17
Archived Theses
0
DOIs Assigned
0%
DOI Rate
Discipline
Farklı alüminyum alaşımlarının Cs-137 gama radyoızotop kaynağı karşısındaki davranışının incelenmesi ve irdelenmesi
Mühendislik içinde daima önemli yeri olan malzemelerin, doğal olarak özelliklerinin ve çeşitli şartlarda davranışlarının bilinmesi gerekmektedir. Bu bağlamda, malzeme özelliklerinin araştırılması, incelenmesi ve amaca uygun yeni malzemelerin geliştirilmesi giderek üzerinde durulması gereken konuları oluşturmaktadır. Öte yandan, nükleer reaktörlerin gelişimi ve radyasyonla sterilizasyon gibi büyük radyasyon dozu ile çalışma şartlarında da bu şartlarda kullanılan malzemelerin radyasyon karşısındaki davranışlarının bilinmesi gerekli olmaktadır. Ayrıca, uzay teknolojisi uygulamalarında da malzeme kozmik şartlarda radyasyon dozuna maruz kalabileceklerdir. Bu bağlamda, malzemelerin radyasyon karşısındaki davranışının incelenmesi öne çıkmaktadır. Bu yüksek lisans tez çalışmasında, sanayide önemli bir kullanım yeri olan işlenik olarak nitelenen alüminyum alaşımlarının gama radyasyonu karşında gama radyasyonunu tutma özelliğinin incelenmesi amaçlanmıştır. Alüminyum, Birçok endüstri dalında tercih edilerek kullanılan bir malzeme durumundadır. Hafif olması ve alaşımlandırmayla istenen özelliklerin kazandırılabilmesi nedeniyle söz konusu bu malzemenin birçok sanayi dalında kullanılması tercih edilmektedir. Alüminyum alaşımlarının öncelikle kullanıldığı sektörlerin başında havacılık ve uzay sektörü sayılmaktadır. Ayrıca alüminyum günlük yaşantımızda da sıkça kullanılan bir malzeme haline gelmiş bulunmaktadır. Bununla beraber nükleer teknoloji gibi ileri teknolojilerde de kullanılabilmektedir. Böylelikle, bu çalışmayla, sanayide rutin kullanımı olan alüminyum alaşımlarının nükleer teknoloji ve nükleer uygulamalarda kullanılmaları halindeki durumun değerlendirilmesi hedeflenmiştir. Gama radyasyon kaynağı olarak Cs-137 gama radyoizotop kaynağı kullanılmıştır. Bu gama kaynağının kullanılmasının nedeni monokromatik bir gama kaynağı kullanılmış olmasıdır. Dolayısı orta enerjili olarak nitelenebilecek tek enerjili bir gama kaynağı ile değerlendirmenin daha uygun olacağı düşünülmüştür. Çalışılan alüminyum alaşımları ticari olarak kullanılmakta olan işlenik alüminyum alaşımlarından en çok kullanılan alaşımlardır. Bu bağlamda, alüminyum alaşımlarından önemli olanları ve yaygın olarak kullanılanları 3xxx, 5xxx, 6xxx ve 7xxx alaşımlarının deneylerde kullanılması tercih edilmiştir. Çalışılan ticari kullanımlı alüminyum malzemeler; 1050, 3003, 5005, 6063, 7072, 8006 alüminyum malzemelerdir. 