Geri Dön

Bir nötron jeneratörünün çoklu folyo analizi ile nötronik özelliklerinin belirlenmesi

Determination of the neutronic properties of a neutron generator by multiple foil analysis method

PDF İndir

  1. Tez No: 807201
  2. Yazar: AYŞE KARAKAYA
  3. Danışmanlar: PROF. DR. İSKENDER ATİLLA REYHANCAN
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2023
  8. Dil: İngilizce
  9. Üniversite: İstanbul Teknik Üniversitesi
  10. Enstitü: Enerji Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Radyasyon Bilim ve Teknoloji Bilim Dalı
  13. Sayfa Sayısı: 63

Özet

Nötron parçacığı 1932 yılında James Chadwick tarafından bulunmuştur. Daha sonrasında 1934 yılında ise Frédéric Joliot ve Iréne Curie tarafından, alüminyumun alfa parçacıklarıyla ışınlanması ile yapay radyoaktivite bulunmuştur. 1935 yılında nötron parçacığı ilk kez Enrico Fermi tarafından radyonüklit üretebilmek için kullanılmıştır. Aynı yıl içerisinde George de Hevesy ve Hilder Levy nadir toprak elementleri üzerinde nötronlar ile çalışmalar yapmış ve nötron aktivasyon analizinin temellerini oluşturmuştur. Bu gelişmelerle beraber nötronlar uzun yıllardır birçok alanda ve yöntemlerde kullanılmaktadır. Bu alanlardan başlıcaları tıp, jeoloji, tarım, endüstriyel uygulamalardır. Nötron uygulamalarında ki en önemli kısıt, ölçüm düzeneği, spektrum analizi veya numune hazırlanmasından ziyade doğru nötron kaynağına ulaşımdır. Günümüzde nötronlar, nükleer reaktörler, nötron jeneratörleri, yüksek enerjili fotonlar veya radyoizotoplar kullanılarak elde edilebilmektedir. ThermoFisher MP320 nötron jeneratörü cihazı da hızlı nötron kaynakları arasında önemli bir yere sahiptir. Bu çalışmada İTÜ TRIGA Mark II reaktörü sınırlandırılmış sahasında kurulan deney düzeneğinde ThermoFisher marka MP320 model nötron jeneratörü cihazının ortalama nötron enerjisi ve nötron akısı deneysel olarak çoklu folyo analiz yöntemi ile belirlenmiş ve literatürdeki diğer çalışmalarla karşılaştırılmıştır. Nötron aktivasyon analizi, maddelerin içindeki elementleri tayin etmekte kullanılan analitik bir yöntemdir. Element çekirdeklerinin nötronu absorbe etmesi sonucu karakteristik gama ışını yayınlamasını kullanarak element analizi yapılır. Nötron bombardımanına maruz bırakılan numune içindeki elementlerin çekirdekleri, nötron parçacığı ile reaksiyona girerek radyoaktif hale gelir ve yarılanma süreleri boyunca gama ışını radyasyonu yayınlar. Bu yöntemin avantajları olarak; aynı anda birçok folyoya uygulanabilmesi, analiz edilen madde de tahribat meydana getirmemesi, teorik olarak basitliği, güvenilir sonuçlar vermesi, hızlı bir yöntem olması sayılabilir. Folyo tercihi yaparken dikkat edilmesi gereken bazı hususlar mevcuttur. Bunlar, oluşacak nötron reaksiyonunu belirlemek, ürün elementin yarılanma ömrü, nötron reaksiyonu tesir kesiti değerinin yüksek hassasiyetle bilinmesi ve buna uygun deney düzeneğinin hazırlanması ve kullanılacak dedeksiyon sistemini belirlemektir. Ek olarak, çoklu folyo analizinde öncelikle folyolar nötronla ışınlanıp sonrasında gama ışını sayımı için dedektöre koyulup ölçüm alındığı için dolaylı bir metoddur. Yapılan deneyde 3 adet folyo seti kullanılmıştır. Bu folyolar; Alüminyum, Neobyum ve Zirkonyum folyolarıdır. Folyolar 0,5" çaplı disk formundadır. Deney düzeneğinde nötron jeneratörü zeminden 1 m yukarıda konumlandırılmıştır. Folyolar jeneratörün içindeki Trityum katkılı Titanyum