EE- Nükleer Araştırmalar Lisansüstü Programı - Yüksek Lisans

Bu koleksiyon için kalıcı URI

http://hdl.handle.net/11527/12731

Gözat

Başlık ile EE- Nükleer Araştırmalar Lisansüstü Programı - Yüksek Lisans'a göz atma
  • Öge
    Almaraz2 Reaktörü İçin Dragon2 Transport-citation Nötron Difüzyon Kod Çifti Yardımıyla Nötronik Hesaplama Zincirinin Oluşturulması
    (Enerji Enstitüsü, 2000-06-22) Oğuzhan, Emrah ; Saygın, Hasan ; 98124 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Bu Yüksek Lisans Tez Çalışması iki bölüme ayrılarak incelenebilir. Birinci bölüm hücre hesaplamaları, ikinci bölümse global kalp hesaplamalarıdır. Hücre hesaplamaları için Ecole Polytechnique de Montreal'de geliştirilen DRAGON2 nötron transport kodu, global kalp hesaplamaları için Oak Ridge Ulusal Labaratuvarlarında geliştirilen CITATION nötron difüzyon kodu kullanılmıştır. Tüm hesaplamalar PWR tipi bir reaktör olan ve 1983 yılında işletime açılan İspanya'nın Almaraz2 reaktörü yakıt hücresi, yakıt demetleri ve kalbi modellenerek gerçekleştirilmiştir. Hücre hesaplamaları Almaraz2 reaktörü yakıt hücresi ve yakıt demetleri üzerinde yapılmıştır. Hücre hesaplamaları statik hücre hesaplamaları ve tükenme hücre hesaplamaları olmak üzere ikiye ayrılır. Statik hücre hesaplamalarının amacı farklı zenginlikteki yakıt hücresi ve yakıt demetleri için K^f (sonsuz çoğaltma faktörü) değerlerini elde etmektir. Tükenme hücre hesaplamalarının amacı tükenmeyle Kkf değerlerinin, uranyum ve plütonyumun izotopik içeriğinin nasıl değiştiğini görmek ve dışarıya kaçış olmadan yamçı yutucu çubuklarda kalan boronu bulabilmek için yapılmıştır. Statik hücre hesaplamaları yapılarak yakıt hücresi ve beş değişik yakıt demeti için % 1.5, % 1.7, % 1.9, % 2.1, % 2.3, % 2.5, % 2.6, % 2.7, % 2.9, % 3.1, % 3.3, % 3.5 zenginliklerinde Kinf değerleri elde edilmiştir. Ayrıca yakıt hücresi üzerinde moderator yoğunluğu azaltılması ve Pitch/Diameter oranlarının değiştirilmesiyle, yakıt demeti üzerinde moderator yoğunluğu azaltılması ve sıcaklık arttınmıyla Kinf değerlerinin nasıl değiştiğini görmek için çalışmalar yapılmıştır. Tükenme hesaplamaları % 2.1, % 2.6, % 3.1 zenginlikte UO2 içeren yakıt demetleri için 0, 150, 2000, 4000, 6000, 8000, 10000, 140000, 18000, 22000, 26000, 30000, 34000, 38000, 42000, 46000, 50000 MWd/tU burn-up (tükenme) değerlerinde 0 ve lOOOppm'lik boron ve yamçı yutucu çubuklar katılarak yapılmıştır. Tükenme hesaplamaları 0 MWd/tU'da Xe olmadığı ve sonradan dengeye geldiği yaklaşımıyla yapılmıştır. Global kalp hesaplamalanysa Almaraz2 reaktörü 1. devri için kalp üzerinde yapılmıştır. 0 burn-up 'ta Almaraz2 reaktörü 1. devir güç dağılımı elde edilmiştir. Bu hesaplamaların büyük bir çoğunluğundan elde edilen sonuçlar daha önce altı ülkenin - İspanya, Hindistan, Hırvatistan, Sırbistan, Güney Afrika Cumhuriyeti, Türkiye (Ç.N.AE.M.)- katılımıyla gerçekleştirilen projenin sonuçlarıyla karşılaştırılmıştır. Amaç kodların etkili ve zayıf oldukları noktaların görülmesidir. Sonuçlar karşılaştırıldığında yeterli yakınlığın sağlandığı görülmüştür.
  • Öge
    Analyses of Control Rod Worth And Reactivity Initiated Accident (RIA) Of ITU Triga Mark II Research Reactor
    (Energy Institute, 2019-11-15) Özkan, Fadime Özge ; Çolak, Üner ; Nuclear Studies ; Nükleer Araştırmalar
    The control rod worth and RIA pulse analyses of ITU TRIGA Mark II research reactor have been done in the scope of this thesis study. ITU TRIGA Mark II is a research reactor in ITU Energy Institute and it reached the first criticality in 1979. Control rod worth is a very important concept in terms of safety of a nuclear reactor. Control rods are basically used to make changes on the power level of the reactor. Therefore, the accuracy in calculating the control rod worth value is crucial. Having a reliable computational model rather than doing experiments is a great advantage in terms of time efficiency and being able to analyze different cases without being dependent on experimental procedures. Analyses on research reactors provide opportunity to validate numerical models using the experimental data done on research reactors. One of the aims of this thesis is to estimate control rod worth values numerically and compare the results with experimental ones. ITU TRIGA Mark II research reactor has three control rods; transient, safety, and regulating rods. Transient rod is used mainly for pulse transients and regulating and safety rods are used to safely change the reactor power with transient rod. The research reactor is shut down with the control rods when it is necessary. Control rod worth is expressed in two ways; integral and differential rod worth. Integral rod worth curves are obtained using positive period method experimentally. The differential rod worth means the reactivity change per unit movement of the control rod, so the differential rod worth curve is obtained using the slope of integral rod worth curve. 3D full core MCNP model ,which is generated at the Energy Institute of ITU by Dr. Lecturer Senem Şentürk Lüle (thanks to Dr. Türkmen and Mr. Allaf for their contributions) for various calculations on ITU TRIGA Mark II research reactor, is used to create integral and differential rod worth values numerically and to compare the numerical results with experimental data. Rod insertion method is used for numerical analysis rather than positive period method as in experiment. Rod insertion method is applied for the concerned rod when the other control rods are fully withdrawn. This method is applied in two ways as source recorded and no source recorded rod insertion methods for this thesis study. The results of these two methods are so close to each other, but the shapes of integral rod worth curves are little bit closer to the experimental ones for source recorded case than no source recorded case. The reason for this is that the source output of previous step is used for source recorded analysis rather than giving an initial source for criticality calculations for MCNP. Relative error between total control rod worth values of numerical and experimental methods is less than 5% which is very low. Control rod worth analysis is carried out for fresh fuel configuration of the reactor core based on experimental data. In addition, it is observed that excess reactivity can be compensated by the control rods since it is lower than the total worth of all control rods in the reactor.   RIA (Reactivity Initiated Accident) analysis is significant for the safety of nuclear reactors. It creates changes in fission rate, so in power in the reactor. Analyzing power and temperature values after RIA provides to see if safety limits for peak values are exceeded or not. PARET/ANL code couples the thermal hydraulic and point kinetics equations and it is used for transient analysis of research reactors. RIA pulse analysis has been done for $1.5, $1.81 and $2 reactivity insertions, based on experimental data, using PARET/ANL code for ITU TRIGA Mark II research reactor. Initial power is 50 W for $1.5 and $1.81 reactivity insertions and 200 W for $2 reactivity insertion. The power, fuel centerline temperature, clad surface temperature and coolant temperature versus time behaviors are analyzed after aforementioned pulse scenarios. The peak power limit for ITU TRIGA Mark II research reactor is 1200 MW for pulse. In addition, safety limits for fuel and clad temperatures are 1150°C and 760°C, respectively. It has been seen that the peak power values for $1.5 and $1.81 pulse reactivity insertions are so close to the experimental values. The power is over predicted by almost 11% for $2 pulse reactivity insertion. However, peak power values after all pulse scenarios are over predicted by PARET/ANL code which is good in terms of safety. This shows that PARET/ANL is a conservative code for the pulse analyses. If the peak temperature values do not exceed the safety limits after pulse for PARET/ANL analysis, they will not exceed safety limits in real pulse situation anyway. The peak power values are 69 MW, 180 MW and 275 MW for $1.5, $1.81 and $2 pulse reactivity insertions respectively according to PARET/ANL analysis. The peak fuel centerline temperature values are 290°C, 332°C and 376°C respectively. In addition, peak clad surface temperature values are 102°C for $1.5 reactivity insertion, 125°C for $1.81 and $2 reactivity insertions. It can be seen from the results that peak power and peak temperature values are in safety limits. The reactivity insertions higher than $2 could not be modeled using PARET/ANL, the code developers recommend that PARET/ANL should not be used in case of high reactivity insertions for natural convection models. Because of void formation in the core for high reactivity insertions, the code cannot simulate the whole transient time. Finally, all analyses for control rod worth and RIA show that the reactor will continue operating safely in case of aforementioned reactivity insertions and the worth of control rods are enough to compensate the excess reactivity and carry out the shutdown of reactor when it is needed.