1xxx serisi (safsızlık elemanları dışında) alaşımsız alüminyum olduğundan bu seri ile çalışılmasıyla bu söz konusu bu seri alaşımın referans alaşım olarak kullanılabileceği düşünülmüştür. Gerçeklenen deneyler, transmisyon tekniği geometrisine uygun olarak oluşturulan deney düzeneği ile gerçeklenmiştir. Saçılma etkisinin düşürülmesi için kolimatör ve zırh malzemeler deney düzeneğinde kullanılmıştır. Böylelikle, saçılma etkisinin olmadığı kabulü ile zayıflatma katsayıları tayin edilmiştir. Cs-137 gama radyoizotop kaynağı ile yapılan deneylerde, çalışılan ticari alüminyum malzemelerle ulaşılan deneysel sonuçlardan hareketle çizilen zayıflatma eğrileri nispeten birbirine benzer sonuçlar verdiği gözlenmiştir.. Cs-137 gama radyoizotop kaynağına ilişkin ulaşılan sonuçlarla çizilen radyasyon zayıflatma eğrileri; incelendiğinde 1050 katkısız alüminyum malzeme, diğerlerinden hayli farklı sonuç verdiği görülmüştür. Diğer katkılı alüminyum alaşım malzemelere ilişkin zayıflatma eğrilerinin birbirine hayli yakın olduğu görülmektedir. 1050 dışındaki ticari katkılı alüminyum malzemelerde gama radyasyonunu zayıflatma etkisinin daha iyi olduğu gözlenmiştir. Bu husus beklenti doğrultusunda olup, alüminyuma % 0,5 ve üzerindeki katkılanan magnezyum, manganez, çinko, silisyum ve demir gibi katkılama elementlerinin radyasyonu zayıflatmada etkin olduğunu göstermektedir. Çalışılan alüminyum malzemeler için deneysel olarak elde edilen sonuçların irdelenmesi de bu Yüksek Lisans Tezi kapsamında amaçlanmıştır. Bu bağlamda, uluslararası güvenilirlikle tercih edilen XCOM Bilgisayar programı kulanılmıştır. Bu bağlamda, kütle soğurma katsayıları önce, deneysel çalışmalardan hareketle hesaplanmış daha sonra XCOM Bilgisayar programı ile de teorik olarak hesaplanmıştır. Deneysel ve teorik olarak bulunan kütle soğurma katsayılarının karşılaştırmalı değerlendirmeleriyle elde edile sonuçların birbirine hayli yakın olduğu görülmüştür. Deneysel ve teorik olarak bulunan kütle soğurma katsayıları arasındaki farklılığın % 6'nın altında kaldığı tespit edilmiştir. 1050 serisi alüminyum malzeme dışında ise bu farklılık % 2,5'un altında kalmıştır. Bu bağlamda, deneylerimizle ulaşılan sonuçların güvenlir olduğu söylenebilir. Ayrıca, çalışılan alüminyum alaşımları için yarı-kalınlık ve ondabir kalınlık tayinleri de yapılmıştır. 1050 katkısız olarak kabul edilen malzeme dışındaki alüminyum alaşımları için birbirine hayli yakın yarı-kalınlık ve ondabir kalınlık değerleri elde edilmiştir. Ancak, 1050 malzemesi için yarı-kalınlık ve ondabir kalınlık değerleri diğer alüminyum alaşımlarından hayli yüksek olduğu tespit edilmiştir. Bu sonuç önceki sonuçlarla uyumlu olup beklenti doğrultusunda bulunmuştur. Yapılan çalışmalarla alüminyuma katkılanan yüksek atom numaralı elementlerin katkılanması gama radyasyonu zayıflatması önem arz etmektedir. Bu husus, girirci elektromanyetik radyasyonunun madde ile etkileşim olayları ilişkili olup yüksek atom numaralı elementlerin gama zırhlaması için öneminden kaynaklanmaktadır. Öz olarak; bu yüksek lisans çalışmasıyla, ticari kullanımlı alüminyum malzmelerin nükleer teknolojide kullanılması halinde 0,662 MeV enerjili gama radyasyonu karşısındaki davranışları yapılan deneylerle gözlenmiş ve XCOM Bilgisayar programı ile sınanmış ve uyumlu sonuçlara ulaşılabildiği görülmüştür.
