Tüketilmiş uranyum ve radyasyon zırhlamasında kullanılan malzemelerin zırhlama özelliklerinin incelenmesi ve alternatif zırh malzemelerinin araştırılması
Investigation of shielding properties of materials used in depleted uranium and radiation shielding and research of alternative shielding materials
- Tez No: 967960
- Danışmanlar: PROF. DR. SEMA BİLGE OCAK, DR. ÖĞR. ÜYESİ ESRA UYAR
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2025
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Gazi Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Bilimler Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 59
Özet
Tüketilmiş Uranyum (DU), zenginleştirilmiş uranyum üretiminin bir yan ürünü olup tıbbi, askeri ve sivil birçok alanda kullanılmaktadır. Özellikle tıbbi amaçlı olarak nükleer tıp alanında hastalıkların teşhisinde kullanılan, yapısında radyonüklitler bulunan radyofarmasötiklerin taşınması için üretilen taşıma konteynerlerinde zırhlama malzemesi olarak kullanılmaktadır. Tüketilmiş uranyum, özellikle yüksek yoğunluğundan dolayı ağır olması ve uluslararası alanda nükleer güvence konusunda Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı'nın (UAEA) denetimine tabi olmasından dolayı tüketilmiş uranyumun yerine geçebilecek malzeme arayışı bu tezin araştırma konusudur. Özellikle denetime tabi tutulması sahiplerine tüketilmiş uranyumun kullanımı sırasında belirli sorumluluklar ve yükümlülükler yüklemektedir. Bu nedenle alternatif bir zırhlama malzemesinin kullanılması bu alandaki yükümlülükleri de ortadan kaldıracaktır. Bu bağlamda, bu tezde farklı oranda polietilen (C2H4) ve tungsten (W) katkılandırılarak oluşturulan (%75 W-%25 C2H4, %80 W-%20 C2H4, %85 W-%15 C2H4, %90 W-%10 C2H4) 4 farklı polimer kompozit malzemenin lineer azalım katsayısı (LAC), yarı değer kalınlığı (HVL) ve ağırlık yüzdesi XCOM veritabanı ve Phy-X bilgisayar programı kullanılarak 131I ve 137Cs radyonüklitlerinin gama enerjileri için belirlenmiştir. Elde edilen verilerin validasyonunda EpiXS bilgisayar programı kullanılmıştır. %90 W ve %10 C2H4 içeren SAMP4 kodlu polimer kompozit için, sırasıyla 284,3 keV, 364,5 keV, 637 keV ve 661,7 keV'de tüketilmiş uranyumdan %78,9, %77,9, %74,3 ve %74 daha düşük bir LAC değeri elde edilmiştir. SAMP4 numunesinin HVL'si 284,3 keV, 364,5 keV, 637 keV ve 661,7 keV'de tüketilmiş uranyumdan 0,231, 0,367, 0,768 ve 0,798 cm daha fazladır. Araştırılan tüm polimer kompozitler tüketilmiş uranyumdan %65'ten fazla daha hafiftir. Sonuç olarak, SAMP4 kompozitinin elde edilen zırhlama parametrelerindeki özellikleri nedeniyle taşıma paketleri için zırhlama malzemesi üretiminde tüketilmiş uranyumun yerine kullanılabileceği görülmüştür.
Özet (Çeviri)
Depleted Uranium (DU) is a by-product of enriched uranium production and is used in many medical, military and civilian fields. In particular, it is used as an shielding material in transport containers produced for the transportation of radiopharmaceuticals containing radionuclides, which are used in the diagnosis of diseases in the field of nuclear medicine for medical purposes. Since depleted uranium is heavy, especially due to its high density, and is subject to the International Atomic Energy Agency (IAEA) inspection for nuclear safeguards in the international arena, the search for a substitute material for depleted uranium is the subject of research in this thesis. In particular, being subject to inspection imposes certain responsibilities and obligations on the owners during the use of depleted uranium. Therefore, the use of an alternative shielding material will also eliminate the liabilities in this area. In this context, in this thesis, the linear attenuation coefficient (LAC) of 4 different polymer composite materials (75% W-25% C2H4, 80% W-20% C2H4, 85% W-15% C2H4, 90% W-10% C2H4) doped with different proportions of polyethylene (C2H4) and tungsten (W), The half value thickness (HVL) and weight percentage were determined for the gamma energies of 131I and 137Cs radionuclides using the XCOM database and the Phy-X computer program. For the polymer composite coded SAMP4 containing 90% W and 10% C2H4, a LAC value of 78.9%, 77.9%, 74.3% and 74% lower than that of depleted uranium at 284.3 keV, 364.5 keV, 637 keV and 661.7 keV, respectively. The HVL of the SAMP4 sample is 0.231, 0.367, 0.768 and 0.798 cm higher than the depleted uranium at 284.3 keV, 364.5 keV, 637 keV and 661.7 keV. All investigated polymer composites are more than 65% lighter than depleted uranium. In conclusion, SAMP4 composite can be used as a substitute for depleted uranium in the production of shielding material for transport packages due to its properties in the obtained shielding parameters.
Benzer Tezler
- Türkiye'de tüketilen şişelenmiş maden sularındaki radon aktivitesinin aktif yöntem ile ölçülmesi ve yıllık etkin radyasyon dozunun değerlendirilmesi
Measurement of the radon activity in bottled mineral waters consumed in Turkey by active method and assessment of annual effective radiation dose
ASHREF MOHAMED ABDULSALAM SEID
Yüksek Lisans
Türkçe
2020
Fizik ve Fizik MühendisliğiKastamonu ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ŞEREF TURHAN
- Kars ili, Digor ilçesi topraklarında ve mera bitkilerinde doğal radyoaktivite seviyelerinin belirlenmesi
Determination of natural radioactivity levels in soil and pasture grass plants samples of Digor district, Kars
EBRU ÖZTANRIÖVER
Yüksek Lisans
Türkçe
2019
Fizik ve Fizik MühendisliğiKafkas ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ GÜLÇİN BİLGİCİ CENGİZ
- 235U zenginlik tayininde eş- eksenli grid elektrotlu CdZnTe dedektörlerin uygulanabilirliğinin incelenmesi ve maskelenmiş gama spektrumlarının çözümlenmesi için algoritma geliştirilmesi
Investigation of the applicability of coplanar grid CdZnTe detectors to determine 235U enrichment in samples and development of an algorithm to analyze of the masked gamma-ray spectrum
SEFER BALCI
Yüksek Lisans
Türkçe
2019
Nükleer MühendislikAnkara ÜniversitesiMedikal Fizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HALUK YÜCEL
- LABR3(CE) sintilasyon dedektörleri ile elde edilen gama spektrumlarından radyoizotop tanımlanması için bayesian yöntemi ile bir algoritma geliştirilmesi
Development an algorithm for isotope identification using bayesian statistical method and investion of the applicability of this algorithm on LABR3(CE) scintillation detectors
SELİN SAATCI TÜZÜNER
Yüksek Lisans
Türkçe
2020
Fizik ve Fizik MühendisliğiAnkara ÜniversitesiMedikal Fizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HALUK YÜCEL
- Akkaya-Eskipazar (Karabük) travertenine yönelik jeokimyasal ve izotopik bulgular
Geochemical and isotopic findings on Akkaya-Eskipazar (Karabuk) travertine deposits
GÖKHAN YILDIRIM
Yüksek Lisans
Türkçe
2018
Jeoloji MühendisliğiAnkara ÜniversitesiJeoloji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HALİM MUTLU