavisinde kullanılan bazı dolgu ve kaplama malzemelerinin gama radyasyonu soğurma katsayılarının belirlenmesi
Determination of gamma radiation attenuation coefficients of some filling and coating materials used in dental treatment
NIGAR ABBASOVA
Yüksek Lisans
Türkçe
2017
Fizik ve Fizik MühendisliğiOndokuz Mayıs ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. MUSTAFA ÇAĞATAY TUFAN
- Endüstriyel sıvılarda gama radyasyonunun zayıflatılması
Antennation of gamma radiation in industrial liquids
BURÇAK DAĞLI
Yüksek Lisans
Türkçe
2002
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. FİLİZ BAYTAŞ
- Pandermit, kolemanit konsantratör atığı, hematit, manyetit ve limonit içeren beton numunelerinin nötron parçacıkları, x ve gama – ışınları için radyasyon soğurganlıklarının belirlenmesi
Determination of x - gamma radiation attenuation and neutron capture capacity in concretes containing pandermi̇te, colemanite concentrator waste, magnetite, limonite and haematite
BİROL ARTİĞ