EE- Radyasyon Bilim ve Teknoloji Lisansüstü Programı - Yüksek Lisans
Bu koleksiyon için kalıcı URI
Gözat
Son Başvurular
1 - 5 / 8
-
ÖgeRadyoaktif izleme tekniği ile Dianthus Caryophyllus bitkisinin topraktaki sekiz besin elementini alışının incelenmesi(Enerji Enstitüsü, 1993)Radyoaktif izleyici kullanımı ve buna dayalı endüstriyel uygulamalar, pek cok alanda yaygınlasarak uygulanagitmektedir. DUnyada ve Ülkemizde, sadece endüstride değil, tıpta ve tarımsal çalışmalarda da Radyoaktif izleme Teknikleri kullanılmaktadır. Bu tez çalışmasında, Radyoaktif izleme Tekniklerinin tarımsal uygulamalarından olmak üzere; bitkilerin topraktaki besin elementlerini alış mekanizmasını saptamak hedeflenmiştir. Bu hedefi gerçek lest i mek için, deney bitkisi olarak Dianthus caryophyllus CKaranfil) seçilmiş ve genel olarak bitki beslenmesinde önemi olduğu bilinen sekiz elementin, bu bitki üzerindeki etkileri incelenmeye çalışılmıştır. Sözü edilen sekiz element; Molibden, Çinko, Magnezyum, Potasyum, Mangan, Bakır, Kobalt ve Demir olup, çalışmanın gerçekleştirilmesi için, bunların en uygun tuzları ele alınarak, I.T.U. TRIGA Mark II Reaktöründe ışınlatılıp, bu elementler radyoizotop haline getirilmiştir. Böylelikle, "radyoaktif izleyici" bileşikler elde edilmiş ve bunlarla çalışma gerçekleştirilmiştir. Yapılan deneyler sonucunda, bitki beslenmesinin "belirli" periyotlarla ve bitkinin yönlendirmesiyle gerçekleştiği görülmüştür. Ayrıca, verilecek radyoizotopun aktivitesinin canlıya zarar vermeyecek şekilde ayarlanması hususunda, yap tıgımız hesaplamaların uygun olduğu, çiçeklerin gelişiminden anlaşılmıştır.
-
ÖgeMikroradyografi ve mikro odaklı radyografi(Enerji Enstitüsü, 1993)Bu çalışmada mikroradyografi ve mikro odaklı radyografi teknik]ör i 4 mm odak boyutlu Balteau GR 30O, klasik X-ışınları cihazı i. I e gerçekleştirilmeye çalışılmıştır. Normal radyografik çekimler ile bir kaç parametre dışında farklılık göstermeyen mikroradyografi çekim tek¬ niği ve radyografik filmlerin istenilen oranlarda, çok duyarlı olarak büyütülmesi uygulaması, Nükleer Ugulamalar Anabilim Dalında bulunan cihazlar ile gerçekleştir¬ ilmiş tir.Radyografik çekimler bu teknikte,büyütme tekniği uygulanmadan yapılmıştır.Elde edilen duyarlı filmler, projeksiyon cihazlarında ortalama 60 kat büyütme oranının problemsiz bir şekilde gerçekleştirildiği,bunun yanında cihazların zorlanması ile bu oranın yaklaşık 200 kat büyütme oranına çıkarılabileceği görülmüştür. ' / Mikro odaklı radyografi tekniği için, cihazin/4 mm olan odak boyutu,mikron mertebesine indirilmeye çalışıl¬ mıştır. Bu nedenle cihaza yerleştirilebilecek şekilde kollimatörler tasarlanmış.bunlara mikron mertebesinde odaklar açı imiş tır. Teknik zorluklardan dolaya 100 /ı'luk odak boyutunun altına inilememiştir.Gerçekleştirilen uy¬ gulama l ar, yar ı gölge değerlerinin standardları aşmasından dolayı, yaklaşık 14 defa büyütme oranı ile sınırlandır¬ ılmıştır. 5 kat büyütme oranına kadar yarı gölge değer¬ leri 0.3mm altında kalmış,14 defa büyütme oranında bu değer,l.25mm boyutlarına yükselerek, filmdeki görüntüyü bulanık hale getirmiştir.Bundan dolayı çoğunlukla 4-5 kat gibi küçük oranlı,.büyütmeler gerçekleştirilebilmiştir.
-
ÖgeB2o3 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)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.
-
ÖgeKarbon Çeliği Borularında Dijital Radyografi Kullanılarak Korozyon Tespiti(Enerji Enstitüsü, 2015-01-20)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.
-
ÖgeSeramik Matrisli Radyasyon Zırh Malzemelerinin Hazırlanması Ve Zırhlama Performanslarının Araştırılması(Enerji Enstitüsü, 2017-06-05)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.