Fantom malzemelerinin doku denkliğinin deneysel ve teorik olarak incelenmesi
Radyasyonun endüstri, tıp ve bilim alanlarında kullanımının hızlı artışı, radyasyon dozimetrisinin önemini her geçen gün arttırmaktadır. Doku eşdeğeri malzemelerden üretilen fantomlar, dozimetri çalışmalarının temelini oluşturmaktadır. Malzemelerin doku eşdeğeri olduğunu belirlemek için fiziksel ve radyolojik bazı kriterleri sağlamaları gerekmektedir. Bu kriterler arasında malzemenin elektron yoğunluğu, etkin atom numarası ve kütle zayıflatma katsayısı sayılabilir. Bu çalışmada fiziksel yoğunluğu yumuşak dokuya yakın olan malzemeler (su, RW3, silikon, akrilik ve parafin) seçilerek radyolojik özellikleri deneysel ve teorik yöntemlerle tayin edilmiş ve ICRU'nun 44 numaralı raporunda verilen yumuşak doku ile uyumu irdelenmiştir. Çalışmada fantom malzemelerinin lineer zayıflatma katsayıları dar demet geometrisi kullanılarak gama geçirgenlik tekniği ile bulunmuştur. Deneylerde 662 keV enerjili gama fotonları yayan Cs-137 radyoizotopu ve 1173 keV ile 1332 keV olmak üzere iki farklı enerjide gama fotonları yayan Co-60 radyoizotopu kullanılmıştır. Gama ölçümleri, NaI (Tl) sintilasyon dedektörü ve çok kanallı analizörden oluşan dijital gama spektrometre sisteminde gerçekleştirilmiştir. Fantom malzemelerin her bir kalınlığı ve 3 farklı gama enerjisi için ayrı ayrı ölçümler alınarak malzeme tarafından zayıflatılmış radyasyon şiddeti değerlerine ulaşılmıştır. Her kalınlık ve enerji için alınan ölçümler en az 3 kere tekrarlanmıştır. Deney düzeneğinde farklı malzeme kalınlıklarından alınan sayımlar, kaynak dedektör arasında malzeme olmadan alınan ilk sayımlara oranlanarak bağıl sayım sonuçlarına ulaşılmıştır. Orjin8 çizim programı kullanılarak bağıl sayım değerlerinin malzeme kalınlığı ile değişimini veren grafiklerden lineer zayıflatma katsayıları elde edilmiştir. Malzemelerin etkin atom numaraları ve elektron yoğunluklarını tespit etmek için XMuDat bilgisayar programından yararlanılmıştır. Deney sonuçlarını sınamak amacıyla XCOM, XMuDat ve GATE Monte Carlo programlarıyla fantom malzemelerinin ve ICRU yumuşak dokunun kütle zayıflatma katsayıları bulunmuştur. Deneysel ve teorik sonuçların mutlak fark yüzdeleri değerlendirildiğinde, su ve RW3 için deney ve teorinin uyumlu olduğu ancak silikon ve parafin için mutlak farkların arttığı gözlenmiştir. Malzemelerin radyolojik özellikleri (etkin atom numarası, elektron yoğunluğu, kütle zayıflatma katsayısı) kullanılarak ICRU yumuşak doku ile denklikleri irdelendiğinde, çalışılan enerji değerleri için suyun yumuşak dokuya en yakın malzeme olduğu tespit edilmiştir.
PMMA/MWCNT polimer nanokompozitler üzerine radyasyon etkisinin incelenmesi
Poly (methyl methacrylate) (PMMA) is a transparent thermoplastic material that shows good mechanical properties, high resistance to abrasion and superior heat resistance. Mechanical, thermal and radiation shielding properties of PMMA can be enhanced by addition of multiwall carbon nanotubes (MWCNTs). Due to suitable structural properties of MWCNTs, PMMA is an ideal candidate for some applications such as sensor, solar cell, electronic and aerospace fields. Carbon nanotubes separate two parts which are single-wall carbon nanotubes and multi-wall carbon nanotubes. Single-wall carbon nanotubes (SWCNTs) have scale from 0.5 nm to 1.5 nm. On the other hand, multi-wall carbon nanotubes (MWCNTs) are bigger than 100 nm scale. The use of MWCNT in polymer results with higher mechanical properties than SWCNT in polymer. Besides, MWCNT in polymer gives more chemical resistance than SWCNT. MWCNT contained polymer nanocomposites can be utilized in a several industrial application areas such as automotive and aerospace