levhasının olduğu çizgiye konumlandırılmıştır. Üç folyoda aynı anda, 3 saat boyunca ışınlanmıştır. Nötron jeneratörü 70 kV-90 μA akım şiddetine ayarlanmış ve ışınlama gerçekleştirilmiştir. Işınlama sırasında nötron akısındaki dalgalanmayı izlemek için bir nötron dedektörü de jeneratörden 1 m uzaklıkta konumlandırılmıştır. Işınlama bittikten sonra aktiflenmiş folyolar gama ışını radyasyonunu saymak için yüksek saflıklı germanyum dedektörlerin bulunduğu lablara götürülmüşlerdir. Zr ve Nb folyoları Canberra markalı gama ışını dedektöründe, Al folyosu ise Ortec markalı gama ışını dedektöründe sayılmışlardır. Zr, Al ve Nb folyoları ışınlanırken 90Zr folyosu için 90Zr (n,2n) 89Zr reaksiyonu, 93Nb folyosu için 93Nb (n,2n) 92mNb reaksiyonu, 27Al folyosu için 27Al (n, α) 24Na reaksiyonu kullanılmıştır. Folyolar sayım esnasında dedektörlerin merkezine aralık bırakmadan yerleştirilmiştir. Kullanılan dedektörlerin enerji kalibrasyonu ve verim kalibrasyon hesabı standart kaynaklar ile yapılmıştır. Kullanılan standart kaynaklar; Ba-133, Co-60, Cs-137, Am241, Eu-152'dir. Verim kalibrasyon hesaplamaları sonrası elde edilen datalar bir verim eğrisi oluşturulmak için kullanılmıştır. Verim eğrisi için OriginPro programı kullanılmıştır. 5 farklı radyoizotoptan toplamda 16 farklı enerjide gama ışını sayılmıştır. Verim hesaplaması sonrası çıkan sonuçlar kullanılarak bir verim eğrisi bulunmuş ve bu eğri kullanarak hesaplamalar yapılmıştır. Alüminyum folyoları 3 saat boyunca ışınlanmış ve 26,57 saat boyunca sayılmışlardır. Alüminyum doğada %100 olarak 27Al formunda bulunur. 27Al (n,p) 27Mg (T1/2 = 9.458 dakika) reaksiyonundan 843,76/1014,52 keV pikleri ve 27Al (n,α) 24Na (T1/2 = 14.997 saat) reaksiyonundan 1368,626 keV pikleri yayınlanmış ve kullanılmıştır. Zirkonyum folyoları 3 saat boyunca ışınlanmış ve 48 saat boyunca sayılmışlardır. 909,15 keV piki 90Zr (n,2n) 89Zr (T1/2 = 78,41 saat) reaksiyonundan yayınlanmış ve kullanılmıştır. 90Zr, (n,2n) reaksiyonu ve 9 MeV üstünde yüksek tesir kesiti ve %51,45'lik doğal bolluğu ile D-T nötron aktivasyon analizi için uygun bir elementtir. Neobyum folyoları 3 saat boyunca ışınlanmış ve 48 saat boyunca sayılmışlardır. 934,44 keV piki 93Nb (n,2n) 92mNb (T1/2 = 10,15 gün) reaksiyonundan yayınlanmış ve kullanılmıştır. 93Nb (n,2n) reaksiyonu ve 9 MeV üstünde yüksek tesir kesiti ve %100'lük doğal bolluğu ile D-T nötron aktivasyon analizi için uygun bir elementtir. Ortalama nötron enerjisini bulmak için kullanılacak denklemde bir R parametresi bulunmaktadır. R parametresi Zr ve Nb spektrum dataları R-denkleminde yerine konulduğunda 1,3629 olarak hesaplanmıştır. Hesaplanan R değeri, ortalama nötron enerjisini bulmak için kullanılan denkleme yerleştirildiğinde sonuç beklenen 14,20 MeV ile uyumlu şekilde 14,22 MeV olarak bulunmuştur. Ortalama nötron akısını belirlemek için Alüminyum folyolarının gama ışını spektrumu kullanılmıştır. Bu datalar nötron akısını hesaplamak için kullanılacak denkleme yerleştirildiğinde ortalama nötron akısı 6,7x105 n/cm2 sn olarak hesaplanmıştır. Bu çalışmanın en önemli özelliği ise bu jeneratör için ilk defa nötron akısı ve nötron enerjisi hesabının deneysel olarak yapılıyor olmasıdır. Ayrıca MP320 model endüstride de sıklıkla kullanılmasına ragmen literatürde hakkında çok fazla çalışma bulunmamaktadır. Bu çalışma simülasyon verileri eklenerek daha da genişletilebilir. MeV bulunmuştur.

