İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü yakıt inceleme sisteminin radyasyon analizi
ITU TRIGA Mark II research reactor fuel control system radiation analysis
- Tez No: 942422
- Danışmanlar: DOÇ. DR. TAYFUN AKYÜREK
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2025
- Dil: Türkçe
- Üniversite: İstanbul Teknik Üniversitesi
- Enstitü: Lisansüstü Eğitim Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Radyasyon Bilim ve Teknoloji Bilim Dalı
- Sayfa Sayısı: 87
Özet
Bu çalışmanın amacı, çalışma ortamlarında radyasyonun varlığını, seviyelerini ve güvenlik açısından önemini kapsamlı bir şekilde değerlendirmektir. Radyasyon ölçüm yöntemleri ayrıntılı olarak incelenmiş ve güvenlik açısından uygunlukları değerlendirilmiştir. Ayrıca, bu çalışmada yanma (burn-up) çalışmaları sırasında karşılaşılan radyasyon seviyelerinin güvenli sınırlar içinde kalıp kalmadığı araştırılmıştır. Deneysel çalışmada %14,4 bağıl verimliliğe ve 2,0 keV enerji çözünürlüğüne sahip bir HPGe dedektörü kullanılmıştır. Reaktör yakıtını gama spektroskopisi yoluyla analiz etmek için özel olarak tasarlanmış bir yakıt analiz sistemi kullanılmıştır. Yakıt elemanları reaktör çekirdeğinden çıkarılmış, bir yakıt inceleme sistemine yerleştirilmiş olup ardından üç ve on dakikalık aralıklarla gama spektroskopisi kullanılarak analiz edilmiştir. Yakıtın radyoaktif içeriği belirlenmiş ve gama spektrumu analiz edilmiştir. Çevresel radyasyon doz seviyeleri de yüzeyde ve yakıt inceleme sisteminden bir metre uzakta ölçülmüştür. Elde edilen veriler, yakıtın radyoizotop içeriğinin ayrıntılı bir analizini mümkün kılmış ve 15 farklı nükleiti tanımlamıştır. Çoklu foton enerjileri dikkate alınarak bu nüklitler için kümülatif zayıflama ve zırhlama hesaplamaları yapılmıştır. Ayrıca, temas noktasındaki ve bir metre uzaklıktaki doz ölçümleri için belirsizlik ve hata analizleri yapılmıştır. Cs-137, Co-60, K-40 ve Pr-144 pikleri için üç farklı konumdan (dedektör, kask yüzeyi ve kask merkezi) kare mesafe hesaplamaları yapılmıştır. Bu hesaplamalara dayanarak aktivite ve yakıt elementi grafikleri oluşturulmuştur. En yüksek temas doz hızı B4 yakıt elemanı için 6.68±0.60 µSv/saat, en düşük değer ise F30 yakıt elemanı için 2.4±0.31 µSv/saat olarak ölçülmüştür; elde edilen tüm değerler mevzuatla belirlenmiş güvenlik sınırları içerisinde kalmıştır. Gama spektrumlarının analizi, fizyon ürünlerinin tanımlanması ve bu izotopların toplam doz hızına katkılarının değerlendirilmesi amacıyla yapılmıştır. Buildup faktörleri ve zayıflama katsayıları kullanılarak, zırhsız durumda yakıt merkezindeki doz hızı tahmin edilmiştir. Elde edilen bulgular, kullanılan inceleme sisteminin yeterli radyasyon zırhlaması sağladığını ve yakıt taşıma ve analiz işlemleri sırasında radyolojik güvenlik düzenlemelerine uygunluğun sürdürüldüğünü doğrulamaktadır.
Özet (Çeviri)
The aim of this study is to comprehensively evaluate the presence, levels, and safety significance of radiation in working environments. Radiation measurement methods were examined in detail, and their appropriateness for safety was assessed. Additionally, this study investigated whether the radiation levels encountered during burn-up studies remain within safe limits. The experimental study utilized an HPGe detector with a relative efficiency of 14.4% and an energy resolution of 2.0 keV. A specially designed fuel analysis cask was used to analyze reactor fuel via gamma spectroscopy. Fuel elements were extracted from the reactor core, placed in a fuel investigation system, and then analyzed using gamma spectroscopy at three- and ten-minute intervals. The radioactive content of the fuel was determined, and its gamma spectrum was analyzed. Environmental radiation dose levels were also measured at the surface and one meter away from the fuel investigation system. The obtained data enabled a detailed analysis of the fuel's radioisotope content, identifying 15 different nuclides. Cumulative attenuation and shielding calculations were performed for these nuclides, considering multiphoton energies. Additionally, uncertainty and error analyses were conducted for dose measurements at the contact point and one meter away. For Cs-137, Co-60, K-40, and Pr-144 peaks, square distance calculations were performed from three different positions: the detector, helmet surface, and helmet center. Based on these calculations, activity and fuel element graphs were generated.
Benzer Tezler
- Analyses of control rod worth and reactivity initiated accident (RIA) of ITU Triga Mark II research reactor
İTÜ Triga Mark II araştırma reaktörünün kontrol çubuğu değeri ve reaktivite nedenli kaza analizi
FADİME ÖZGE ÖZKAN
Yüksek Lisans
İngilizce
2019
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ÜNER ÇOLAK
- İTÜ trıga mark-II araştırma reaktörü yakıt elemanlarının tahribatsız analiz yöntemi ile yanma oranı analizi ve gama spektroskopisi incelemeleri
Burnup analysis and gamma spectroscopy investigations of itu triga mark-II research reactor spent fuel elements using non-destructive analysis methods
ALPEREN KAYA
Yüksek Lisans
Türkçe
2025
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. TAYFUN AKYÜREK
- İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü delici ışınlama kanalının bnct uygulaması için tasarımı
Design of piercing beam port of ITU TRIGA Mark II research reactor for bnct application
MEHMET TÜRKMEN
Doktora
İngilizce
2015
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN
- İtü trıga mark II araştırma reaktörü kalbi için rekonfigürasyon çalışması
Reconfiguration study for the core of the itu triga mark II research reactor
ZEYNEP BODUROĞLU
Yüksek Lisans
Türkçe
2025
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. TAYFUN AKYÜREK
- İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü için genetik algoritma kullanarak kalp konfigürasyon optimizasyonu
Core configuration optimization for ITU TRIGA Mark II research reactor using genetic algorithm
SEFA SAYIN
Yüksek Lisans
Türkçe
2023
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. SENEM ŞENTÜRK LÜLE