due to their outstanding advantages such as high durability, high strength and light weight. PMMA is one of the thermoplastic polymers coming from the acrylate family. PMMA reinforced by carbon nanotubes has significant importance in many applications ranging from large scales to nanometer scales. It is considered as a candidate for the applications in new technologies depending on the improved mechanical, electrical, optical properties of polymer. There are three methods to produce PMMA reinforced by MWCNTs which are solution-mixing, melt compounding, in-situ polymerization. In this study, it was preffered to use Atom Transfer Radical Polymerization (ATRP) method to disperese MWCNTs in PMMA effectively. MWCNTs were selected as nanofiller to improve the mechanical and thermal properties of PMMA with the investigation of the changes in radiation shielding performance. Several analysis and tests were performed to examine the main characteristic properties of the PMMA/MWCNTs nanocomposites such as SEM, XRD, FTIR, TGA, hardness, ultrasonic test, gamma transmission technique and the behaviors of the PMMA/MWCNTs nanocomposite against neutrons. Further, PMMA/MWCNTs nanocomposite samples were irradiated at 50 kGy using Co-60 radioisotope. The irradiated polymer nanocomposite samples were characterized to examine the structural changes after irradiation treatment. The surface morphology of the PMMA/MWCNTs nanocomposite in SEM images indicated that ATRP method was efficient to get homogeneous dispersion of MWCNTs in the PMMA matrix. In addition, the results of the ultrasonic test supported the homogeneous structure of PMMA/MWCNTs nanocomposites at 2 wt.%MWCNTs. PMMA/MWCNTs nanocomposite presented three characteristic diffraction peaks in XRD analysis. The FTIR spectra of PMMA/MWCNT nanocomposites revealed the similar spectrum with pure PMMA, showing that interaction occurred between MWCNTs nanocomposites and PMMA polymer matrix. TGA results of unirradiated nanocomposite at the addition of 2 wt. % MWCNTs exhibited that the 5% weight loss temperatures shifted from ~191 °C to 243 °C with the improvement in the temperature (as ~52 °C). The thermal stability of PMMA was enhanced with the rise of the amount of the MWCNTs from (0.25 to 2 wt. %) in PMMA/MWCNTs nanocomposite. The 5 % weight loss temperatures increased after irradiation process. In the ultrasonic test, the Shear modulus, Young's modulus and Microhardness values of pure PMMA were increased with the addition of 2 wt. % MWCNTs. The improvement in Rockwell hardness values between the pure PMMA and PMMA/MWCNTs at 2 wt. % MWCNTs is ~ 11 %. The difference in Rockwell hardness values is almost ~3 % for unirradiated and irradiated states of PMMA/MWCNTs at 2 wt. % MWCNTs. The linear attenuation coefficient values for Cs-137, Co-60 radioisotopes changed slightly with the rise of the MWCNTs amount and mascroscopic cross sections for neutrons Pu-Be neutron source increased slightly.
Sezyum (Cs) ve stronsiyum (Sr) içeren atıkların immobilizasyonu için seramik matrislerin geliştirilmesi
Radyoaktif maddelerin başta nükleer reaktörler olmak üzere, kullanıldığı her alanda radyoaktif atıklar oluşmaktadır. Radyoaktif atıkların yönetiminde çevre ve insan güvenliğinin korunması ulusal idarelerin kontrolü altında olsa da temelde uluslararası işbirliği ile oluşturulan ilkeler ve yükümlülükler altında bir denetim mekanizması söz konusudur. Nükleer reaktörlerde enerji üretimi sonucunda ortaya çıkan yüksek düzey radyoaktif atıkların bertarafı radyoaktif atık yönetiminin en önemli konularındandır. Yüksek enerjili ve uzun yarı ömürlü radyonüklitleri barındıran bu atıkların kalıcı olarak saklanması gerekmektedir. Atıkların