  • Öge
    Antimon (cevheri Ve Konsantresi) Ve Demir Konsantresi Katkılı Silikon Kauçuk Malzemelerin Diagnostik X-ışınlarını Zayıflatma Özelliklerinin Belirlenmesi
    (Enerji Enstitüsü, 2019-05-03) Vural, Özlem ; Altınsoy, Nesrin ; 10275256 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Bu yüksek lisans tez çalışmasında X-ışınlarından korunmada yaygın olarak kullanılan kurşun zırh malzemelerine alternatif olarak antimon cevheri, antimon konsantresi ve demir konsantresi katkılı silikon kauçuk malzemeler üretilmiştir. Üretilen malzemelerin X-ışınlarını zayıflatma oranları, lineer zayıflatma katsayıları ve kurşun eşdeğer kalınlıkları TS EN 61331-1 standardına uygun olarak belirlenmiştir
  • Öge
    Basınçlı su soğutmalı reaktörlerde yoğuşturucu su sıcaklığının değişmesinin reaktör gücüne etkisi
    (Enerji Enstitüsü, 1993) Toysal, Nüvit ; Yavuz, Hasbi ; 28557 ; Nükleer Araştırmalar
    Bu çalışmada, basınçlı su soğutmalı reaktörlerde yoğuşturucu so ğutma suyu sıcaklığı artışının reaktör gücüne olan etkisi incelenmiş tir. Bu çalışma için Akkuyu Nükleer Güç Santralı Projesine ilişkin veriler örnek olarak alınmıştır. Birinci bölümde, Akkuyu da kurulması düşünülen Basınçlı Ağır Su Reaktörü hakkında genel bilgi verilmiş olup, santral ekipmanlarının işlevleri anlatılmıştır. Bu bölümde yüksek ve alçak basınç türbinleri, türbin by-pass sistemi, nem ayırıcı/kızdırıcı, buhar-jet hava ejektör- leri ve buhar kaçağı sistemleri incelenmiştir. İkinci bölümde, yoğuşturma ve ısı besi-suyu sistemleri hakkında genel bilgi verilmiş olup, tez konusunun esasım teşkil eden yoğuşturu cu! ar incelenmiştir. Yoğuşturucuda kullanılan yoğuşturucu tüpleri, yo ğuşturucu kabı, su akıntı kutuları, buhar-jet hava ejektörleri ve ani kalkış hava ejektörleri hakkında bilgi verilmiştir. Ayrıca ana soğut ma suyu sistemi (deniz suyu) ve deniz suyu korozyonuna karşı korunma sistemleri hakkında da bilgi verilmiştir. üçüncü bölümde, santralın bazı karakteristik noktalarında mevcut verilere göre akışkanın basınç, sıcaklık, entalpi vb. gibi termodina mik özellikleri ayrıntılı olarak hesabedi İmiştir. Santrala ait söz- konusu edilen bu noktalardaki termodinamik özellikler bir şema üzerin de gösterilmiştir. Bu sonuçlara göre entalpı-entropi (h-s) diyagramı çizilmiş olup, bölümün sonunda bulunan entalpi tablosu hazırlanarak tüm noktaların termodinamik özellikleri belirtilmiştir. Ayrıca türbin işleri, verimler ve özgül ısı oranları da hesaplanmıştır. Dördüncü bölümde yoğuşturucu hesabı ayrıntılı olarak incelenmiş tir, öncelikle yoğuşturucu boruları ve malzemesi seçimi yapılmış olup, buradan çıkan verilere göre yoğuşturucu tüp ölçüleri belirlenmiştir. Daha sonra toplam ısı transfer katsayısı hesaplanmıştır. Buradan yo la çıkılarak yoğuşturucu soğutma yüzeyi, yoğuşturucunun özgül buhar yükü tesbıt edilmiştir. Tüm bu hesaplamalardan sonra bölümün sonunda dizayn hesapları tablo halinde verilmiştir. Beşinci bölümde buhar üreteci hesabı yapılmıştır. Verilerden yo la çıkılarak reaktör kısmı ve buhar üreteci (1. devre) kısmında üreti len ısılar hesaplanmıştır. Altıncı bölümde yoğuşturucu soğutma suyu sıcaklığı artışının et kileri incelenmiştir. Santralın bulunduğu bölge Akdeniz Bölgesi olup, Akkuyu'da tesis edilmesi planlanmıştır. Akdeniz Bölgesinde deniz su yu sıcaklığı, yaz ortalamalarına göre 30 (°C) dolayında bulunduğu bi linmektedir. Bu bölümde, başlangıç deniz suyu sıcaklığı 17 (°C) ki bu değer yoğuşturucunun dizayn değeridir, bu değerden itibaren sıcaklığın artmasıyla reaktör gücüne olan etki incelenmiştir. Yedinci bölümde i- se altıncı bölümde bulunan değerler yardımı ile özgül ısı oram ve net elektrik çıkışına ait iki eğri çizilmiştir. Bu eğriler yardımı ile so ğutma suyu sıcaklığının artması ile reaktör gücünde meydana gelen deği şim hakkında yorun getirilmiştir.
  • Öge
    Beta Transmisyon Tekniği İle Tekstil Numunelerinin Değerlendirilmesi
    (Enerji Enstitüsü, 2001-06-11) Uslucan, Şevki Tayfun ; Tuğrul, A. Beril ; 104147 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Tekstil malzemeleri, yaygın kullanımı olan malzemeler olup, ülkemiz açısından önemli bir sektörün çalışma konusunu oluşturmaktadır. Günümüzde hayli farklı tekstil malzemeleri bulunmaktadır. Bu çalışmada, tekstil numunelerinden doğal ve yapay tekstil liflerinden dokunmuş, tekstil sistematiğinde yer alan, yaygın kullanımlı farklı tekstil malzemesi nununeleri ile beta transmisyon tekniği bağlanımda öncelikle çalışılmıştır. Bunlardan ayrı olarak, bu genel sistematik dışında farklı elyafların beraberce kullanılması ile oluşturulmuş özel amaçlı tekstil numuneleri ile de çalışılmıştır. Ayrıca, farklı renkteki belli bir tekstil malzemesinin beta transmisyonu açısından değerlendirilerek, boya malzemesinin konuya etkinliği araştırılmıştır. Dokuma sıklığı ve kullanılan elyaf ile ilgili olarak tekstil tipine bağlı değişebilen beta transmisyonu tekstil kalite kontrolü için önem arzetmektedir. İleri bir teknik olan beta transmisyon tekniği kullanılarak, söz konusu farklı tekstil malzemeleri için ayrı ayrı deneyler yapılarak değerlendirilmeleri yoluna gidilmiştir. Beta transmiyon tekniği uygulaması için İ.T.Ü. Nükleer Enerji Enstitüsü Nükleer Uygulamalar Anabilim Dalı Radyoizotop Labratuarı'nda mevcut Sr-90 beta radyoizotop kaynağı, radyasyon kaynağı olarak kullanılmıştır. Yapılan çalışmalarla çeşitli tekstil numunelerinin, beta transmisyon tekniği ile değerlendirilmeleri kalite kontrol bağlamında gerçeklenmiştir.
