MCNP simulation of broad energy germanium detectors
Geniş enerji germanyum dedektörlerinin MCNP simülasyonu
- Tez No: 913612
- Danışmanlar: PROF. ANDREW BOSTON, PROF. ROBERT PAGE
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Belirtilmemiş.
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2021
- Dil: İngilizce
- Üniversite: University of Liverpool
- Enstitü: Yurtdışı Enstitü
- Ana Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 153
Özet
BE2825 Geniş Enerji Germanyum (BEGe) dedektörünün mutlak verimliliği ve enerji çözünürlüğü performansı, bir dizi farklı sayım geometrileri kullanılarak incelenmiştir. Ölçümler noktasal, silindirik ve Marinelli Beaker kalibrasyon kaynaklarının yanı sıra Marinelli Beaker ve jeolojik NORM (Doğal Olarak Oluşan Radyoaktif Malzemeler) örnekleri üzerinde gerçekleştirilmiştir. Odak noktası, genişletilmiş sayım geometrilerine sahip NORM örnekleri üzerinde olmuştur. Deneysel ölçümlerden elde edilen verimler MCNP (Monte Carlo N-Particle) kodu ve LabSOCS yazılımı ile, enerji çözünürlükleri ise MATLAB kodu ile doğrulanmıştır. Sonuç olarak, farklı sayım geometrilerinin katı açı ve özsoğurum etkilerinden dolayı dedektörün verim performansını güçlü bir şekilde etkilerken enerji çözünürlüğünü verim kadar etkilemediği görülmüştür. Ayrıca, nötronla aktive edilen silindirik İndiyum kaynağı için nötron akısı ve çevresel (NORM) numuneler için radyonüklitlerin aktiviteleri hesaplanmıştır. Ek olarak, dedektörün üç farklı kaynak-dedektör mesafesinden (0 cm, 10 cm ve 25 cm) tepe-toplam oran performansı, Co-60 noktasal kalibrasyon kaynağı kullanılarak analiz edilmiş ve 1173,2 keV ve 1332,5 keV'deki her iki tepe toplanarak deneysel sonuçlar sırasıyla 0,148 ± 0,000, 0,127 ± 0,001, 0,098 ± 0,001 olarak elde edilmiştir.
Özet (Çeviri)
The absolute efficiency and energy resolution performance of a BE2825 Broad Energy Germanium (BEGe) detector has been investigated using a number of different counting geometries. Measurements have been performed on point, cylindrical, and Marinelli Beaker calibration sources along with Marinelli Beaker and geological NORM (Naturally Occurring Radioactive Materials) samples. The focus has been on the NORM samples with extended counting geometries. The efficiencies obtained from the experimental measurements have been validated by MCNP (Monte Carlo N-Particle) code and LabSOCS software, and the energy resolutions by a MATLAB code. As a result, it has been seen that while differing counting geometries strongly affect the efficiency performance of the detector due to the solid angle and self-absorption effects, they do not influence the energy resolution as much as the efficiency. Besides, neutron flux for the neutron activated Indium cylindrical source and activities of the radionuclides for the environmental (NORM) samples have been calculated. In addition, the peak-to-total ratio performance of the detector from three different source-to-detector distances - 0 cm, 10 cm, and 25 cm has been analyzed using a 60Co point calibration source, and the experimental results obtained by summing both peaks at the 1173.2 keV and 1332.5 keV have been found as 0.148 ± 0.000, 0.127 ± 0.001, 0.098 ± 0.001, respectively.
Benzer Tezler
- Bir yüksek saflıklı germanyum dedektörünün monte carlo metodu ile simülasyonu ve verim kalibrasyonu
Simulation and efficiency calibration of a high purity germanium detector by using monte carlo method
NACİ KURTAR
Yüksek Lisans
Türkçe
2018
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiEnerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı
PROF. DR. İSKENDER ATİLLA REYHANCAN
- Monte carlo yöntemi ile lineer hızlandırıcı modellemesi ve dozimetrik kalite kontrolü
Monte carlo simulation of linear accelerator and dosimetric quality assurance
ÇAĞRI YAZĞAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2016
Fizik ve Fizik MühendisliğiAkdeniz ÜniversitesiRadyasyon Onkolojisi Ana Bilim Dalı
YRD. DOÇ. DR. YİĞİT ÇEÇEN
- Neutronic analysis of the accelerator driven systems
Hızlandırıcı sürümlü sistemlerin nötronik analizi
HALUK ATAK
Yüksek Lisans
İngilizce
2010
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. AYHAN YILMAZER
- Çevrimiçi element analizi yapan prototip cihazın çevresinde gama ışını ve nötron doz değerlendirmesi
The evaluation of gamma ray and neutron radiation doses in the vicinity of a prototype device engaged in on-line elemental analysis
HANDAN YILMAZ
Yüksek Lisans
Türkçe
2024
Fizik ve Fizik Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiFizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. İSKENDER ATİLLA REYHANCAN
- Polyester matrisli bor karbür takviyeli nötron radyasyonu zırhlama malzemesi geliştirilmesi ve karakterizasyonu
Boron carbide reinforced polyester matrised neutron radiation shielding material development and characterization
TUNCAY TUNA
Yüksek Lisans
Türkçe
2017
Makine MühendisliğiYıldız Teknik ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. AYŞEGÜL AKDOĞAN EKER