kalıcı saklama öncesi, taşınmasının, saklanmasının ve depolanmasının kolay hale getirilmesi için katı bir forma dönüştürülmesi tercih edilen bir yöntemdir. Katılaştırma işlemi ile matris bir malzeme içine hapsedilen radyonüklidlerin çevreye salınımı ve çevreyle olası etkileşimi minimize edilmiş olur. Seramik malzemeler, nükleer teknolojinin birçok alanında olduğu gibi radyoaktif atıkların immobilizasyonu için de kullanılan malzemelerdir. Bu alanda kullanılan geleneksel malzemeler olan borosilikat camlara karşı yüksek kimyasal ve mekanik dayanım gibi üstünlükleriyle seramikler, son yıllarda yapay ve doğal olarak geliştirilmeye devam edilmektedirler. Bu çalışmanın amacı, nükleer atık yönetiminde önemli bir yeri olan fisyon ürünlerinden Sezyum ve Stronsiyum'un immobilizasyonu için temel beklentileri sağlayabilen, düşük işlem maliyetli, düşük sıcaklıkta hazırlanabilen, kimyasal kararlılığı yüksek, özütlenebilirliği düşük seramik matrisli malzemeler geliştirmektir. Bu amaçla, immobilize edilmesi düşünülen fisyon ürünlerinin kalıcı saklama alanlarında tercih edilen doğal mineraller olan zeolit ve bentonit seramiklerin ana matrisi olarak kullanılmıştır. Sezyum ve Stronsiyum'un kimyasal kararlı tuzları kullanarak üretilen atık içeren seramiklerin elastik sabitleri ultrasonik metot ile belirlenmiştir. Yaşlandırma işlemine tabi tutulan seramiklerin kimyasal kararlılığı araştırılmıştır. Atık immobilize edilmiş seramiklerin atık formu olarak performanslarına ilişkin detaylı bilgi, yapısal karakterizasyon testleri ile sağlanmıştır. Seramik malzemelerden salınan Cs ve Sr miktarlarını belirlemek için ICP-ES ile seramiklerin özütlenme hızları bulunmuştur. Atık immobilizasyonunda kullanılan bir malzeme için en önemli kriterlerden biri radyonüklit salınımını minimize etmek olduğundan, üretilen seramiklerin atık formu olarak performansını değerlendirmek için özütlenme hızları esas alınmıştır.
Gözenekli malzemelerde radyasyonun zayıflaması
Bu yüksek lisans tez çalışmasında , gama geçirgenlik tekniği kullanılarak silisyum karbür, alumina ve magnezyumdan yapılmış açık hücreli metalik köpük malzemeler, toprak, standart kum ve 0,5 mm çaplı küresel cam bilyelerin deney kabına düzgün olarak yerleştirilmesi ile oluşan gözenekli ortamın gözeneklilik yapıları ve radyasyonu zayıflatma özelliklerinin incelenmesi amaçlanmıştır. Gama geçirgenlik tekniği, gama radyasyonu yayan bir kaynaktan çıkan fotonun incelenecek olan malzemeye nüfuz ettirilmesiyle, malzemeye gelen radyasyon şiddetinin çıkan radyasyon şiddetine mukayesesiyle elde edilen veriyi temel alır. Bu yöntem gerek hızlı gerekse yüksek doğruluğa sahip tahribatsız bir yöntem olduğundan tercih edilir. Gama geçirgenlik tekniği, bilimsel çalışmalarda, sanayide, tıpta ve tarımda çok yaygın olarak kullanılmaktadır. Sanayide kurşun, aluminyum, çelik gibi malzemelerin kalınlık tayini, tıpta bazı görüntüleme teknikleri cihazları temelini oluşturan gama kameralarla yapılan ölçümlerde gama geçirgenlik yöntemi kullanılmaktadır. Tarımda ise toprak gözenekliliği ve toprağın suyu tutması hakkında bu yöntem kullanılarak faydalı bilgilere ulaşılmaktadır. Gözenekli ortamlar, günlük yaşantımızda akciğerin yapısından doğal kayaçlara kadar birçok örnekle karşımıza çıkmaktadır. Gözenekli ortamların, petrolün yeraltından çıkarılması ve filtrelenmesi, jeotermal enerji, yalıtım malzemeleri, hava ve uzay araçlarında uçuş ve fırlatma esnasında ısınmanın önlenmesinde ısı kalkanı olarak kullanılması gibi uygulama alanları vardır. Aynı zamanda kimyasal ve nükleer atıkların zırhlanması ve depolanması ile radyasyonun zayıflatılması gibi alanlarda kullanılmaktadır. Gözenekli ortamlar gama radyasyonunun zayıflatılması hatta durdurulmasında