Radyasyon Bilim ve Teknoloji Lisansüstü Programı - Yüksek Lisans

Bu koleksiyon için kalıcı URI

Gözat

Son Başvurular

Şimdi gösteriliyor 1 - 5 / 6
  • Öge
    B2o3 Hedefin 103-127 Kev Enerjili Protonlar İle Bombardımanı Sonucu Gerçekleşen 11b(p,α)2α Reaksiyonunun Kısmi Diferensiyel Tesir Kesitlerinin Ölçülmesi 
    (Enerji Enstitüsü, 2015-01-20) Alaçayır, Osman ; Baydoğan, Nilgün ; 302111026 ; Radyasyon Bilim ve Teknoloji  ; Radiation Science and Technology
    Bor elementinin çeşitli malzeme yüzeylerindeki dağılımının tespit edilmesi için NRA (Nuclear reaksiyon analizi), RBS (Rutherford geri saçılma spektrometresi), HERDA- Ağır Iyon Elastik Geri Saçılma Tespiti Analizi (Heavy ion recoil detection analysis) gibi teknikler kullanılmaktadır. Nükleer Reaksiyon Analizi (NRA) tamamlayıcı bir metot olarak Rutherford Geri-Saçılma Spektrometresi (RBS) ile birlikte kullanılır. Hafif elementlerdeki hassasiyeti NRA'nın RBS'ye göre üstünlüğüdür. NRA sayesinde özellikle hafif elementlerin nanometre (nm) düzeyinde derinlik analizi gerçekleştirilebilir. Bu çalışmada Bor elementinin çeşitli malzeme yüzeylerinde NRA metoduyla analizi için gerekli olan, 11B(p,α)8Be reaksiyonunun Kütle merkezi sistemine (CM) göre 103-127 keV enerji aralığındaki ve 135º'deki tesir kesitleri ölçülmüştür. Işınlamalar Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi (ÇNAEM)'de kurulu bulunan SAMES J-15 iyon hızlandırıcısında gerçekleştirilmiştir. SAMES J-15 hızlandırıcısı Van de Graff tipi bir yüksek gerilim kaynağına sahip olup maksimum 150 kV gerilim üretebilmektedir. İyon kaynağı quartz malzemeden imal edilen bir plazma tüpü, 100 MHz RF (Radyo Frekans) kaynağı ve içi yaklaşık ~9 atm. basınçta H2 gazı ile doldurulmuş ozmoregülatör tüpten oluşmuştur. Işınlamalar ~5µA demet akımında gerçekleştirilmiştir. Işınlama süresi 4250 s. olarak seçilmiştir. Her ışınlama sonucunda hedefin konumu değiştirilerek tüm ışınlamaların taze bir hedef ile gerçekleştirilmesi sağlanmıştır. Demet hattındaki vakumu sağlamak için bir adet mekanik pompa ve bir adet difüzyon pompası kullanılmış ve ışınlamalar sırasında demet hattındaki vakum değeri ~5*10-6 Torr olarak ölçülmüştür. Işınlanacak olan hedefler, ÇNAEM Nükleer Fizik Birimi hedef kaplama laboratuvarında PVD- Fiziksel Buhar Biriktirme (Physical Vapor Deposition) yöntemiyle ~10-4 Torr basınç ortamında hazırlanmıştır. Hedefler toz halinde Borik Asit (H3BO3) kullanılarak ısıl işlem yoluyla elde edilen B2O3'ün ince Alüminyum folyo üzerine kaplanmasıyla elde edilmiştir. Kaplama kalınlığı, kaplamadan önce ve sonra yapılan tartımlar sonucu 56 µg/cm2 olarak hesaplanmıştır. Reaksiyonda oluşan alfa parçacıklarının algılanması 300 mm2'lik yüzey engelli dedektör ile gerçekleştirilmiştir. Dedektör, demet doğrultusu ile 1350 açı yapacak şekilde yerleştirilmiştir. Hedeften saçılan protonların dedektöre ulaşmasını engellemek amacıyla ince 250 µg/cm2 mayler film kullanılmıştır. Protonların hedef içerisindeki ortalama enerjisini hesaplamak için SRIM (Stopping Range of Ions in Matter) kodundan faydalanılmıştır. Katı açı hesaplamalarında üç farklı yöntem kullanılmış ve her bir yöntem sonucu elde edilen katı açı değerleri kullanılarak 11B(p,α0)8Be ve 11B(p,α1)*8Be reaksiyon kanallarının tesir kesitleri hesaplanmıştır. Ayrıca Nükleer Reaksiyon Analizi çalışmalarında kullanılmak üzere Toplam Kapsamındaki Tesir Kesiti (Cross Section Under Convention) hesaplanmıştır. İlk katı açı hesaplama yönteminde kaynağın noktasal olduğu kabul edilerek, ikincisinde ise dairesel olduğu kabul edilerek katı açı hesaplanmıştır. Üçüncü yöntemde ise hedefin eliptik geometriye daha yakın olduğundan yola çıkılarak Monte Carlo yöntemini kullanan Sacalc Ellipsoid bilgisayar yazılımından faydalanılmıştır. Noktasal hedef yaklaşımından ortaya çıkan katı açı değeri kullanılarak hesaplanan tesir kesiti verileri literatürdeki değerlerle karşılaştırılmıştır.
