3x592 GBq 241Am-Be nötron ışınlama hücresinde nükleer veri ölçümleri
| dc.contributor.author | Çelenk, İsmet | |
| dc.contributor.author | Artan, Serpil | |
| dc.contributor.author | Bulut, Serdar | |
| dc.contributor.department | TAEK-SANAEM | tr_TR |
| dc.date.accessioned | 2017-04-24T12:41:30Z | |
| dc.date.available | 2017-04-24T12:41:30Z | |
| dc.date.issued | 2010 | |
| dc.description | TENMAK D.N.. 9951 | tr_TR |
| dc.description.abstract | 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. | tr_TR |
| dc.description.abstract | The aim of this study is to present the results of the activities carried out within the scope of the “Nuclear Data Measurements in 3x592 GBq Am- Be Neutron Cell” project. The study covers the establishment of neutron irradiation systems, neutron and gamma dose rate evaluations in and around the laboratory, performance measurements of neutron irradiation systems, measurements of thermal, epithermal and fast neutron flux, gamma spectrometer efficiency calibrations, fast neutron fision product yield measurements for fertile nuclides (232Th and 23SU), cross section measurements for fast neutron threshold detectors, gamma ray intensity measurements of the nuclides in uranium decay chain, elemental detection limit measurements and the half life measurement of shortlived isotopes. First of all, an irradiation geometry, which enables optimum irradiation, was designed for an irradiation system of 3 241Am-Be sources with 592 GBq activity each. Paraffin was chosen in order to slow down the source neutrons. An equilateral quadrangle with 70 cm side length and 60 cm height was used as paraffin moderator. Experimentally, it was determined that paraffin with approximately 3.5 cm thickness slows down to maximum thermal neutron flux of241 Am-Be neutrons. Considering that an imaginary horizontal equilateral triangle with 17 cm side lengths is placed in the body center of the paraffin moderator,241 Am-Be neutron sources were placed in hard PVC pipes with 4.35 cm inner diameter, which are perpendicular to the triangular plate from the geometric medians. Thermal neutron irradiation cells of 3 hard PVC pipes with 3.6 cm inner diameter were placed at the corners of the triangle, which are also perpendicular to the imaginary triangular plate. A fast neutron irradiation cell of stainless steel with 1.4 cm inner diameter was placed in the gravity center of the triangle. Paraffin block was placed on the base of the source room. The lateral and upper surfaces of the paraffin block were covered with cadmium plates of 1 mm thickness. After the cadmium plates, powder acid boric of 7 cm thickness that was filled in wooden boxes of 1.4 cm thickness was placed on the same surfaces. Establishment of the sources was completed with the placement of lead bricks of a total 18.5 cm thickness following the wooden boxes filled with acid boric. This establishment has provided an excellent neutron and gamma shield and the total of neutron and gamma dose rates on the lateral surfaces of the source is 1.20 mSv/y, while the total of neutron and gamma dose rates on the external walls of the source room is approximately 0.2 mSv/y. Since the neutron sources have a relatively great geometric structure (in steel containments of 4 cm diameters and 16 cm heights) and there exists no document that gives detailed information about these sources, what point of irradiation cells provides the maximum neutron flux is unknown. In order to determine the positions of thermal and fast neutron irradiations, indium wires were irradiated with 5 mm intervals vertically parallel to the neutron sources in thermal and fast neutron irradiation cells. The position of maximum thermal and fast neutron fluxes is 61.5 cm for the thermal neutron irradiation cells and 69 cm for the fast neutron irradiation cell, from the top of the irradiation pipes down. One of the most important parameters of nuclear data measurements is the counting efficiency of the gamma spectrometer used for each counting geometry. For this reason, the detector efficiencies for the related counting geometries need to be measured accurately. The sample geometries used in our laboratory are a wire with 1.5 mm diameter and 10 mm length, a square foil with 1.25 cm side length, a 7.65 mm inner diameter and 27.4 height cylindrical polyethylene tube and 14 mm outer diameter and 10 mm height cylindrical polyethylene tube. For each sample geometry, efficiency calibrations of detector used in the gamma spectrometer were performed by using powder U02 of 99.5 % purity and through gamma rays of 234Th, 234mPa and 234gPa resulting from the natural decay of 23SU. Cumulative fission yield for the fission products from 232Th(n, f) and 23SU(n, f) reactions in a neutron spectrum of average 5.0 MeV energy, were measured. For 232Th(n, f) reaction, cumulative fission yield of 16 fission products between A=87-143 was measured and for 23SU(n, f) reaction, cumulative fission yield of 33 fission products between A=87- 