EE- Nükleer Araştırmalar Lisansüstü Programı - Yüksek Lisans

Bu koleksiyon için kalıcı URI

Gözat

Son Başvurular

Şimdi gösteriliyor 1 - 5 / 78
  • 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
    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
    Göz Brakiterapisinde Kullanılan 142pr Radyoizotopunun Üretilmesi Ve Monte Carlo Yöntemiyle Doz Değerlendirmesi
    (Enerji Enstitüsü, 2019-11-15) Koyuncu, Neslihan ; Reyhancan, İskender Atilla ; 302161018 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Son yıllarda dünya genelinde kansere yakalananların ve kanser nedeni ile ölenlerin sayısında artma söz konusudur. Bu artışın bir çok nedeni olmasına karşın araştırmacıların ilgilendiği nokta kanserli hücrelerin bölünmesini durdurmak ve kanserli hücreyi yok etmektir. Araştırmacıların, günümüzün en önemli hastalıklarından olan kansere karşı tedavi bulma ve üzerinde çalışma konusunda ilgileri artmıştır. Artan çalışmalar sayesinde farklı yöntemler ile kanserli hücreleri yok etme şansı doğmuştur. Kanserde cerrahi müdahale ve kemoterapi gibi geleneksel tedavilerin yanı sıra radyasyon ve radyoaktif kaynakların sağlık alanında kullanılmaya başlanmasıyla yeni tedavi yöntemleri ortaya çıkmıştır. Yüksek veya düşük dozda radyasyon uygulanarak yapılan ve radyoterapi olarak adlandırılan tedaviler ile kanserli hücrelerin çoğalması ve azalması hatta tamamen yok olması hedeflenmiştir. Uygulanan bu radyasyonun kaynağı bir lineer hızlandırıcı veya doğrudan radyoaktif kaynaktan gelebilmektedir. Hızlandırıcı ile yapılan tedaviler dış ışın radyoterapisi, kaynaktan gelen radyasyonla yapılan tedaviler ise brakiterapi olarak adlandırılır. Bu tezde üzerinde çalışılan brakiterapi, tümörün içine veya yakınına radyoaktif kapsül koyularak yapılan tedavi şeklidir. Belirli kanser çeşitleri için veya belirli boyuttaki tümörlerde kullanılabilen brakiterapide amaç sağlıklı dokulara en az hasarı verirken tedavi edilecek olan bölgeye en fazla dozu vermektir. Yapılan literatür araştırmaları sonucunda brakiterapide kullanılan çok çeşit radyoizotop olduğu saptanmıştır. Beta ışını yayınlayan; 32P, 90Y, 90Sr, x-ışını ve gama ışını yayınlayan; 125I, gama ışını yayınlayan; 192Ir kullanılan brakiterapi kaynakları arasındadır. Ancak yeni kullanılmaya başlanan ve üzerinde yapılan çalışmalar devam eden bir beta kaynağı bu kaynakların önüne geçerek brakiterapide iyi bir radyoizotop olacağını gösterdi. Bu radyoizotop Praseodimiyum-142'dir. Son zamanlarda brakiterapide artan ilgisiyle 142Pr, yaklaşık olarak % 96,3 beta ışınımı yapan, % 3,7 gama ışınımı yapan bir radyoizotoptur. 141Pr'in (n,γ) reaksiyonu sonucunda oluşan 19,12 saat yarı ömrü olan 142Pr, bu özelliği ile hedefe yüksek doz vermesini sağlar. Beta ışınımı yaptığı için dokuya giriciliği kısıtlıdır, bu nedenle hedefin etrafındaki dokuya en az hasarı verir. 142Pr, 11,40 barn tesir kesitine sahip olduğu için düşük nötron akıcılığına sahip olan bir reaktörde bile üretimi mümkündür. Bu çalışmada 142Pr radyoizotopu İTÜ TRIGA Mark II eğitim ve araştırma reaktöründe üretildi. Üretilen 0,9 cm uzunluğunda, 0,04 cm yarıçapında silindir şeklindeki 142Pr radyoaktif tohumunun aktivitesi 3,48 mCi'dir. Ancak hastaya uygulanabilirliğine göre aktivite hesabının yapılması daha doğrudur. Bu nedenle radyoaktif tohum üretildikten 5 saat sonraki aktivitesi hesaplandı ve çalışmalar bu aktiviteye göre yapıldı. 142Pr tohumunun üretiminden 5 saat sonraki aktivitesi 2,89 mCi'dir. Üretilen 142Pr tohumunun dozimetrik karakterini incelemek için MCNP'de (Monte Carlo N-parçacık kodu) simülasyon gerçekleştirildi. Aynı ölçülerde radyoaktif tohum MCNP'de modellendi. 