  • Öge
    Cobra Kodu İle Bazı Pwr Parametrelerinin İncelenmesi
    (Enerji Enstitüsü, 2001-06-28) Ege, Ahmet ; Gencay, Şarman ; 104063 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Yapılan çalışmada Westinghouse (Sequoyah) firmasının üretmiş olduğu bir basınçlı su reaktörünün (PWR) COBRA-IV-I bilgisayar kodu ile akışkan giriş-çıkış sıcaklıkları, zarf sıcaklığı, yakıt çubuğu merkez sıcaklığı, akışkan yoğunluk değişimi ve akışkan hız değişimi parametreleri gibi başlıca termal hidrolik özellikleri incelenmiş ve akış kanalının tıkanması durumunda bu parametrelerin bu değişimden nasıl etkilendiği araştırılmıştır. Westinghouse firmasının ürettiği sözkonusu basmçlı su reaktörünün sistem basıncı, akışkan giriş sıcaklığı, kor akış hızı, yakıt çubuk geometrisi, boyutları ve malzeme özellikleri COBRA-IV-I koduna input olarak girilmiş ve bu koşullara ilişkin kodun elde ettiği sonuçlara l varılmıştır. Reaktörün soğutulmasında kullanılan akışkan ile ilgili parametreler standart bir reaktörün parametreleri olarak seçilmiş ve bu değerler kullanılarak elde edilen sonuçlar analiz edilmiştir. Burada reaktörün standart çalışma koşullan altındaki pekçok önemli parametresi incelenmiş ve bunlar ayrıntılı olarak grafiklere aktarılmıştır. Normal çalışma şartlan altında, hem ortalama bir kanal hem de en sıcak kanal için parametreler elde edilmiştir, bu şekilde sözkonusu kanallar arasındaki parametrelerin de karşılaştınlması yapılabilmiştir. Kanal tıkanması durumunda akışın, kanalın normal kesit alanın en fazla %30'u kadar olması öngörülmüştür bunun esas nedeni COBRA bilgisayar kodunun %30'dan fazla tıkanma durumunda doğru sonuçlar vermemesidir. Yapılan çalışmanın önemli bir amacı ise tezin sonunda Ek-A'da verilen kodun tanımlamasıdır. Bu tanımlamada kodun orjinal tanımlamasmda yeralan herbir kartın ayn ayn açıklaması, kodun kullanım formatı ve kodda kullanılan ampirik korelasyonlann ve formüllerin tanıtımı yapılmıştır. COBRA bilgisayar kodundan elde edilen sonuçlar normal operasyon koşullanmn anlaşılmasına olanak tanımış ve bu şekilde akış kanalının tıkanması durumu hakkında yorum yapılabilmesi imkanını sağlamıştır. Buna göre, akış kanalın tıkanması durumunda hem akışkan sıcaklığı hem de yakıt zarf sıcaklılan belirgin bir oranda artmış buna karşın nükleer güvenlik açısından endişe verici değerlere ulaşmamıştır. Akış kanalının tıkanması durumu kendim en belirgin biçimde akış hızında gösterirken yakıt merkez sıcaklığı bu durmudan en az etkilenen parametre olmuştur.
  • Öge
    Comparison of beta, neutron and gamma attenuation properties of pmma/colemanite composites
    (Energy Institute, 2019-11-13) Mehranpour, Shima ; Baydoğan, Nilgün ; Nuclear Studies ; Nükleer Araştırmalar
    Poly (methyl methacrylate) (PMMA) is a thermoplastic material with high resistivity against abrasion and heat. PMMA material has great thermal, mechanical and radiation shielding properties which can be improved by the addition of colemanite filler. Based on superior structural properties of PMMA material and the addetives (colemanite filler), the produced PMMA based polymer composites can be used in different application areas such as the aviation and aerospace field. These new materials have significant advantages such as high durability and high strength. PMMA is a transparent thermoplastic polymer material from the acrylate family. PMMA reinforced by colemanite filler has great importance in various applications ranging from large scales to small scales. Three main polymerization methods that can be used in the production of PMMA polymer composites are solution-mixing, melt-compounding and in-situ polymerization. The Atom Transfer Radical Polymerization (ATRP) method was used to disperse colemanite filler into PMMA material, in this study. Colemanite was used to enhance the radiation shielding properties of PMMA. Beta, neutron and gamma transmission techniques were applied to investigate the behavior of PMMA/Colemanite composite samples against radiation. Cs-137 and Co-60 were used as gamma source, Sr-90 was utilized as beta source and Pu-Be neutron Howitzer (NH3) was used in neutron transmission test. PMMA/Colemanite composite samples were produced at three different concentrations of colemanite and irradiated for determined duration, then the linear attenuation coefficient values were calculated for Cs-137, Co-60 and Sr-90 radioisotopes and the total macroscopic cross-sections values were evaluated for neutron source with the rise of colemanite content in samples. The results indicated that by the rise of colemanite concentration, the linear attenuation coefficients and the mass attenuation coefficients were increased slowly. Based on this fact, it is possible to improve the radiation shielding properties of PMMA based polymer by the addition of colemanite as a filler.
  • Öge
    Çeşitli Madensuyu Ve Sodaların Radyoaktivite Seviyelerinin Tayini
    (Enerji Enstitüsü, 1995-06-28) Er, Zuhal ; Tuğrul, Beril ; 46570 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Üzerinde yaşadığımız dünyamız, bir kısım radyoizotopları doğal olarak bulundurmaktadır. Bu radyoizotopların doğal çevremizde yarattığı radyasyon etkisi esas itibariyle "Doğal Çevre Radyasyonu" olarak nitelenmektedir. Süz konusu doğal çevre radyasyonunun önemli kaynağı olan doğal radyoizotoplar, toprakta bulunabileceği gibi, atmosferde de bulunabilmektedir. Toprakta var olan radyoizotoplar, toprakla temasta olan su içinde çözünebilmek t e ve çevre sularında doğal radyasyonu oluşturmaktadır. Toprakla temasta olan sular ise yerüstü suları ve yeraltı suları olarak başlıca iki grupta incelenebilir. Yeraltı suları, toprağın farklı derinliklerindeki cegitli elementlerle temas edebi lmektedi r 1er. Genellikle, toprağın derinliklerine kadar inip daha sonra yeryüzüne çıkan, özellikle dünyamızın jeolojik yapı bozukluklarının, örneğin; fay hatları dolayındaki yeraltı suları, bazı mineralleri ve bu arada radyoizotopları, diğer sulara göre daha cok ihtiva etmektedirler. îste bu tip suları "Maden Suyu" olarak nitelemekteyiz. Ayrıca, soda içeren bir grup su da bulunmaktadır ki; bunlar halk dilinde kısaca "Soda" olarak anılmaktadırlar. Öte yandan, maden suyu ve soda özelliğini beraberce gösteren içecekler de söz konusudur. Bu durumda maden suyu ve sodalarda doğal radyoaktivite seviyesi, diğer içme sularından "bir miktar" daha yüksek olabilmektedir. Maden suyu ve sodalar, içerdikleri elemanlar nedeniyle genellikle, hazmı kolaylaştıran etkileri bulunduğundan, insanlar tarafından tercih edilen içecekler olabilmektedirler. Hatta günümüzde, doğal sodalara benzer içerikte "Yapay Soda" üretimi de yapılmaktadır. Bu Yüksek Lisans Tezi çalışmasında, doğal ve yapay soda ve maden sularında radyasyon seviyesi tayini amaçlanmıştır. Bu amaçla, piyasada satılmakta olan maden suyu ve sodalar temin edilmiş ve radyasyon seviyeleri tayin edilmiştir. ITU Nükleer Enerji Enstitüsü Nükleer Uygulamalar Anabilim Dalı labratuvarları ile TAEK-CNAEM Sağlık Fiziği olanaklarından yararlanılarak madensuyu ve sodaların alfa ve beta aktivite seviyeleri tayin edilmiştir. Üzerinde çalışılan madensularınıat 10' u kaynak yerleri Türkiye'nin batısından yer alan madensuları, 3'ü ise yabancı madens uları dır. Ayrıca, 3 yapay soda da bu Yüksek Lisans Tezi kapsamında incelenmiştir. Böylelikle, ülkemizden temin edilen toplam 16 madensuyu ve soda üzerinde çalışılarak radyoaktivite seviyeleri tayini gerceklenmistir.