  • Öge
    Fantom Malzemelerinin Doku Denkliğinin Deneysel Ve Teorik Olarak İncelenmesi
    (Enerji Enstitüsü, 2016-12-23) Erk, İrem ; Altınsoy, Nesrin ; 302111024 ; Radyasyon Bilim ve Teknoloji  ; Radiation Science and Technology
    Radyasyonun endüstri, tıp ve bilim alanlarında kullanımının hızlı artışı, radyasyon dozimetrisinin önemini her geçen gün arttırmaktadır. Doku eşdeğeri malzemelerden üretilen fantomlar, dozimetri çalışmalarının temelini oluşturmaktadır. Malzemelerin doku eşdeğeri olduğunu belirlemek için fiziksel ve radyolojik bazı kriterleri sağlamaları gerekmektedir. Bu kriterler arasında malzemenin elektron yoğunluğu, etkin atom numarası ve kütle zayıflatma katsayısı sayılabilir. Bu çalışmada fiziksel yoğunluğu yumuşak dokuya yakın olan malzemeler (su, RW3, silikon, akrilik ve parafin) seçilerek radyolojik özellikleri deneysel ve teorik yöntemlerle tayin edilmiş ve ICRU'nun 44 numaralı raporunda verilen yumuşak doku ile uyumu irdelenmiştir. Çalışmada fantom malzemelerinin lineer zayıflatma katsayıları dar demet geometrisi kullanılarak gama geçirgenlik tekniği ile bulunmuştur. Deneylerde 662 keV enerjili gama fotonları yayan Cs-137 radyoizotopu ve 1173 keV ile 1332 keV olmak üzere iki farklı enerjide gama fotonları yayan Co-60 radyoizotopu kullanılmıştır. Gama ölçümleri, NaI (Tl) sintilasyon dedektörü ve çok kanallı analizörden oluşan dijital gama spektrometre sisteminde gerçekleştirilmiştir. Fantom malzemelerin her bir kalınlığı ve 3 farklı gama enerjisi için ayrı ayrı ölçümler alınarak malzeme tarafından zayıflatılmış radyasyon şiddeti değerlerine ulaşılmıştır. Her kalınlık ve enerji için alınan ölçümler en az 3 kere tekrarlanmıştır. Deney düzeneğinde farklı malzeme kalınlıklarından alınan sayımlar, kaynak dedektör arasında malzeme olmadan alınan ilk sayımlara oranlanarak bağıl sayım sonuçlarına ulaşılmıştır. Orjin8 çizim programı kullanılarak bağıl sayım değerlerinin malzeme kalınlığı ile değişimini veren grafiklerden lineer zayıflatma katsayıları elde edilmiştir. Malzemelerin etkin atom numaraları ve elektron yoğunluklarını tespit etmek için XMuDat bilgisayar programından yararlanılmıştır. Deney sonuçlarını sınamak amacıyla XCOM, XMuDat ve GATE Monte Carlo programlarıyla fantom malzemelerinin ve ICRU yumuşak dokunun kütle zayıflatma katsayıları bulunmuştur. Deneysel ve teorik sonuçların mutlak fark yüzdeleri değerlendirildiğinde, su ve RW3 için deney ve teorinin uyumlu olduğu ancak silikon ve parafin için mutlak farkların arttığı gözlenmiştir. Malzemelerin radyolojik özellikleri (etkin atom numarası, elektron yoğunluğu, kütle zayıflatma katsayısı) kullanılarak ICRU yumuşak doku ile denklikleri irdelendiğinde, çalışılan enerji değerleri için suyun yumuşak dokuya en yakın malzeme olduğu tespit edilmiştir.