Özet (Çeviri)

Radiation is an energy form that can be explain as a flow in material or space as form of wave or particle of atomic or subatomic particles. Radiation can be divided into groups as ionization radiation or non-ionization radiation. Ionization radiation plucks an electron from atom. Gamma rays, X-rays are examples for ionization radiation. The energy of non-ionization radiation is not enough to pluck an electron from atom. Neutrons can go until nucleus but they cannot ionize the atom directly. They interact with the material and ionize the atom by alpha, beta or gamma rays. Photons can react with material in three ways which are photoelectric effect, Compton scattering or pair production. In photoelectric effect; incoming photon collides to an electron and transfers all its energy to the electron and electron is seperated from orbit. Because of this energy change, atom emits characteristic X-rays. In Compton scattering; incoming photon collides to an electron, and electron and photon are scattered. There is no absorption in Compton scattering. Energy and momentum are not change. In pair production; if incoming photon's energy is more than 1,02 MeV, photon reacts with nucleus and makes pair production (electron-positron pair). The energy of incoming photon is shared equally by electron and positron. Pair production is an example for energy transform from material to energy. Neutron particle is found in 1932, by James Chadwick. In 1934, Frédéric Joliot and Iréne Curie found the unnatural radioactivity by irradiating the aluminum with alpha particles. Enrico Fermi used neutrons for the first time in 1935 for producing radionuclides in the same year George de Hevesy and Hilder Levi used neutron activation analysis firstly on rare earth elements. By this experiment, George De Hevesy and Hilde Levy found neutron activation analysis. The main importance of neutron activation analysis is seen in 1950-1960. The main restriction for neutron application is neutron production. Neutron production can be done by nuclear reactors, neutron generators, and high energy photons. Neutron generators have widely been used for neutron generation. They are most famous sources for fast neutrons. Thermofisher MP320 is also widely used for neutron production in industry. In this study, neutron activation analysis used to determine the average neutron flux and neutron yield of generator in İTÜ. Neutron activation analysis is an analytical method for determining amount of the elements. It is based on activating the sample elements by bombarding with neutrons. The stable elements' nucleus absorbs the neutron and becomes unstable. As a result of this reaction element starts to emitting radiation. Neutron activation analysis can be divided into two groups as radiochemical neutron activation analysis and instrumental neutron activation analysis. In radiochemical activation analysis, sample has chemical changes and damage occurs. Instrumental activation analysis is a non-destructive analysis method. Multi-foil activation analysis' main advantages are easiness to application to many samples, being non-destructive, being simple as theoretically, satisfying results and its fastness. Additionally there some points that must be considered while selecting foils such as determining neutron reaction and cross section of the reaction with high sensitivity, preparing proper experiment setup and determining proper detection system. Also, in multi foil activation analysis, foils firstly being irraditating with neutrons and then being counted for their gamma rays so this makes it an indirect method. There are many types of radiation detectors. They can be divided into three groups as gas filled detectors, sintilation detectors and semi conductive detectors. Gas filled detectors' principle depends on determining radiation by measuring the ionization current. Gas filled detectors also can be divided into three groups as ioanization rooms, Geiger-Müller and proportional counters, by their voltage difference between anode and catode. Sintallation detectors are transmits visible light in accordance with the radiation they perceived. They can make energy seperation and sintillators are widely used for gamma rays. Work principle of semi conductive detector is similar to gas filled detectors. One of the difference between them is using a solid fill material instead of gas for semi conductive detectors. The most efficient detector for energy seperation is semi conductive detectors. Mainly used semi conductive detectors are Germanium and Silica. In this study, the average neutron energy and neutron flux of Thermo-FisherTM brand MP320 model neutron generator, was determined by the multi-foil activation analysis. 3 foil kits used to determine the average flux and energy, which are Al, Nb, and Zr. The foils are in the form of thin 0.5" diameter discs. The MP320 model neutron generator was set up in the İstanbul Technical University TRİGA MARK-II Reactor area. Generator was located 1 m above the floor. The foils were attached to the surface of the generator centered on the generator's target plane. Each foils were irradiated during 3 hours at the same time. A independent neutron detector was placed 1 m away from the generator and 1 m above from the floor to monitor the neutron waving. After irradiation was complete, the foils were transferred to a counting area, where HPGe detectors collected gamma-ray spectrum from foils. Zr and Nb foils were counted in Canberra HPGe detector and Al foil was counted in an ORTEC HPGe detector. 3 foils were irradiated at maximum setting of the neutron, 70 kV-90 μA, emitting neutrons order of 1,63 x 108 n/s. For Zr-90 element the Zr-90 (n,2n) Zr-89 reaction was used, for Nb-93 element Nb93 (n,2n) Nb-92m reaction was used and for Al-27 element Al-27 (n, α) Na-24 reaction was used. After irradiation, foils transferred to detectors. foils were attached to the center of detectors. Firstly, energy calibration of detectors was done with standart foil sources which are Ba-133, Co-60, Cs-137, Am-241, Eu-152. The efficiency calibration calculations of both detectors also done with same standart foil kits. Datas that were gathered from efficiency calibration calculation and used for making an efficiency curve. OriginPro program was used for preparing the fitting curve. 16 different gamma rays from 5 different radioisotopes, was counted. After this calculation for each peak, these values are conducted to an equation to make an efficiency curve. Aluminum foil was irradiated for 3 hours and then counted for 26,57 hours. Zirconium foil was irradiated for 3 hours and then counted for 48 hours. Niobium foil was irradiated for 3 hours and then counted for 48 hours. In average neutron energy equation, there is a R parameter. R parameter is calculated as 1,3629 depending on spectrum of Zr and Nb foils. With 1,3629 R value, average neutron energy calculated as 14,22 MeV as expected for ThermoFisher MP320 Neutron Generator. For average neutron flux calculation Al spectrum was used, when Al foil datas put in the equation the average neutron flux calculated as 6,7x105 n/cm2.sn Study was done to determine the D-T neutron yield and energy from MP320 but it can be also expanded with simulation and can provide more detailed information about it. It is interesting that there are not many studies about this generator besides it is a commonly used one. This study can be developed with the data obtained from studies to be carried out using the monte carlo method.