  • Öge
    Çift Enerjili X-ışını Absorbsiyometrisi Tekniği Kalite Kontrol Ölçümlerine İlişkin Değerlendirme
    (Enerji Enstitüsü, 2003-05-28) Kayhan, Elif ; Tuğrul, A. Beril ; 142583 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Nükleer teknikler, bir çok alanda olduğu gibi tıp alanında da başarı ile uygulanmaktadır, Tıp alanında diagnostik görüntüleme, hastalığın doğru teşhisi bağlamında önemli bir bölüm olarak bulunmaktadır. Teknolojinin hızlı gelişimi ile görüntüleme teknikleri oldukça gelişmiş ve insan sağlığına ilişkin uygulamalarda güvenle kullanılır hale gelmiştir. X-ışmlarının keşfi ve fizik prensiplerinin klinik tıbba yansıtılması ile diagnostik görüntüleme gelişmiştir. Son yıllarda sıkça karşılaştığımız, kemik erimesi hastalığının teşhisinde, bir nükleer teknik olan, çift enerjili X-ışını absorbsiyometri tekniği yaygın olarak kullanılmaktadır. İnsan üzerinde deney yapmanın zorluğu nedeni ile çoğu kez fantomla çalışma tercih edilmektedir. Bu çalışmada, aliminyum bir fantom kullanılarak deney yapılması hedeflenmiştir. Bunun için, çift enerjili X-ışını absorbsiyomerisi (DEXA) sisteminin kalite kontrol test fantomu tercih edilmiştir. Fantom, standartandardize lomber vertebra fantomudur. Deneylerde, kemik mineral yoğunluğu ölçümünde altın standart olarak kabul edilen çift enerjili X-ışını absorbsiyometri (DEXA) cihazı kullanılmıştır. Yapılan deney çekimlerinde, önemli iki parametre, gerilim (kV) ve akım (mA) değiştirilmek sureti ile alınan sayım sonuçlarına etkisi incelenmiştir. Alman deneysel değerler kullanılarak birbiri ile mukayeseli olarak grafikler çizilmiş ve mukayeseli olarak incelenerek değerlendirilmiştir. Böylelikle, farklı iki parametrenin tekniğe etkisi incelenebilmiş ve sonuca etkisi belirlenebilmiştir. Ayrıca, çalışılan çift enerjili X-ışını absorbsiyometrisi (DEXA) cihazının rutin kullanım gerilimi olan 76 kV şartda, çalışılabilecek iki farklı akım değeri olan 750 uA ve 3000 uA değerleri için hasta üzerinde çalışılmıştır. Burada da kumanda parametrelerinin etkisi özellikle görüntüde gözlenebilmiştir.
  • Öge
    Çok Gruplu Çarpışma Olasılıklı İntegral Transport Yöntemiile Hızlı Spektrum Hesabı
    (Enerji Enstitüsü, 2001-06-25) Altay, Gülistan ; Özgener, Bilge ; 104061 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    İntegral transport metodu, bilgisayar teknolojisinin gelişmesiyle birlikte günümüzde spektrum hesaplan için tercih edilen yöntemlerden biri olmuştur. Bu çalışmada da, çarpışma olasılıkları yöntemi ile integral transport denkleminin sayısal çözümü yapılarak, reaktör birim hücresi için hızlı ve epitermal grup sabitlerini hesaplayan, bir hızlı spektrum hesabı yöntemi geliştirilmiştir. Birim hücre hesabında heterojen geometri olduğu gibi alınmış ve kare veya altıgen birim hücre, Wigner-Seitz yaklaşımıyla silindirik birim hücreye dönüştürülmüştür. Çok gruplu ve çok bölgeli çarpışma olasılıkları, Bickley- Naylor fonksiyonlarının integrasyonu ile sağlanmıştır. Reaktör birim hücresi spektrum hesabı için, 14 çekirdek tipi içeren 33 grup tesir kesitlerine sahip bir veri bazı kullanılmıştır. Spektrum hesabı için gerekli olan mikroskopik yutma ve fisyon tesir kesitleri ile, U238 için esnek olmayan saçılma tesir kesitleri matrisi daha önce yapılan bir çalışmadan alınmıştır, integral transport metodu için gerekli olan, 14 çekirdek tipi için mikroskopik esnek saçılma tesir kesitleri ile gruptan gruba ve grup içi mikroskopik saçılma tesir kesitleri, 25 gruplu Bonderanko veri kütüphanesinden alınarak 33 gruplu hale getirilmiştir.Esnek olmayan saçılmalar yalnıca U238 için ele alınmıştır. Rezonans hesabı program içerisinde yan analitik yöntemler kullanan REP adlı bir altprogramla hesaplanmıştır. Hızlı bölge 5.53KeV-10MeV arasında, epitermal bölge ise 0.645eV-5.53KeV enerji aralığında yer alacak şekilde, hızlı ve epitermal bölgeler için makrogrup sabitleri hesabı yapılmıştır. Hızlı grup ilk 15, epitermal grup ise son 18 grubu içermektedir. İlk 31 grup 0.5, son iki grup ise 0.5236 ve 0.5435 letarji birimi genişliğinde alınmıştır. 1Y Geliştirilen yöntem CPFS adlı FORTRAN dilinde bir programa uyarlanarak, termal reaktör birim hücresi ve TRIGA-MarklI Reaktörü birim hücresi için problemler koşulmuştur. Elde edilen sonuçların farklı yöntemlerle elde edilen sonuçlarla uyum içinde olduğu gözlenmiştir.