  • Öge
    Karbon Çeliği Borularında Dijital Radyografi Kullanılarak Korozyon Tespiti
    (Enerji Enstitüsü, 2015-01-20) Yıldırım, Hüseyin ; Baydoğan, Nilgün ; 30211010 ; Radyasyon Bilim ve Teknoloji  ; Radiation Science and Technology
    Özellikle petrol ve kimya endüstrileri, enerji santralleri gibi endüstriyel tesislerin en yaygın ve önemli bileşenlerinden olan borular, bu tesislerin güvenilirlik ve emniyeti açısından oldukça önemlidir. Bu tesislerde kritik bileşenlerin durumu tesis çalışma halinde iken bile uygun tahribatsız muayene yöntemleri ile gözlem altında tutulabilir. Böylece bu bileşenlerin tamiri, değiştirilmesi ve depozit uzaklaştırılması gibi çalışmalar planlı bir şekilde üretimi, çevreyi ve çalışanları ciddi biçimde etkilemeksizin gerçekleştirilebilir. İşletme öncesi ve işletme sırasında sırasında yapılan muayeneler, endüstiryel tesislerin felaket boyutuna varabilecek risklerinden halkı ve çevreyi koruyabilir. Endüstride kullanılan çelik borularda zaman içinde çeşitli kimyasal veya fiziksel etkiler sonucunda birikim, aşınma, paslanma veya çürüme oluşabilmektedir. Bu etkilerden dolayı çelik boruların cidar kalınlığı belli bir süre sonra değişebilmektedir. Çelik borular petrol, gaz, su ve kimyasal madde taşıyan boru hatları gibi güvenliğin ön planda olduğu alanlarda kullanıldığı için boru cidar kalınlıklarının tespiti büyük önem taşımaktadır. Bu çalışmanın amacı, bilgisayarlı radyografi kullanılarak çelik borularda korozyonu belirlemek amacıyla cidar kalınlığı ölçümü yapmaktır. Boru numunelerinin cidar kalınlıkları radyografik teğet tekniği ile ölçülmüştür. Deneysel çalışmalarda VMI 5100MS marka görüntü plakası dijital tarama sistemi kullanlımıştır. Sitem, Starview 8 görüntü işleme yazılımı ile çalışmaktadır. Farklı çap ve cidar kalınlığındaki farklı çap ve derinliklerde delikler içeren özel numuneler kullanılmıştır. Çekimler, çalışma parametreleri olan kaynak görüntü plakası mesafesi, süre, parametreleri değiştirilerek değerlendirilmiştir. Elde edilen dijital görüntüler üzerinden, sistemin olanak tanıdığı yöntemlerle cidar kalınlıkları okunmuş, hangi cidar kalınlığında ne kadar derinlik ve çapta deliklerin tespit edilebildiği incelenmiştir.
  • Öge
    Seramik Matrisli Radyasyon Zırh Malzemelerinin Hazırlanması Ve Zırhlama Performanslarının Araştırılması 
    (Enerji Enstitüsü, 2017-06-05) Asal, Sinan ; Erentürk, Sema ; 302141016 ; Radyasyon Bilim ve Teknoloji  ; Radiation Science and Technology
    Günümüzde, radyasyondan korunma, nükleer teknolojinin uygulama alanları olarak daha da önemli hale gelmiştir. Radyasyon zırhlaması, özellikle çevre ve çalışanlar için önemlidir. Son yıllarda, kimyasal ve mekanik dayanıklılık ve iyi zırhlama özelliği gösteren seramik, cam-seramik, seramik matrisli kompozit malzemeler yüksek düzeyli radyoaktif atıkların immobilizasyonu ve radyasyondan korunma amacı ile kullanılmaktadır. Bu çalışmanın temel amacı, düşük ağırlıklı, düşük işlem maliyetli, yüksek zırhlama performanslı, nükleer teknolojinin her alanında kullanılmak üzere temel beklentileri sağlayabilen, kolay uygulanabilen seramik ve seramik matrisli kompozit malzemeler geliştirmektir. Bu çerçevede, seramik ve seramik matrisli kompozit malzemelerin zırhlama özellikleri incelenmiştir. Seramik matrisli malzemeler, yüksek dirence ve zırhlama özelliğine sahip doğal analog mineraller kullanılarak hazırlanmıştır. Hazırlanan zırhlama malzemelerinin özelliklerindeki değişimler, malzemenin karakterizasyonu ve radyasyon zırhlama uygulamalarıyla değerlendirilmiştir. Seramik matrisli malzemelerin gama radyasyonuna karşı zırhlama etkinliği farklı malzeme kalınlıklarında, 251Am, 57Co, 137Cs, 60Co ve 88Y gibi farklı enerjili gama kaynakları kullanılarak değerlendirilmiştir. Yarı-değer kalınlık değerinin (YDK), malzemelerin zırhlama özelliğini betimleyen önemli parametre olduğundan hareketle malzemelerin radyasyon zırhlama etkinliğinin değerlendirilmesi için esas itibariyle YDK değerleri göz önüne alınmıştır. Hazırlanan tüm seramik materyaller için YDK değeri, 59 keV'lik düşük enerjili gamalar için 0,1-1,2 cm aralığındadır. 662 keV ve üzerinde bu değer, galen minerali matrisli seramikler dışında 1-2 cm aralığındadır. Seramik matrisli zırhlama malzemelerinin yoğunluğunun artışı, düşük enerjilerde zayıflatma performansını arttırmıştır, ama enerji artıkça yoğunluk etkisi zayıflatma performansını etkilememiştir. Hazırlanan seramik matrislerinin herbirinin etkin porozite değerlerinin %1'den düşük olduğu saptanmıştır.