hafif olmaları nedeni ile tercih edilecek malzemelerdir. Gözenekli ortamların gözenek yapılarının ve radyasyonu zayıflatma özelliklerinin belirlenmesi dar demet geometrili gama zayıflatma düzenekleri ile gerçekleştirilir. Çeşitli gözenekli ortamların yapısının gama geçirgenlik tekniği ile incelenmesi, bu yüksek lisans tez çalışmasının temelini oluşturmaktadır. Bu deneysel çalışmalar gerçekleştirilirken İTU Enerji Enstitüsü'nde mevcut dar demet geometrili gama geçirgenlik düzeneği ve 60Co gama ışını kaynağı kullanılmıştır. Bu çalışmada; gözenekli ortam olarak 3 çeşit metalik köpük malzeme, toprak, standart kum ve cam bilyelerle oluşturulan ortam kullanılmış ve doymuş gözenekli ortam oluşturulurken de akışkan olarak su seçilmiştir. Diğer malzemeler doğrudan pleksiglas kaba yerleştirilerek deneyde kullanılırken, toprak örneği gözenekliliğinin homojen olmasını sağlamak amacıyla önceden eleme işleminden geçirilmiştir. Önce kuru malzemelerle gama ışını geçirgenlik ölçümleri yapılmış, daha sonra malzemeler tek tek suya doyurulmuş ve deney koşulları değiştirilmeksizin doymuş malzemeden sayımlar alınmıştır. Tüm deneylerde, sayımlar malzemelerin merkez düzleminde düşey yönde üç noktadan alınmıştır. Ölçümler, NaI(Tl) sintilasyon algılayıcısı, dar demet geometrisini sağlayan kolimatörler ve çok kanallı analizör kullanılarak gerçekleştirilmiştir. Her deneyin başında, kaynak kolimatörüne 60Co radyoizotopu yerleştirilerek ilk olarak malzeme yokken üç kez ard arda sayım alınarak kaynak sayımı değeri elde edilmiştir. Daha sonra sırasıyla silisyum karbür, alumina ve magnezyum metalik köpükleri kolimatörler arasına yerleştirilerek üst üste üç ayrı seviyeden üçer kez 60Co radyoizotopu ile sayım alınmıştır. Bu sayımlardan herbir malzeme için bağıl sayımlar hesaplanmış, malzeme kalınlıkları da göz önüne alınarak lineer zayıflatma katsayıları hesaplanmıştır. Metalik köpük malzemelerle yapılan deneylerin bir sonraki aşamasında malzemelerin gözenekliliğinin bulunması hedeflenmiştir. Bunun için malzemenin suya doyurulması ve yapılan ölçümlemelerle kuru haldeki ölçümlemelerin bir arada değerlendirilmesi gerekir. Suya doyurma işlemini yapabilmek için, malzeme pleksiglas kap içerisine yerleştirilmiştir. Kaba yavaş bir şekilde su ilave edilerek, malzemenin üzerinde bir miktar su kalacak şekilde suya doyurma işlemi gerçekleştirilmiştir. Bu şekilde dar demet geometrili sistem kullanılarak 60Co ile sayımlar alınmıştır. Deneylerin bu aşamasında, SiC ve alumina bloklardan prizmatik olan blok malzemeler kullanılmıştır. Doymuş malzemelerin, kuru malzeme sayımlarında kullanılan üç sayım seviyesinden alınan sonuçlarla hesaplanan, lineer zayıflatma katsayılarından elde edilen sonuçlarla birlikte literatürde bilenen temel denklemler yardımı ile herbir noktaya ait gözeneklilik hesabına ulaşılmıştır. Gözeneklilik hesaplarının yanısıra benzer kalınlıktaki Silisyum karbür ve alumina metalik köpük bloklarının dar demet geometrili gama transmisyon düzeneğinde ard arda koyularak ölçümler yapılmasıyla 60Co radyoizotopunun farklı kalınlıklardaki zayıflatılması incelenmiş ve elde edilen sonuçlar grafiklerle gösterilmiştir. Tez çalışmasında diğer gözenekli ortamlar olarak, Samsun İli'ne ait toprak örneği, standart kum ve cam bilyelerle oluşturulan ortamlar kullanılmıştır. Bu malzemelerin ortak özelliği temel yapı bileşenlerinin SiO2 olmasıdır, metalik köpük malzemelerden SiC blokların da ana maddesinin Si olması kullanılan gözenekli ortamların karşılaştırılmasını mümkün kılmıştır. Tüm gözenekli ortamların kuru ve suya doymuş halleri ile deneyler tekrarlanmış ve malzemelerin gözenek yapıları, radyasyonu zayıflatmaları belirlenmiş, grafik ve tablolar ile karşılaştırmalı olarak gösterilmiştir.