  • Öge
    Çok Gruplu Difüzyon/ek Difüzyon Sonlu Elemanlar Hesaplarının Pertürbasyon Teorisinde Kullanılması
    (Enerji Enstitüsü, 2003-05-05) Kaluç, Sibel ; Özgener, Bilge ; 142587 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Yetkin olarak çalışan bir nükleer sistemde küçük bir değişiklik (pertürbasyon) yapılması halinde, sistem alt ya da üst yetkin hale gelecektir. Bu durumda oluşan reaktivite değişimi, pertürbe edilmiş sistem için fisyon kaynağı iterasyonu yoluyla yeni etkin çoğaltma katsayısının hesaplanmasıyla saptanabilir. Ancak fisyon kaynağı iterasyonunun külfetli bir işlem olması nedeni ile, reaktivite değişimini sadece yetkin sistemin akı ve ek akı dağılımlarını kullanarak hesaplayabilen pertürbasyon teorisi yaklaşımı, yapılan değişimin küçük olması halinde tercih edilmektedir. Bu çalışma, çok gruplu difüzyon denklemlerini tek boyutlu silindirsel bir model çerçevesinde çözerek nükleer sistemlerin etkin çoğaltma katsayıları ile grup akı ve ek akı dağılımlarını sonlu elemanlar yaklaşımı ile çözme yeteneğine sahip bir bilgisayar programına dayandırılmıştır. Bir ile dördüncü derece arasında Lagrange tipi sonlu elemanlar kullanarak çözüm üreten bu programı, bir kez özgün, bir kez de pertürbe edilmiş nükleer sistem için çalıştırıp, elde edilen iki etkin çoğaltma katsayısını kullanarak reaktivite değişimini hesaplamak; yani çok gruplu difüzyon teorisinin reaktivite değişim öngörüsünü saptamak olanaklıdır. Pertürbasyon teorisi yaklaşımının, bu reaktivite değişimini, yaklaşım oluşturduğu çok gruplu difüzyon teorisine göre hangi duyarlılıkla hesaplayabildiğini saptamak amacıyla; sözünü ettiğimiz sonlu elemanlar programına sadece özgün nükleer sistemin akı, ek akı ve etkin çoğaltma katsayısı ile girdilenen pertürbasyonun çok gruplu difüzyon teorisi sabitlerinde yol açtığı değişimleri kullanarak pertürbasyon teorisinin öngördüğü reaktivite değişimini hesaplayabilen alt programlar eklenmiştir. Oluşturulan geliştirilmiş programa PERTURB adı verilmiş; bu program aracılığı ile herhangi bir pertürbasyon için, hem çok gruplu difüzyon teorisinin reaktivite değişim öngörüsü, hem de buna yaklaşım olan pertürbasyon teorisinin reaktivite değişim öngörüsü hesaplanabilmiştir. İlk ele alınan problem çıplak, homojen, silindirsel bir nükleer sistemin merkezine yapılan silindirsel pertürbasyonun tek gruplu difüzyon teorisi ile hesabıdır. Bu problemde oluşan reaktivite değişimi analitik olarak hesaplanabildiği için, PERTURB programınca üretilen difüzyon teorisi ve pertürbasyon teorisi reaktivite değişim öngörülerinin analitik çözüme göre yüzde hatalarını hesaplamak olanağı bulunmuştur. Bu problem çıktıları incelenerek, sonlu elemanlar ızgarası inceltildikçe, çok gruplu difüzyon sayısal sonuçlarının analitik sonuçlara yakınsadığı; pertürbasyon teorisi sonuçlarının yüzde hatalarının beklendiği şekilde pertürbasyon hacmi ya da tesir kesitlerindeki değişim arttırıldıkça ve de pertürbasyonun yeri merkeze yaklaştmldıkça artış gözlendiği saptanmıştır. Tek gruplu difüzyon teorisinde akı ve ek akı özdeş ıx olduğundan, akı ile ek akının farklı kavramlar olarak ortaya çıktığı en basit teori olan iki gruplu difüzyon teorisi, PERTURB programının doğrulanması için ele alınan ikinci problemin temel modeli olarak seçildi. İki gruplu difüzyon teorisi çerçevesinde yine çıplak, homojen silindirsel bir bölgede pertürbasyon uygulandığı varsayıldı. Bu problem için de analitik çözüm türetilerek PERTURB programının ürettiği sayısal iki gruplu difüzyon teorisi ve pertürbasyon teorisi sonuçlarının irdelemesi yapıldı. Elde edilen sonuçların, tek gruplu teori çerçevesinde elde edilenlerle paralellik gösterdiği gözlemlendi. Ele alınan son problemde İTÜ Enerji Enstitüsü'ndeki TRIGA Mark-II reaktörünün, tek boyutlu silindirsel bir modeli kullanıldı. A, B, C, D, E, F halkaları ve radyal grafit yansıtıcıdan oluşan yedi eşmerkezli homojen silindirsel bölge ile modellenen reaktörün sırasıyla B, C, D ve E halkalarından bir yakıt çubuğunun çıkartılarak, yerinin su ile doldurulduğu varsayılıp, bu oluşumun yol açtığı reaktivite değişimi PERTURB programı kullanılarak, hem iki gruplu difüzyon teorisi hem de pertürbasyon teorisi bağlamında elde edildi. Elde edilen sonuçlar irdelenerek çalışma tamamlandı.
  • Öge
    Endüstriyel Atık Malzemesi Olan Kağıt İle Bor Elementi Kullanılarak Nötron Zırhlamasında Etkili Bir Zırh Geliştirilmesi
    (Enerji Enstitüsü, 1996-01-29) Yiğit, Zerrin ; Bilge, Ali Nezih ; 055547 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
     Radyasyon etkilerinin canlılar üzerinde yarattığı büyük tehlikeden dolayı, nükleer enerji kullanılmasında radyasyon korunmasına büyük önem verilmiş ve çeşitli zırh- lama teknikleri ile zırh malzemeleri geliştirilmiştir. Bu amaçla geliştirilen zırh malzemesi, nötronların zırhlama işleminde endüstriyel atık malzemesi olan kâğıdın kullanılmasıyla gerçekleştirilmiştir. Kâğıdın endüstriyel alanda kolayca kullanılabilen ekonomik bir malzeme oluşu ve yüksek oranda selüloz (C6H12O5) hammaddesini içermesi onu seçici kılmaktadır. Kâğıdın zırh malzemesi olarak başlı başına kullanımı zırhlama tekniğinde yetersiz kalmaktadır. Bundan dolayı katkı malzemesi olarak bor elementi gibi nötronları fazla sıyla zayıflatan yeni bir zırh malzemesi geliştirilmesi amaçlanmıştır. Katkı malzemesi olarak seçilen bor elementinin nötron yutma tesir kesidinin yüksek, yakalama reaksiyonunda yayınladıkları gama enerjisinin düşük olması kağıt ile iyi bir zırh malzemesi oluşturmasını sağlamıştır. Deneysel çalışmanın ilk aşamasında sadece kağıt mal zemesinden sayımlar alınmış ve nötronların en fazla soğu rulduğu zırh kalınlığı seçilmiştir. Bu zırhlama etkisinin aynısını veya fazlasını daha az kalınlıkta zırhlama malzemesi kullanılarak gerçekleştirmek amaçlanmıştır. Farklı konsantrasyonlarla hazırlanmış zırh malzemesinden sayı mi ar alınmış ve ideal zırh kalınlığı belirlenmiştir. Kağıt malzemeye katılan borik asidin nötronlara karşı zırhlama yeteneğinden yararlanarak daha az kalınlıkta bir zırh malzemesi geliştirilmiştir. Düşük konsantrasyonlarda borik asit kullanılarak daha ince kağıt ile oldukça etkin bir zırh malzemesini üretmenin mümkün olabileceği görülmüştür.
  • Öge
    Endüstriyel Sıvılarda Gama Radrasyonunun Zayıflatılması
    (Enerji Enstitüsü, 2002-05-13) Dağlı, Ş. Burçak ; Baytaş, Filiz ; 126645 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Yer altı sularının organik sıvılar tarafından kirletilmesi yeraltı su kaynaklan için ciddi bir tehlike oluşturmaktadır. Bu sıvılar su ile çok az karışabilir ve yerçekimi ve kılcal kuvvetlerden dolayı topraktaki gözenekler ve tabakalar boyunca hareket ederler. Son zamanlarda gama zayıflatma tekniği toprakta ve gözenekli ortamlarda sıvı organik kirletici hareketinin belirlenmesi için kullanıllmaktadır. Bu çalışmada, endüstride kullanılan sıvı organik kirleticilerin gama radyasyonu zayıflatma katsayıları teorik ve deneysel olarak belirlenmiştir. Bu sıvıların teorik foton zayıflatma katsayılarım hesaplamak için bir bilgisayar programı geliştirilmiştir. Organik sıvılar için kütle zayıflatma katsayıları ve efektif atom numaralan foton enerjisi ve sıvıların kimyasal yapışma bağlı olarak incelenmiştir. Deneysel foton zayıflatma katsayılarının saptanması için dar demet ve farklı kolimatör çaplarına sahip iki yan geniş demet geometrisi kullanılmıştır. Sonuçta dar demet geometrisi ile bulunan değerler teorik değerlere oldukça yalan bulunmuştur. Büyük kolimatör çaplarına sahip yan geniş demet geometrisinde teorik değerlerden sapma oldukça fazla olmaktadır. Küçük kolimatör çaplarına sahip yan geniş demet geometrisinde ise sonuçlar teorik değerlerle oldukça uyuşmaktadır. İki yan geniş demet geometrisinin sonuçlan karşılaştırıldığında kolimatör çaplan küçüldükçe teorik değerlere yaklaşıldığı görülmüştür.