146 was measured. Neutron threshold detectors are used for determining reactor radiation damage, neutron flux measurements and in neutron dosimeters. The most important and critical parameter in the reactions between the threshold detectors and the neutrons is the reaction cross section. As the cross section becomes higher, the reaction sensitivity also increases. Since it is possible that significant changes can take place in the cross section value forvery small changes in neutron energies, it is necessary to measure the cross section accurately for neutrons of all energies and for each neutron threshold detector. Cross section measurements were performed for the following threshold detectors in the given neutron energies: for 103Rh(n, n’)103mRh at 4.83 MeV, for 115ln(n, n’)115mln at 4.97 MeV, for 232Th(n, f) at 5.02 MeV, for 23SU(n, f) at 5.04 MeV, for 47Ti(n, p)47Sc at 5.23 MeV, for 64Zn(n, p)64Cu at 5.45 MeV, for 5SNi(n, p)58Co at 5.45 MeV, for 54Fe(n, p)54Mn at 5.71 MeV, for 46Ti(n, p)46Sc at 6.16 MeV, for 27AI(n, p)27Mg at 6.47 MeV, for 56Fe(n, p)56Mn at 7.72 MeV, for 24Mg(n, p)24Na at 8.21 MeV, for 59Co(n, a)56Mn at 8.21 MeV, for 27AI(n, a)24Na at 8.43 MeV and for 48Ti(n, p)48Sc at 8.72 MeV. It is especially crucial to know accurately the gamma ray intensities of 234Th, 234mPa and 234gPa nuclides, which are important for the evaluation of the dose balance of depleted uranium and the efficiency calibration of the high efficiency gamma detectors and are in secular equilibrium with 238U. Here, intensities (decay probabilities) of 72 gamma rays of 234mPa and 234gPa nuclides were measured. The best way of analyzing the trace quantities of the elements with neutron activation method is using research reactors. However, during the analysis of macro and medium-level element quantities in the reactor, some problems such as great quantities of dose values, interferences and death time occur. Thus, nuclear reactors are not appropriate for medium and macro level element concentrations. In addition to that, the analyses conducted in the nuclear reactor are expensive. Contrary to this, it is possible to conduct easier, safer, cheaper and interference-free medium and macro-level element analysis with the activation analysis method by using an isotopic neutron source. In 3x592 GBq Am-Be neutron irradiation cell, qualitative and quantitative detection limits were determined for 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 and U elements. Cyclic activation analysis is the periodical irradiation and counting of a sample between irradiation and counting stations and increase of counting efficiency by recording the cumulative value of the counting processes. With this method, it is possible to analyze the short-lived isotopes, which can not be analyzed with the conventional technique (single irradiation- single counting). By using the cyclic activation analysis method, half lives of 28AI, 52V, 66Cu, 77mSe, 86mRb, 108Ag, 110Ag, 122mSb, 161Gd, 165mDy and 179mHf radioisotopes, which were induced by 27AI(n, γ)28AI, 51V(n, γ)52V, 65Cu(n, γ)66Cu, 76Se(n, γ)77mSe, 85Rb(n, γ)86mRb, 107Ag(n, γ)108Ag, 109Ag(n, γ)110Ag, 121Sb(n, γ)122mSb, 160Gd(n, γ)161Gd, 164Dy(n, γ)165mDy and 17SHf(n, γ)179mHf reactions were measured. | |
| dc.identifier.citation | Çelenk, İ., Artan, S. ve Bulut S. (2010). 3x592 GBq 241Am-Be nötron ışınlama hücresinde nükleer veri ölçümleri. Ankara : Türkiye Atom Enerjisi Kurumu. | tr_TR |
| dc.identifier.uri | http://kurumsalarsiv.tenmak.gov.tr/handle/20.500.12878/347 | |
| dc.language.iso | tur | tr_TR |
| dc.publisher | Türkiye Atom Enerjisi Kurumu | tr_TR |
| dc.relation.ispartofseries | Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Teknik rapor;TAEK TR-2010-11 | |
| dc.rights | info:eu-repo/semantics/openAccess | tr_TR |
| dc.subject | Neutron | tr_TR |
| dc.subject | Nötron | tr_TR |
| dc.subject | Fission | tr_TR |
| dc.subject | Fisyon | tr_TR |
| dc.subject | Gamma rays | tr_TR |
| dc.subject | Gama ışınları | tr_TR |
| dc.subject | Gamma spectrometry | tr_TR |
| dc.subject | Gama spektrometresi | tr_TR |
| dc.subject | 241Am-Be neutron source | tr_TR |
| dc.subject | 241Am-Be nötron kaynağı | tr_TR |
| dc.subject | Detection limit | tr_TR |
| dc.subject | Dedeksiyon limiti | tr_TR |
| dc.subject | Neutron flow | tr_TR |
| dc.subject | Nötron akışı | tr_TR |
| dc.subject | Threshold detector | tr_TR |
| dc.subject | Eşik dedektörü | tr_TR |
| dc.subject | Fission product | tr_TR |
| dc.subject | Fisyon ürünü | tr_TR |
| dc.subject | Gamma ray intensity | tr_TR |
| dc.subject | Gama ışını şiddeti | tr_TR |
| dc.subject | Short half-life isotope | tr_TR |
| dc.subject | Kısa yarı ömürlü izotop | tr_TR |
| dc.subject | Neutron activation analysis | tr_TR |
| dc.subject | Nötron aktivasyon analizi | tr_TR |
| dc.subject | Impact cross section | tr_TR |
| dc.subject | Tesir kesiti | tr_TR |
| dc.title | 3x592 GBq 241Am-Be nötron ışınlama hücresinde nükleer veri ölçümleri | tr_TR |
| dc.type | report | tr_TR |