Benzer Tezler

  1. Tez No

    269930

    Tıpta kullanılan indiyum-111 radyoizotopunun üretimindeki farklı reaksiyonların tesir kesiti değerlerinn hesaplanması

    The calculation of the cross sections of different nuclear reactions which are used on the production of indium-111 medical radioisotope

    DÖNDÜ YILDIZ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2010

    Fizik ve Fizik MühendisliğiGazi Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. EYYUP TEL

  2. Tez No

    516561

    Modeling and design of a buried explosive detector based on neutron scattering

    Nötron saçılması temelli bir gömülü patlayıcı dedektörünün modellenmesi ve tasarımı

    METE YÜCEL

    Doktora

    İngilizce

    İngilizce

    2018

    Fizik ve Fizik Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Fizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. CENAP ŞAHABETTİN ÖZBEN

  3. Tez No

    290422

    Hacimsel malzemelerin hızlı nötron radyografisi ile tahribatsız analizi

    Non-destructive analysis of volumetric materials with fast neutron radiography

    EROL KAM

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2011

    Fizik ve Fizik MühendisliğiMarmara Üniversitesi

    Nükleer Fizik Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. İSKENDER ATİLLA REYHANCAN

    YRD. DOÇ. DR. CUMALİ TAV

  4. Tez No

    705323

    Determination of boron in tinkal ore by prompt gamma neutron activation analysis method

    Ani gama nötron aktivasyon analiz yöntemi ile tinkal cevherinde bor tayini

    ONUR ERBAY

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2021

    Fizik ve Fizik Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. İSKENDER ATİLLA REYHANCAN

  5. Tez No

    139653

    Bir D-T nötron kaynağında nötron akısının belirlenmesi

    Absolute flux determination on A 14-MeV Neutron generator

    DERYA YILMAZ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2003

    Fizik ve Fizik MühendisliğiYıldız Teknik Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. METİN SUBAŞI

Geri Dön