  • Öge
    Erken Bizans Dönemi Theodosius Liman Şehri Seramik Buluntularının Nükleer Tekniklerle İncelenmesi
    (Enerji Enstitüsü, 2015-01-15) Varan, Ahmet Hamdi ; Erentürk, Sema ; 392602 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Bu çalışmada, Türkiye Cumhuriyeti Ulaştırma Bakanlığı ile İstanbul Büyükşehir Belediyesi Marmaray ve Metro projeleri kapsamında Yenikapı kazılarında ele geçen, Erken Bizans Dönemine ait 33 adet etütlük seramik buluntusunun iç astar ve bezemelerinin kimyasal kompozisyonları nükleer teknikler kullanılarak belirlenmiştir. Etütlük seramik buluntular, Kültür Varlıkları ve Müzeler Genel Müdürlüğü İstanbul Arkeoloji Müzesi Müdürlüğü'nün özel izni ile alınmış ve incelenmiştir. Seramik buluntuların iç astar ve pigmentlerinin kimyasal kompozisyonları, enstrümental nötron aktivasyon analizi (INAA) ve enerji dağılımlı X-ışını floresans spektrometresi (EDXRF) ile belirlenmiş ve dönemin seramik teknolojisine ilişkin bilgiler elde edilmeye çalışılmıştır. Erken Bizans dönemi seramik buluntularının majör element içeriklerinin %50-70 SiO2, %10-34 Al2O3, %2-6 FeO, %1-5 MgO, %1-5 K2O, %2-20 CaO olduğu saptanmıştır. Seramiklerin kimyasal kompozisyonlarında K, Mg gibi alkaliler içermesi, alkali ihtiva eden kil grubuna girdiklerini göstermektedir. Erken Bizans Dönemi tüm seramiklerine sırlamanın uygulandığı, ve sırlanmamış seramiklerin rağbet görmediği bilinmektedir. Bizans seramiklerinde kullanılan sır, kurşunlu sırdır ve bu sır özellikle kurşun oksitten oluşmaktadır. Seramiklerin sırlı yüzeylerinin elementel bileşimindeki kurşun oranının; sırlı olmayan iç kısımlarına nazaran yaklaşık 40 kat daha yüksek olduğu saptanmıştır. Bu sonuç, bu dönemde kurşun zehirlenmesi olasılığının yüksek olduğunu göstermektedir. Analizler sonucu saptanan S içeriği, seramik buluntularında kalker ve alçı taşı mineralinin varlığının bir göstergesidir. 31, 32, 33, 38, 40 ve 42 No.lu seramik örneklerindeki kükürt miktarının, diğer seramik buluntularına göre daha düşük olması bu seramiklerinin hammaddesinin ve kaynağının diğerlerinden farklı olduğunun belirtisidir. Seramik buluntuların kalsit (CaCO3) içerikleri değişiktir. 2, 10, 12, 19, 20 ve 24 No.lu seramik buluntularında kalsiyum içeriği oldukça yüksek saptanmıştır. Magnezyum bileşikleri, kalkerin oluşumu ve oluşumundan sonraki başkalaşmanın etkisi ile dolomit (CaMgCO3) ve manyezit (MgCO3)'in seramiğin yapısında bulunmasından ileri gelmektedir. Seramik buluntularında saptanan MgO içeriği %1 ila %6 arasında değişmektedir. Bu sonuç, seramiklerin yapısında değişen oranlarda kalker olduğunu göstermektedir. Bu dönemde, seramik pişirme tekniğinin henüz çok gelişmediği hala düşük sıcaklıkta (<700 oC) pişirmenin yaygın olduğu söylenebilir. Seramik buluntuların kimyasal kompozisyonları, Minitab 17.0 istatistiksel analiz programı kullanılarak, istatistiksel olarak değerlendirilmiş ve benzer özellik gösteren seramikler tanımlanmıştır. Yapılan istatistiksel analiz değerlendirmelerine göre 6 adet kümeleme oluşmuştur. Küme 1 ve 2 için iki seramik, Küme 3 için on iki seramik, Küme 4 için dört seramik, Küme 5 için iki seramik ve Küme 6 için beş seramik örneğinin aralarında gruplaştığı görülmüş ve her bir kümenin kendi içinde ve diğer kümelerle olan ilişkisi gösterilmiştir. Sonuçlara göre; benzerlik oranı en çok olan seramikler 31 ve 33 No.lu seramikler %96 şeklinde olmuştur. Bunun yanında, 30, 35 ve 40 No.lu seramikler üçlü bir bağlantı oluşturmak üzere kendi içinde %92 oranında bir benzerlik göstermiştir. 2 ve 20 No.lu seramikler ise %94 oranında benzerlikleriyle dikkat çeken kümelerin başında gelmiştir. %63 en az benzerlik oranı ve kümeleme açısından birbirleriyle en az bağlantısı olan küme 11 ve 32 No.lu seramiklerin oluşturduğu Küme 5'tir. Elde edilen verilerden, seramik buluntuların hammadde içerikleri ve özellikleri, pişirilme sıcaklıkları, sır bileşimleri ve özellikleri gibi tarihe ışık tutacak ve yapıldıkları dönemi karakterize eden ve dönemin teknolojisini aydınlatmaya yarayacak bilgiler değerlendirilmiştir.
  • Öge
    Erozyon Ve Sedimentasyon Araştırmalarında Radyonüklidlerin Kullanımı
    (Enerji Enstitüsü, ) Kaya, Meryem ; Hacıyakupoğlu, Sevilay ; 166753 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Toprak ve su kaynaklanın korunması, geliştirilmesi ve sürdürülebilirliğinin sağlanarak en üst düzeyde üretimde faydalanılması, bu kaynakların verimli ve bilinçli biçimde kullanılması ile mümkündür. Günümüzde erozyon deprem, taşkın ve heyelan gibi en önemli ekolojik çevre sorunu niteliğinde ve doğal afet olarak kabul edilmektedir. Bu kapsamda günlük içme ve kullanma suyu kaynaklarının sürdürülebilir yönetimi çok önemlidir. Yanlış arazi kullanımlarının önlenmesi ve etkin toprak ve su kontrol ve koruma stratejilerinin geliştirilmesi için, su kaynaklan çevrelerinde toprak erozyonu ve sedimentasyonu hızlarının belirlenmesi gereklidir. Serpinti radyonüklidleri yöntemi (FRN's) ile toprak örneklerinde l37Cs 210Pbex ve 7Be radyonüklid aktiviteleri ölçümlerinden yararlanarak, toprak taşınma miktarının belirlenmesi, dünyada yaygın olarak kullanılan bir yöntemdir. Bu Yüksek Lisans tez çalışmasında serpinti radyonüklidleri yöntemi, İstanbul'un doğu kesiminde Riva havzasında yer alan ve İstanbul için en önemli içme ve kullanım suyu kaynaklamadan biri olan, Ömerli Baraj gölü çevresinde seçilen farklı alanlar için uygulandı. Havzadaki araştırma sahalarından alman topraklar için gama spektroskopik analizler gerçekleştirildi, yöntemin gerektirdiği radyonüklid profilleri oluşturuldu ve havzadaki ekili bir arazi için Cs-137-Calibration Model kullanılarak toprak taşınma miktarı belirlendi.
