Çevrimiçi element analizi yapan prototip cihazın çevresinde gama ışını ve nötron doz değerlendirmesi

Abstract

Radyasyon kaynağı kullanılarak tahribatsız bir şekilde çevrimiçi element analizi yapan cihazlar birçok araştırma alanında kullanılmaktadır. Radyasyon kaynağı kullanılan, tahribatsız analiz sistemlerinde çevresel doz değerleri insan sağlığı açısından önemlidir. Doz değerleri için Uluslarası Radyolojik Koruma Komisyonu (URKK) ve Uluslararası Radyasyon Birimleri ve Ölçümleri Komisyonu (RBÖK) tarafından belirli sınırlamalar mevcuttur. URKK, halkın bireysel üyeleri için yıllık 1 mSv'lik doz sınırı önermektedir. Analiz sistemlerinde kullanılan radyoaktif kaynak, çevresel doz değerlendirmesi adına büyük önem arz etmektedir. Analiz cihazlarının çevresindeki radyasyon dozu etkileri, radyasyon zırhlama ile minimum seviyeye indirmek mümkündür. Radyasyon zırhlama, kaynağın etkisini azaltacak malzemeler ile sağlanır. Analiz cihazının fiziksel ortama aktarımı yapılmadan önce bilgisayar ortamında hesaplanmalıdır. Radyasyonun malzeme ile etkileşimlerinin bilgisayar ortamında modellenmesi için Monte Carlo simülasyonları kullanılır. Bu simülasyon programları EGSnrc, FLUKA, SimSet, PENELOPE, MCNP, GEANT4, GATE, GAMOS ve TOPAS'dır. Bu çalışmada, Kaliforniyum (Cf-252) radyoaktif maddesi kullanılan prototip analiz cihazının doz değerlendirmesini ele alınmıştır. Çalışmada cihaz modellemesi için kullanılan simülasyon programı GEANT4, parçacık ve madde etkileşimlerinde geniş bir enerji aralığına sahip fizik modellerini barındırdığı için tercih edilmiştir. Çalışmanın amacı, deneysel olarak dedektörlerden alınan verilerle Monte Carlo tabanlı GEANT4 kodu kullanılarak doz haritalarının karşılaştırılmasıdır. Deneysel çalışma İstanbul Teknik Üniversitesi (İTÜ) Enerji Enstitüsü'nde bulunan prototip analiz cihazının çevresinde gama ışını ve nötron doz değerleri alınmıştır. Cihaz geometrisinin simülasyon programına aktarılması için ölçüleri alınmıştır. Doz değerleri bir adet gama dedektörü (identiFINDER) ve bir adet nötron dedektörü (ATOMTEX BDKN-02) ile elde edilmiştir. Doz değerleri tekrarlı ölçümlerle kaydedilmiştir. Deneysel olarak kaydedilen bu değerlerle birlikte cihaz ölçüleri kullanılarak cihazın çevresinde gama ışını ve nötron doz haritaları oluşturulmuştur. Cihazın çevresinde beş farklı yüzeyde haritalar oluşturulmuş olup, toplamda gama ışını ve nötron için on harita oluşturulmuştur. Oluşturulan haritalarda interpolasyon analiz yöntemi kullanılmıştır. Eksik noktalardaki doz değerleri, interpolasyon yöntemi kullanılarak tahmin edilmiştir. Haritalamaların sonucunda, her bir harita yüzeyinde yirmi noktanın simülasyon programıyla karşılaştırılması için hesaplamalar yapılmış olup kaydedilmiştir. GEANT4 simülasyon programı ile deneysel ortamın birebir geometrisi oluşturularak gama ışını ve nötron doz değerlerleri hesaplanmıştır. Simülasyon çalışmasında geometrinin oluşturulması, radyasyon kaynağının tanımlanması, fizik modellerinin belirlenmesi ve harita analizleri yapılmıştır. Radyasyon kaynağı, Cf-252 enerji spektrumu Mannhart spektrum ile düzenlenmiştir. Fizik modelleri için Nötron Veri Kütüphanesi veritabanı kullanılmıştır. Haritalama analizleri, cihazın çevresindeki beş farklı yüzeydeki puanlama hacimlerinde gama ışını ve nötron doz değerleri ölçümleri için ayrı ayrı gerçekleştirilmiştir. Puanlama hacminde 27000 noktada değer kaydedilmiştir. Bu büyük verinin beş farklı yüzeyde görselleştirmesi ROOT yazılım programı ile yapılmıştır. Fiziksel laboratuvar ortamında yapılan çalışma ile bilgisayar ortamında (GEANT4) gerçekleştirilen çalışmanın karşılaştırılması, ölçüm belirsizlikleri ve istatistiksel analizler kullanılarak gerçekleştirilmiştir. İstatiksel analiz için ortalama mutlak hata (MAE), hataların ortalama karekökü (RMSE), ortalama mutlak yüzde hata (MAPE), R Kare ve Pearson korelasyon katsayısı hesaplanmıştır. GEANT4 Ölçüm belirsizliği rastgele sayı üretim fonksiyonun değiştirilmesi ile tekrarlı ölçüm alınması ve analiz edilmesi sonucunda standart sapması 0,000337 olarak hesaplanmıştır. Deneysel ölçüm belirsizliği, beş farklı yüzey için ayrı olarak hesaplanmış olup gama ışını doz hızı için standart sapma 0,03 - 0,05 aralığındadır. Aynı şekilde nötron akış hızı için 0,0185 - 0,9792 aralığındadır. Deney ve simülasyon sonuçlarının karşılaştırılması için şu kavramlara değinilmelidir: Tezde, deney çalışmasının laboratuvar ortamında yürütülmüş olup simülasyon çalışmasının ise bilgisayar ortamında yürütülerek gerçekleştirilmiştir. Deney çalışmasında laboratuvar ortamının ve prototip analiz cizahının sahip oldukları malzeme cinsi ile GEANT4 simülasyonu yürütülen çalışmada C++ yazılım dili bu çalışmadaki referans parametrelerdir. Deney ve GEANT4 sonuçlarının karşılaştırılmalı istatistiksel analizleri hesaplanmıştır. Deneysel ve GEANT4 ölçüm sonuçları doğrultusunda toplamda 10 farklı doz haritası oluşturuldu. 10 farklı yüzeydeki haritalama sonuçlarında MAE değeri, 0,0150 - 2,3345 aralığındadır. MAPE değeri, 3,0728 - 21,1023 arasındadır. RMSE değeri 0,4239 - 3,4199 aralığında olup $R^2$ değeri ise -0,0143 - 0,9966 aralığında bulunmuştur. $R^2$ değerinin, 1 değerine yakınlığı simülasyonun deneysel sonuçları doğru bir şekilde hesapladığını gösterdi. Son olarak korelasyon katsayısı, 0,4767 - 0,9982 değer aralığında bulunmuştur. Sonuç oarak deneysel ve GEANT4 ölçüm sonuçları uyumlu bulunmuştur. Aynı zamanda operatör çalışma bölgesi olan yüzey URKK doz limitlerinin içinde olup yıllık 1mSv'i geçmemektedir. Bu yüzeyin eşdeğer doz hızı yıllık 0,948 mSv olarak bulunmuştur.