0°'den 90°'ye kadar 10'ar derecelik açılarla ve 0,1 cm'den 0,8 cm'e kadar 0,1'er cm aralıklar ile radyal mesafelere yerleştirilen dedektörler sayesinde doz dağılımı incelendi. Her bir açıda bulunan dedektör için radyal doz profili oluşturuldu. Amerikan Tıp Fizikçiler Birliği (AAPM) Radyasyon Terapi Komitesi'nin brakiterapi kaynakları için yayınladıkları dozimetri protokolü uygulandı. AAPM Görev Grubu 60 ve Görev Grubu 43'e göre tanımlanan dozimetrik parametreler, geometri fonksiyonu, radyal doz fonksiyonu ve 2 boyutlu anizotropi fonksiyonu hesaplandı. Hastanın alacağı 142Pr brakiterapisinden kaynaklanan doz, bu görev gruplarından da elde edildi. 142Pr radyoaktif tohumu beta ışınımı yapan bir radyoizotop olduğu ve bu nedenle doku içerisindeki menzili kısa olduğu için yüzeysel tümörlerde ve gözde meydana gelen tümörlerde kullanılabilir. Göz, radyasyona çok duyarlı bir organ olduğu için gözde bulunan bir kanseri yok ederken etrafındaki dokulara zarar gelmemesi çok önemlidir. Bu nedenle 142Pr radyoizotopu, göz kanserini tedavi etmek için kullanılabilir. Dozimetrik parametreleri oluşturulan 142Pr radyoizotopunun göz içerisindeki doz dağılımını incelemek için MCNP'de göz modellemesi yapıldı. Modellenen gözün yarıçapı 2 cm'dir ve sudan oluşmaktadır. Brakiterapi sırasında gözün alacağı dozları incelemek için MCNP'de dedektörler oluşturuldu. Bu dedektörler 0°, 30°, 60° ve 90°'lerde, 0,1 cm'den 0,9 cm'e kadar 0,1'er cm aralıklar ile radyal mesafelere yerleştirildi. Her açı için radyal doz profili çıkartıldı. Elde edilen sonuçlar doğrultusunda, 142Pr radyoaktif tohumunun gözün yüzeyine yüksek doz vererek sağlıklı dokulara en az zararı verdiği için göz brakiterapisinde iyi bir radyoaktif kaynak olduğu bu çalışmada saptanmıştır.
  • Öge
    Monte Carlo Yöntemi İle Atmosferde Ve Yer Yüzeyinde Doz Hesaplamaları
    (Enerji Enstitüsü, 2020-11-15) Doğru, Hatice ; Reyhancan, İskender Atilla ; 10325715 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Günlük hayatımıza devam ederken, çevrede çeşitli radyasyon formlarına maruz kalmaktayız. Bu radyasyonun yer seviyesindeki ana kaynaklarından biri kozmik ışınlardır. Yüksek enerjili bu kozmik ışınların kökeni, astrofizikte çözülememiş önemli bir sorun olmaya devam etmektedir. Birincil kozmik ışınların çoğunluğunu proton ve alfa oluştururken ikincil kozmik ışınlar; pion, kaon, müon, proton, gama, nötron, eletron, pozitron, nötrino ve antinötrinolardır. Zırh görevi gören Dünya atmosferi sayesinde, yüksek enerjili kozmik ışınların büyük çoğunluğu yer yüzüne ulaşamaz ve böylece deniz seviyesine inildikçe ikincil parçacıkların yoğunluğu ve doz miktarında azalma görülür. Bu sebeple uçak personelleri ve kutuplara yakın yaşayanlar, deniz seviyesinde olanlara göre daha fazla kozmik radyasyona maruz kalmaktadır. Bu yüksek lisans tez çalışmasında GEANT4 simülasyon programından yararlanılmıştır. GEANT4 simülasyon programı, parçacıkların madde içerisinden geçişinin ve madde ile etkileşiminin simülasyonunun yapılmasını sağlayan yazılım paketidir ve Monte Carlo yöntemini kullanır. Monte Carlo yöntemi ise, rastgele sayılar kullanarak bir soruna makroskopik bir çözüm elde etmenin, istatistiksel bir yaklaşımıdır. Bu tez çalışmasında simülasyonlar iki aşamalı olarak gerçekleştirilmiştir. İlk olarak, Dünya atmosferi modellenip deniz seviyesinde ve deniz seviyesinden 10 km yukarıda ikincil parçacıklardan gama, proton ve nötron akıları incelenmiştir. Simülasyon çalışmasının bu kısmında, yeryüzünden itibaren atmosferin, taban kenarları ve yüksekliği 80 km olan küp