  • Öge
    Farklı Alüminyum Alaşımlarının Cs-137 Gama Radyoizotop Kaynağı Karşısındaki Davranışının İncelenmesi Ve İrdelenmesi
    (Enerji Enstitüsü, 2018-06-06) Yıldırım, Selahattin ; Tuğrul, Asiye Beril ; 302111017 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Mühendislik içinde daima önemli yeri olan malzemelerin, doğal olarak özelliklerinin ve çeşitli şartlarda davranışlarının bilinmesi gerekmektedir. Bu bağlamda, malzeme özelliklerinin araştırılması, incelenmesi ve amaca uygun yeni malzemelerin geliştirilmesi giderek üzerinde durulması gereken konuları oluşturmaktadır. Öte yandan, nükleer reaktörlerin gelişimi ve radyasyonla sterilizasyon gibi büyük radyasyon dozu ile çalışma şartlarında da bu şartlarda kullanılan malzemelerin radyasyon karşısındaki davranışlarının bilinmesi gerekli olmaktadır. Ayrıca, uzay teknolojisi uygulamalarında da malzeme kozmik şartlarda radyasyon dozuna maruz kalabileceklerdir. Bu bağlamda, malzemelerin radyasyon karşısındaki davranışının incelenmesi öne çıkmaktadır. Bu yüksek lisans tez çalışmasında, sanayide önemli bir kullanım yeri olan işlenik olarak nitelenen alüminyum alaşımlarının gama radyasyonu karşında gama radyasyonunu tutma özelliğinin incelenmesi amaçlanmıştır. Alüminyum, Birçok endüstri dalında tercih edilerek kullanılan bir malzeme durumundadır. Hafif olması ve alaşımlandırmayla istenen özelliklerin kazandırılabilmesi nedeniyle söz konusu bu malzemenin birçok sanayi dalında kullanılması tercih edilmektedir. Alüminyum alaşımlarının öncelikle kullanıldığı sektörlerin başında havacılık ve uzay sektörü sayılmaktadır. Ayrıca alüminyum günlük yaşantımızda da sıkça kullanılan bir malzeme haline gelmiş bulunmaktadır. Bununla beraber nükleer teknoloji gibi ileri teknolojilerde de kullanılabilmektedir. Böylelikle, bu çalışmayla, sanayide rutin kullanımı olan alüminyum alaşımlarının nükleer teknoloji ve nükleer uygulamalarda kullanılmaları halindeki durumun değerlendirilmesi hedeflenmiştir. Gama radyasyon kaynağı olarak Cs-137 gama radyoizotop kaynağı kullanılmıştır. Bu gama kaynağının kullanılmasının nedeni monokromatik bir gama kaynağı kullanılmış olmasıdır. Dolayısı orta enerjili olarak nitelenebilecek tek enerjili bir gama kaynağı ile değerlendirmenin daha uygun olacağı düşünülmüştür. Çalışılan alüminyum alaşımları ticari olarak kullanılmakta olan işlenik alüminyum alaşımlarından en çok kullanılan alaşımlardır. Bu bağlamda, alüminyum alaşımlarından önemli olanları ve yaygın olarak kullanılanları 3xxx, 5xxx, 6xxx ve 7xxx alaşımlarının deneylerde kullanılması tercih edilmiştir. Çalışılan ticari kullanımlı alüminyum malzemeler; 1050, 3003, 5005, 6063, 7072, 8006 alüminyum malzemelerdir. 1xxx serisi (safsızlık elemanları dışında) alaşımsız alüminyum olduğundan bu seri ile çalışılmasıyla bu söz konusu bu seri alaşımın referans alaşım olarak kullanılabileceği düşünülmüştür. Gerçeklenen deneyler, transmisyon tekniği geometrisine uygun olarak oluşturulan deney düzeneği ile gerçeklenmiştir. Saçılma etkisinin düşürülmesi için kolimatör ve zırh malzemeler deney düzeneğinde kullanılmıştır. Böylelikle, saçılma etkisinin olmadığı kabulü ile zayıflatma katsayıları tayin edilmiştir. Cs-137 gama radyoizotop kaynağı ile yapılan deneylerde, çalışılan ticari alüminyum malzemelerle ulaşılan deneysel sonuçlardan hareketle çizilen zayıflatma eğrileri nispeten birbirine benzer sonuçlar verdiği gözlenmiştir.. Cs-137 gama radyoizotop kaynağına ilişkin ulaşılan sonuçlarla çizilen radyasyon zayıflatma eğrileri; incelendiğinde 1050 katkısız alüminyum malzeme, diğerlerinden hayli farklı sonuç verdiği görülmüştür. Diğer katkılı alüminyum alaşım malzemelere ilişkin zayıflatma eğrilerinin birbirine hayli yakın olduğu görülmektedir. 1050 dışındaki ticari katkılı alüminyum malzemelerde gama radyasyonunu zayıflatma etkisinin daha iyi olduğu gözlenmiştir. Bu husus beklenti doğrultusunda olup, alüminyuma % 0,5 ve üzerindeki katkılanan magnezyum, manganez, çinko, silisyum ve demir gibi katkılama elementlerinin radyasyonu zayıflatmada etkin olduğunu göstermektedir. Çalışılan alüminyum malzemeler için deneysel olarak elde edilen sonuçların irdelenmesi de bu Yüksek Lisans Tezi kapsamında amaçlanmıştır. Bu bağlamda, uluslararası güvenilirlikle tercih edilen XCOM Bilgisayar programı kulanılmıştır. Bu bağlamda, kütle soğurma katsayıları önce, deneysel çalışmalardan hareketle hesaplanmış daha sonra XCOM Bilgisayar programı ile de teorik olarak hesaplanmıştır. Deneysel ve teorik olarak bulunan kütle soğurma katsayılarının karşılaştırmalı değerlendirmeleriyle elde edile sonuçların birbirine hayli yakın olduğu görülmüştür. Deneysel ve teorik olarak bulunan kütle soğurma katsayıları arasındaki farklılığın % 6'nın altında kaldığı tespit edilmiştir. 1050 serisi alüminyum malzeme dışında ise bu farklılık % 2,5'un altında kalmıştır. Bu bağlamda, deneylerimizle ulaşılan sonuçların güvenlir olduğu söylenebilir. Ayrıca, çalışılan alüminyum alaşımları için yarı-kalınlık ve ondabir kalınlık tayinleri de yapılmıştır. 1050 katkısız olarak kabul edilen malzeme dışındaki alüminyum alaşımları için birbirine hayli yakın yarı-kalınlık ve ondabir kalınlık değerleri elde edilmiştir. Ancak, 1050 malzemesi için yarı-kalınlık ve ondabir kalınlık değerleri diğer alüminyum alaşımlarından hayli yüksek olduğu tespit edilmiştir. Bu sonuç önceki sonuçlarla uyumlu olup beklenti doğrultusunda bulunmuştur. Yapılan çalışmalarla alüminyuma katkılanan yüksek atom numaralı elementlerin katkılanması gama radyasyonu zayıflatması önem arz etmektedir. Bu husus, girirci elektromanyetik radyasyonunun madde ile etkileşim olayları ilişkili olup yüksek atom numaralı elementlerin gama zırhlaması için öneminden kaynaklanmaktadır. Öz olarak; bu yüksek lisans çalışmasıyla, ticari kullanımlı alüminyum malzmelerin nükleer teknolojide kullanılması halinde 0,662 MeV enerjili gama radyasyonu karşısındaki davranışları yapılan deneylerle gözlenmiş ve XCOM Bilgisayar programı ile sınanmış ve uyumlu sonuçlara ulaşılabildiği görülmüştür.
