Rapor 2010-2019 yılları

Permanent URI for this collection

https://kurumsalarsiv.tenmak.gov.tr/handle/20.500.12878/275

Browse

Browsing Rapor 2010-2019 yılları by Subject "241Am-Be nötron kaynağı"

Now showing 1 - 1 of 1
  • Thumbnail Image
    Item
    3x592 GBq 241Am-Be nötron ışınlama hücresinde nükleer veri ölçümleri
    (Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2010) Çelenk, İsmet; Artan, Serpil; Bulut, Serdar; TAEK-SANAEM
    Bu çalışmanın amacı, “3x592 GBq Am-Be Nötron Hücresinde Nükleer Veri Ölçümleri” projesi kapsamında gerçekleştirilen çalışmalarda elde edilen sonuçların sunulmasıdır. Çalışma, nötron ışınlama sisteminin kurulumunu, laboratuvar ve laboratuvar çevresi nötron ve gama doz hızı değerlendirmelerini, nötron ışınlama sistemi performans ölçümlerini, termal, epitermal ve hızlı nötron akışı ölçümlerini, gama spektrometresi verim kalibrasyonlarını, fertil çekirdekler (232Th ve 23SU) için hızlı nötron fisyon ürünü verimi ölçümlerini, hızlı nötron eşik dedektörleri için tesir kesiti ölçümlerini, uranyumun bozunma zincirindeki çekirdeklerin gama ışını şiddetlerinin ölçümlerini, elementel dedeksiyon limiti ölçümlerini ve kısa ömürlü izotopların yarı ömürlerinin ölçümünü kapsar. Her biri 592 GBq aktiviteye sahip 3 adet 241Am-Be kaynağından oluşacak bir ışınlama sistemi için, öncelikle optimum ışınlamanın gerçekleştirilebileceği bir ışınlama geometrisi tasarımlandı. Kaynak nötronlarının yavaşlatılması için parafin malzeme seçildi. Parafin yavaşlatıcı olarak 70 cm kenar uzunluklu ve 60 cm yükseklikli eşkenar bir prizma blok kullanıldı.241 Am-Be nötronlarını maksimum termal nötron akışına, yaklaşık olarak 3,5 cm kalınlıklı parafinin yavaşlattığı deneysel olarak belirlendi. 17 cm kenar uzunluklu hayalî bir yatay eşkenar üçgenin parafin yavaşlatıcının cisim merkezine yerleştirildiği göz önüne alınırsa, üçgenin kenarortaylarından üçgen düzlemine dik olarak geçen 4,35cm iç çaplı sert PVC borulara 241 Am-Be nötron kaynakları yerleştirildi. Üçgenin tepe noktalarına, yine hayalî üçgen düzlemine dik olacak şekilde, 3,6 cm iç çaplı üç adet sert PVC borudan oluşan termal nötron ışınlama hücreleri yerleştirildi. Üçgenin ağırlık merkezine ise iç çapı 1,4 cm olan paslanmaz çelikten bir hızlı nötron ışınlama hücresi yerleştirildi. Parafin blok, kaynak odası tabanına yerleştirildi. Parafin bloğun yan ve üst yüzeyleri 1 mm kalınlıklı kadmiyum levhalarla kaplandı. Aynı yüzeylere, kadmiyum levhaları müteakip, 1,5 cm kalınlıklı tahtadan yapılmış kutulara doldurulan 7 cm kalınlıklı toz borik asit yerleştirildi. Borik asit dolu tahta kutuları müteakiben toplam kalınlığı 18,5 cm olan kurşun tuğlalar yerleştirilerek kaynakların kurulumu tamamlandı. Bu kurulum mükemmel bir nötron ve gama zırlaması vermiş olup kaynak duvarlarındaki nötron ve gama doz hızlarının toplamı 1,20 mSv/y ve kaynak odasının dış duvarlarındaki nötron ve gama doz hızları toplamı ise 0,2 mSv/y civarındadır. Nötron kaynakları nispeten büyük bir geometrik yapıya (çapları yaklaşık 4 cm ve yükseklikleri yaklaşık 16 cm olan çelik mahfazalar içinde) sahip olduklarından ve kaynaklarla ilgili ayrıntılı bilgi veren bir doküman olmadığından, ışınlama hücrelerinde hangi yüksekliklerde maksimum nötron akışının olduğu bilinmemektedir. Termal ve hızlı nötron ışınlama konumlarını tespit amacı ile termal ve hızlı nötron ışınlama hücrelerinde, nötron kaynaklarına paralel olarak, düşey doğrultularda 5 mm aralıklarla indiyum teller ışınlanarak maksimum termal ve hızlı nötron veriminin olduğu konumlar, sırası ile, termal nötron ışınlama hücresi için ışınlama borusunun tepesinden itibaren 61,5 cm ve hızlı nötron ışınlama hücresi için ışınlama borusunun tepesinden itibaren 69 cm olarak tespit edildi. Nükleer veri ölçümleri için en önemli parametrelerden birisi, her bir sayım geometrisi için, kullanılan gama spektrometresinin sayım verimidir. Bu yüzden, ilgilenilen sayım geometrileri için dedektör verimleri doğru olarak ölçülmelidir. Laboratuvarımızda kullanılan numune geometrileri, 1,5 mm çaplı ve 10 mm uzunluklu tel, 1,25 cm kenar uzunluklu kare foil, 27,4 mm yükseklikli ve 7,65 mm iç çaplı silindirik polietilen tüp ve 10 mm yükseklikli ve 14 mm dış çaplı silindirik polietilen tüptür. Her bir numune geometrisi için % 99,5 saflıkta U02 kullanılarak, 238U’in doğal bozunması sonucu oluşan 234mPa’nin gama ışınları vasıtasıyla gama spektrometresinde kullanılan dedektör için verim kalibrasyonları yapıldı. Ortalama 5,0 MeV enerjili bir nötron spektrumunda 232Th(n, f) ve 23SU(n, f) reaksiyonları sonucu oluşan fisyon ürünleri için kümülatif fisyon verimleri ölçüldü. 