  • Öge
    Sezyum (cs) Ve Stronsiyum (sr) İçeren Atıkların İmmobilizasyonu İçin Seramik Matrislerin Geliştirilmesi
    (Enerji Enstitüsü, 2017-12-15) Yanıkömer, Neslihan ; Erentürk, Sema ; 302141014 ; Radyasyon Bilim ve Teknoloji  ; Radiation Science and Technology
    Radyoaktif maddelerin başta nükleer reaktörler olmak üzere, kullanıldığı her alanda radyoaktif atıklar oluşmaktadır. Radyoaktif atıkların yönetiminde çevre ve insan güvenliğinin korunması ulusal idarelerin kontrolü altında olsa da temelde uluslararası işbirliği ile oluşturulan ilkeler ve yükümlülükler altında bir denetim mekanizması söz konusudur.Nükleer reaktörlerde enerji üretimi sonucunda ortaya çıkan yüksek düzey radyoaktif atıkların bertarafı radyoaktif atık yönetiminin en önemli konularındandır. Yüksek enerjili ve uzun yarı ömürlü radyonüklitleri barındıran bu atıkların kalıcı olarak saklanması gerekmektedir. Atıkların kalıcı saklama öncesi, taşınmasının, saklanmasının ve depolanmasının kolay hale getirilmesi için katı bir forma dönüştürülmesi tercih edilen bir yöntemdir. Katılaştırma işlemi ile matris bir malzeme içine hapsedilen radyonüklidlerin çevreye salınımı ve çevreyle olası etkileşimi minimize edilmiş olur. Seramik malzemeler, nükleer teknolojinin birçok alanında olduğu gibi radyoaktif atıkların immobilizasyonu için de kullanılan malzemelerdir. Bu alanda kullanılan geleneksel malzemeler olan borosilikat camlara karşı yüksek kimyasal ve mekanik dayanım gibi üstünlükleriyle seramikler, son yıllarda yapay ve doğal olarak geliştirilmeye devam edilmektedirler. Bu çalışmanın amacı, nükleer atık yönetiminde önemli bir yeri olan fisyon ürünlerinden Sezyum ve Stronsiyum’un immobilizasyonu için temel beklentileri sağlayabilen, düşük işlem maliyetli, düşük sıcaklıkta hazırlanabilen, kimyasal kararlılığı yüksek, özütlenebilirliği düşük seramik matrisli malzemeler geliştirmektir.Bu amaçla, immobilize edilmesi düşünülen fisyon ürünlerinin kalıcı saklama alanlarında tercih edilen doğal mineraller olan zeolit ve bentonit seramiklerin ana matrisi olarak kullanılmıştır. Sezyum ve Stronsiyum’un kimyasal kararlı tuzları kullanarak üretilen atık içeren seramiklerin elastik sabitleri ultrasonik metot ile belirlenmiştir. Yaşlandırma işlemine tabi tutulan seramiklerin kimyasal kararlılığı araştırılmıştır. Atık immobilize edilmiş seramiklerin atık formu olarak performanslarına ilişkin detaylı bilgi, yapısal karakterizasyon testleri ile sağlanmıştır. Seramik malzemelerden salınan Cs ve Sr miktarlarını belirlemek için ICP-ES ile seramiklerin özütlenme hızları bulunmuştur. Atık immobilizasyonunda kullanılan bir malzeme için en önemli kriterlerden biri radyonüklit salınımını minimize etmek olduğundan, üretilen seramiklerin atık formu olarak performansını değerlendirmek için özütlenme hızları esas alınmıştır.