  • Öge
    Farklı Gama Kameralarla Vertebra Fantom Kullanılarak Kemik Sintigrafi Çekimlerinin Değerlendirilmesi
    (Enerji Enstitüsü, 2001-02-05) Arslan, Ercan ; Tuğrul, A. Beril ; 104150 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
     Nükleer tekniklerin tıp amaçlı olarak kullanılması insan sağlığına ilişkin uygulamalarda yeni ufuklar açmıştır. Teşhis ve tedavi amaçlı olan nükleer teknik uygulamaları, radyasyonun canlı üzerinde kullanılmasından ötürü bazı sorunlar da oluşturabilmektedir. Bu sorunların başında, iyonizan radyasyonların çevre, radyasyon çalışanları ve hastaya olabilecek zararlı etkileri gelmektedir. Teşhis amaçlı uygulamalarda yaygm kullanılan tekniklerden biri gama kamera ile sintigrafı uygulamaları olup, bu amaçla çoğu kez Tc-99m radyoizotopundan yararlanılmaktadır. Uygulamada insanın etkilenmesine ilişkin bilgi edinilmesi, tekniğin başarı ile uygulanabilmesi için elzem olan bir konudur. İnsan üzerinde deney yapmanın zorluğu nedeni ile çoğu kez fantomla çalışma tercih edilmektedir. Bu çalışmada, kadavradan alınmış vertebra ile su ortamı ve background ortamı ile oluşturulan fantom ile çalışılmıştır. Lezyon oluşumu için ise vertebra omurlarının altına veya arasına tüpler içinde farklı aktivitelerde Tc-99m konarak deneysel çalışmalar yapılmıştır. Kemik sintigrafısinde sıkça kullanılan verteks (çift başlı) ve orbiter (tek başlı) iki farklı gama kamera kullanılarak çekimler yapılmıştır. Böylelikle, her iki gama kamera ile, su ortamı ve background ortamında vertebra fantom kullanılarak çekimler gerçeklenmiştir. İlave olarak, her iki gama kamera ile SPECT görüntüler de alınmıştır. Lezyon tayini değerlendirmesi S/B (sinyal/background) oranından hareketle yapılmıştır. Böylelikle, çekimler rasyonel olarak değerlendirilmiştir. Ulaşılan deneysel sonuçlar birbiri ile mukayeseli olarak incelenerek değerlendirilmiştir.
  • Öge
    Farklı Kolimatörlerle Orbiter Gama Kamerada Tc-99m Radyoizotopu Ve Fantom Kullanarak Lenfosintigrafi Çekimlerinin Değerlendirilmesi
    (Enerji Enstitüsü, 2001-06-11) Dirlik, Engin ; Tuğrul, A. Beril ; 104146 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Nükleer teknikler, birçok alanda olduğu gibi tıp alanında da basan ile uygulanmaktadır. Radyoizotoplar, insan sağlığına ilişkin uygulamalarda yeni ufuklar açmıştır. Teşhis ve tedavi amaçlı olan nükleer teknik uygulamaları, radyasyonun canlı üzerinde kullanılmasından ötürü bazı sorunlar da oluşturabilmektedir. Bu sorunların başında, iyonizan radyasyonların çevre, radyasyon çalışanları ve hastaya olabilecek zararlı etkileri gelmektedir. Teşhis amaçlı uygulamalarda yaygın kullanılan tekniklerden biri gama kamera ile sintigrafi uygulamalarıdır ve bu amaçla çoğu kez Tc-99m radyoizotopundan yararlanılmaktadır. Uygulamada insanın etkilenmesine ilişkin bilgi edinilmesi, tekniğin basan ile uygulanabilmesi için elzem olan bir konudur. İnsan üzerinde deney yapmanın zorluğu nedeni ile çoğu kez fantomla çalışma tercih edilmektedir. Bu çalışmada, polimer bir fantom kullanılarak deney yapılması hedeflenmiştir. Bunun için özel bir fantom tasanmlanmıştır. Fantom üzerinde açılan deliklere Tc-99m radyoizotopu solüsyonu yerleştirilerek sintigrafisinin alınması sağlanmıştır. Lenfosintigrafide yaygın kullanımlı bir gama kamera olan Orbiter gama kamera kullanılarak ve üç farklı kolimatör ile, farklı geometrilerde çekimler yapılmıştır. Kullanılan kolimatörler; düşük enerjili genel amaçlı (LEAP) kolimatör, orta enerjili genel amaçlı (MEAP) kolimatör ve düşük enerjili yüksek rezolüsyonlu (LEHR) kolimatördür. Alman deneysel sonuçlar birbiri ile mukayeseli olarak incelenerek değerlendirilmiş ve farklı kolimatörlerin kullanımlarına ilişkin ileri bilgiler edinilmiştir. Böylelikle, lenfosintigrafi için uygun kolimatör kullanım şartlarının oluşturulması deneysel olarak beMenebilmiştir.
  • Öge
    Farklı malzemelerin radyografik yöntemle yarı-değer kalınlığının tespiti
    (Enerji Enstitüsü, 1997) Üçer, Kemal ; Bilge, Ali Nezihi ; 66554 ; Nükleer Araştırmalar
    Bu çalışmada, tahribatsız muayene metodlarından radyografik yöntem kullanılarak farklı yoğunluktaki malzemelerin yan-değer kalınlıklarının deneysel olarak tespitine çalışılmıştır. Deneysel çalışmalar sırasında yapılan tüm radyografik incelemeler, Nükleer Uygulamalar Anabilim Dalı'nda bulunan 4 mm odak boyutlu Balteau GR 300 X-ışım ve 4 mm odak boyutlu Kobalt-60 (Co-60 ) kaynaklı gama ışını cihazları ile gerçekleştirilmiştir. Yoğunlukları bilinen veya denel olarak bulunan malzemeler, deneylerin gerçekleştirileceği gama ışını ve değişik kilovoltajlardaki X-ışınlan ile radyografik çekim şartlarına uygun halde tasarlanmıştır. Tasarlanan bu örnekler, basamaklı penetremetreler haline getirilmiş, daha sonra X ve gama ışınlan kullanılarak deneyler gerçekleştirilmiştir. Tüm bu deneyler sonucu elde edilen radyograflardaki basamakların densitometre ile ölçülen yoğunluk farklılıkları incelenmiştir. Bu film yoğunluk farkları ile malzeme kalınlıkları arasındaki ilişkiden hareketle, değişik kilovoltajlardaki X ve gama ışınlan için denel olarak yan-değer kalınlıkları tespit edilmiştir.
  • Öge
    Farklı Malzemelerin Sr-90 Beta Kaynağı Karşısındaki Davranışı
    (Enerji Enstitüsü, 2004-01-12) Ildız, Gülce Öğrüç ; Tuğrul, Beril ; 152196 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
     Bu çalışmada, farklı malzemelerin, Sr-90 Beta Kaynağı karşısındaki davranışlarının incelenmesi hedeflenmiştir. Bu amaçla üçü metal (Kurşun, Alüminyum, Bakır) ikisi organik yapıda (Polieitlen, Parafin) beş farklı malzemeyle bir dizi deney yapılmıştır. Böylelikle, hem uygulamada sıkça kullanılan mazlemelerle çalışılmış ve hem de metal ve organik malzemelere ilişkin araştırma yapılması mümkün olabilmiştir. Yapılan deneyler sonucunda, elde edilen grafiklerin kalınlıkla azalagiden bir değişim gösterdiği, birbiriyle ve literatürdeki genel grafik karakteristiğiyle uyumlu olduğu görülmüştür. Kurşunla yapılan deneylerde beta parçacıklarının ürettiği frenleme tipi X-ışmlarmdan kaynaklanan piksel bölgeler gözlemlenebilmiştir. Yoğunlukları kesin olarak bilinen Kurşun, Alüminyum ve Bakır malzemeler için deneysel ve hesaplamalı olarak bulunan kalınlık yoğunlukları ÇK) belirlenerek irdelemeye gidilmiştir. Böylelikle çalışılan beş farklı malzemenin uygulamada sıkça kullanılan bir beta radyoizotopu olan Sr-90 karşısındaki davranışları deneysel olarak incelenerek değerlendirilmiş ve irdelenerek uygulamaya yönelik bir çalışma gerçekleştirilmiştir.