232Th(n, f) reaksiyonu için A = 87-143 arasında 16 fisyon ürününün ve 23SU(n,f) reaksiyonu için A=87-146 arasında 33 fisyon ürününün kümülatif fisyon verimleri ölçüldü. Nötron dozimetrisinde, reaktör radyasyon hasarı tespitlerinde ve nötron akışı ölçümlerinde nötron eşik dedektörleri kullanılır. Eşik dedektörlerle nötronlar arasındaki reaksiyonlarda en önemli ve en kritik parametre reaksiyon tesir kesitidir. Tesir kesiti ne kadar yüksekse reaksiyon hassasiyeti de o kadar yüksektir. Çok küçük nötron enerji değişimlerinde tesir kesiti değerinde önemli değişmeler olabileceğinden, her bir nötron eşik dedektörü için her enerjiden nötronların tesir kesiti ölçümleri doğru olarak yapılmalıdır. 103Rh(n, n’)103mRh eşik dedektörü için 4,83 MeV, 115ln(n, n’)115mln eşik dedektörü için 4,97 MeV, 232Th(n, f) eşik dedektörü için 5,02 MeV, 23SU(n, f) eşik dedektörü için 5,04 MeV, 47Ti(n, p)47Sc eşik dedektörü için 5,23 MeV, 64Zn(n, p)64Cu eşik dedektörü için 5,45 MeV, 5SNi(n, p)5SCo eşik dedektörü için 5,45 MeV, 54Fe(n, p)54Mn eşik dedektörü için 5,71 MeV, 46Ti(n, p)46Sc eşik dedektörü için 6,16 MeV, 27AI(n, p)27Mg eşik dedektörü için 6,47 MeV, 56Fe(n, p)56Mn eşik dedektörü için 7,72 MeV, 24Mg(n, p)24Na eşik dedektörü için 8,21 MeV, 59Co(n, α)56Mn eşik dedektörü için 8,21 MeV, 27AI(n, α)24Na eşik dedektörü için 8,43 MeV ve 48Ti(n, p)48Sc eşik dedektörü için 8,72 MeV nötron enerjilerinde tesir kesiti ölçümleri yapıldı. Özellikle, tüketilmiş uranyumun doz bilançosunun değerlendirilmesinde ve yüksek verimli gama spektrometrelerinin verim kalibrasyonunda çok önemli olan ve 23SU ile birincil dengede bulunan 234Th, 234mPa ve 234gPa nüklitlerinin gama ışınlarının şiddetlerinin doğru olarak bilinmesi çok önemlidir. Burada 234mPa ve 234gPa nüklitlerine ait 72 adet gama ışınının şiddetleri (geçiş olasılıkları) ölçüldü. Elementlerin eser miktarlarının nötron aktivasyon metodu ile analizi en iyi şekilde araştırma reaktörlerinde yapılır. Ancak, makro ve orta seviyeli element miktarlarının reaktörde analizleri sırasında büyük miktarlarda doz değerleri, girişimler, spektroskopik ölü zaman, vb. problemler ortaya çıkar ve bu yüzden orta ve daha yüksek element konsantrasyonları için nükleer reaktörler çok uygun değildir. Ayrıca, nükleer reaktörde yapılan analizler pahalıdır. Bunun aksine, bir izotopik nötron kaynağı kullanarak aktivasyon analizi metodu ile daha kolay, daha tehlikesiz, daha ucuz ve girişimlerden uzak orta seviyeli ve makro ölçekte element analizi yapmak mümkündür. 3x592 GBq Am-Be nötron ışınlama hücresinde Na, Al, Cl, K, Ti, V, Mn, Fe, Co, Cu, Zn, Ga, Ge, As, Se, Br, Rb, Sr, Y, Mo, Ru, Ag, Cd, In, Sb, I, Cs, Ba, La, Ce, Pr, Nd, Sm, Eu, Gd, Dy, Ho, Yb, Lu, Hf, W, Pt, Au, Th ve U elementleri için nitel ve nicel dedeksiyon limiti tayinleri yapıldı. Tekrarlı aktivasyon analizi, bir numunenin ışınlama ve sayma istasyonları arasında periyodik olarak ışınlanması ve sayılması ve bu sayımların kümülatif değerinin kaydedilmesi yoluyla sayım veriminin artırılmasıdır. Bu şekilde, konvansiyonel teknikle (tek ışınlama-tek sayım) analizi mümkün olmayan kısa ömürlü izotopların analizleri gerçekleştirilebilir. Tekrarlı aktivasyon metodu kullanılarak, sırası ile, 27AI(n, γ)2SAI, 51V(n, γ)52V, 65Cu(n, γ)66Cu, 76Se(n, γ)77mSe, 85Rb(n, γ)86mRb, 107Ag(n, γ)10SAg, 109Ag(n, γ)110Ag, 121Sb(n, γ)122mSb, 160Gd(n, γ)161Gd, 164Dy(n, γ)165mDy ve 17SHf(n, γ)179mHf reaksiyonları sonucu oluşan 28AI, 52V, 66Cu, 77mSe, 86mRb, 108Ag, 110Ag, 122mSb, 161Gd, 165mDy ve 17SmHf radyoizotoplarının yarı ömürleri ölçüldü.