biçimindeki bölümü ele alınmış ve Dünya'nın yüzeyi düz kabul edilerek modellenmiştir. Ayrıca bu çalışmada Dünya'nın elektrik ve manyetik alanı hesaba katılmamıştır. Standartlara uygun bir şekilde, basınç, sıcaklık ve yoğunlukları ayrı ayrı belirtilerek atmosferin katmanları oluşturulmuştur. Atmosferin en üst tabakasından birincil parçacıklar gönderilmiş ve 2 farklı irtifada, ROOT analiz programıyla elde edilen verilere göre ikincil parçacıkların akısı incelenmiştir. Bu sonuçlara göre kozmik ışınların yoğunluğunun irtifa ile değiştiği, deniz seviyesinden yukarılara çıkıldıkça arttığı gözlemlenmiştir. Simülasyon çalışmasının ikinci kısmında ise, 2 farklı irtifada elde edilen ikincil kozmik parçacıkların ortalama enerjileri kullanılarak, insan dokusu üzerindeki doz değerleri hesaplanmıştır. Bunun için GEANT4'te insan vücudu modellenmiş, bir önceki çalışmada elde edilen ortalama enerjideki nötron, gama ve protonlar, insanın belli bir mesafe yukarısından ayrı ayrı gönderilmiş, her biri için doz değerleri hesaplanmıştır. Elde edilen kozmik radyasyon dozu değerlerinin, deniz seviyesinden 10 km yukarıda çok daha fazla olduğu görülmüştür.
  • Öge
    Normal Beton Ve Özel Amaçlı Betonların Gama Radyasyonunu Zırhlama Özelliklerinin İncelenmesi
    (Enerji Enstitüsü, 2019-05-03) Kaya , Dilek ; Altınsoy, Nesrin ; 10290838 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Gelişen teknolojiyle beraber toplum üyelerinin maruz kaldığı radyasyon miktarının artttığı bilinmektedir. Bireylerin aldığı radyasyon dozu, yaşanılan bölge, bölgenin toprak yapısı, binalarda kullanılan malzemeler, mevsimler, kutuplara olan uzaklık ve hava koşulları gibi birçok faktöre bağlıdır. Günümüzde sudan sonra en çok kullanılan malzemelerden birinin de beton olduğu göz önünde bulundurulduğunda, betonun radyasyon karşısındaki davranışının incelenmesinin gerekliliği ortaya çıkmaktadır. Bu yüksek lisans tez çalışmasında son zamanlarda Türkiye'de de kullanımı yaygınlaşan özel amaçlı betonların gama radyasyonunu zırhlama özelliğinin deneysel yöntemlerle incelenmesi ve normal beton için bulunan değerlerle kıyaslanması amaçlanmıştır. Çalışmada normal beton ve özel amaçlı üretilen hafif, ağır ve çelik lifli betonların radyasyonu zayıflatma özellikleri Co-60 ve Cs-137 gama radyoizotop kaynakları kullanılarak incelenmiştir. Bunun için sayımlar her bir beton numune için üçer kez tekrarlanmıştır. Ortalama sayım değerleri kullanılarak beton numunelerin gama radyasyonunu zayıflatma özellikleri belirlenmiştir. Deney düzeneğinde beton numune yokken alınan boş sayım değerleri ile numunenin yedi farklı kalınlığından alınan sayımlar dikkate alınarak gama radyasyonunu zayıflatma oranları bulunmuştur. Elde edilen zayıflatma oranlarının kalınlığa göre değişimi grafiklerle gösterilmiştir. Tüm beton tipleri için bu zayıflatma oranlarının kalınlıkla değişimi çizdirilerek kıyaslama yapılmıştır. Grafiklerin çiziminde kullanılan Origin8 bilgisayar programı ile lineer zayıflatma katsayıları ve standart sapmalar elde edilmiştir. Lineer zayıflatma katsayısı ve numune yoğunluklarından kütle zayıflatma katsayılarına ulaşılmıştır. Son olarak da zırhlama ve radyasyondan korunmanın en önemli parametrelerinden biri olan yarı değer kalınlıklar tüm beton çeşitleri için hesaplanmış ve elde edilen değerler kıyaslanmıştır. Bunların yanı sıra numunelerin basınç dayanım testleri yapılarak mukavemet değerleri tespit edilmiştir. Çalışılan beton numunelerin radyasyonu zayıflatma oranları ve yarı değer kalınlıklarının, malzemelerin yoğunluk ve karakteristik özellikleri ile uyumlu olduğu gözlenmiştir