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: Belirtilmemiş.
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
- Kuyruk modelleri ve analizi üzerine bir uygulama
Başlık çevirisi yok
DİDEM ÖZPULAT
Yüksek Lisans
Türkçe
1985
Ege ÜniversitesiBilgisayar Bilimleri ve Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Yükleniyor...
- Ege bölgesi keçi liflerinin bazı önemli fiziksel, kimyasal özellikleri ve değerlendirme imkanları
Başlık çevirisi yok
NİLÜFER ERDEM
- Üzüm sularının pastörizasyonu ve kontsantresi sırasında hidroksimetilfurfural oluşumu üzerinde bir araştırma
Başlık çevirisi yok
ŞERİFE ŞAHİN
- Tekstil boyamacılığında atık flottede boyama imkanları üzerine araştırma
Başlık çevirisi yok
MEHMET YAKARTEPE