Farklı gama kaynakları için radyoterapik bağıl absorbe tiroid dozu değerlendirmesi ve geri saçılım faktörü irdelemesi
Bu çalışmada, Co-60 ve Cs-137 gama radyoaktif kaynakları kullanılarak farklı malzemelerden üretilmiş boynu simule eden fantomlar kullanılarak troid bölgesi ışınlanmış ve hep aynı dar demet geometrisinde deneysel sonuçlar alınmıştır. Absorbe doz kavramı ile gama ölçüm sonuçları, troid dozu bağlamında değerlendirilmiştir. Bağıl absorbe doz sonuçları çerçevesinde Co-60 ve Cs-137 radyoaktif kaynaklarıyla dört faklı fantom malzemesiyle yapılan deneylerde en kalın fantom boyutuna sahip olan erkek boyun fantomunda en fazla dozun absorbe edildiği hesaplanmıştır. Çocuk boyun fantomlarında ise dozun en az absorbe edildiği sonucuna ulaşılmıştır. Radyoaktif kaynaklar (Co-60 ve Cs-137) ile yapılan çalışmalar neticesinde her üç fantom boyutunda da en çok dozun sırasıyla su, masif, parafin ve kadavra fantomda absorbe edildiği bulunmuştur. Malzemelerin yoğunluklarıyla karşılaştırıldığında bu sonucun yoğunluğu en fazla olanda dozun en fazla absorblandığı bilgisine ulaşılmıştır. Geri saçılım faktörü (BSF)'ne ilişkin yapılan hesaplamalar da çocuk, kadın ve erkek simulasyonu çerçevesinde su, parafin, masif ve kadavra fantomlar için yapılmış ve geri saçılım faktörünün boyun çapı ile ilişkili olduğu gözlenmiştir.
Yapı malzemelerinin gama radyasyonu karşısındaki davranışının incelenmesi
Yapı malzemelerinin, günlük hayatımızda önemli uygulama alanları bulan gama radyasyonu karşısındaki davranışının incelenmesi ve radyasyondan korunma çerçevesinde değerlendirilmesi önem arzetmektedir. Bu Yüksek Lisans Tez çalışmasında Türkiye'de yaygın kullanımı olan beton, tuğla, gaz beton ve bims blok yapı malzemelerinin gama radyasyonunu zayıflatma özelliklerinin deneysel ve teorik yöntemle incelenmesi hedeflenmiştir. Çalışmada, yapı malzemelerinin gama radyasyonu karşısındaki davranışı incelenirken, dar demet geometrisi oluşturularak gama geçirgenlik tekniği ile çalışılmıştır. Deneylerde iki adet radyoizotop kullanılmıştır. Bunlar, bozunduğunda 662 keV enerjili gama fotonları yayan Cs-137 radyoizotopu ve 1173 keV ile 1332 keV olmak üzere iki farklı enerjide gamma fotonları yayan Co-60 radyoizotopudur. Gama ölçümlerinde Identifinder marka sintilasyon detektöründen yararlanılmıştır. Malzemelerin farklı kalınlıklarından ve 3 farklı enerji için ayrı ayrı ölçümler alınarak malzeme tarafından zayıflatılmış radyasyon siddeti değerlerine ulaşılmıştır. Her bir kalınlık ve enerji için alınan ölçümler 9 defa tekrarlanmıştır. Deney düzeneğinde her malzeme kalınlığından alınan sayımlar, kaynak dedektör arasında malzeme olmadan alınan başlangıç sayımlarına oranlanarak bağıl sayım sonuçlarına ulaşılmıştır. Bağıl sayım değerlerinin malzeme kalınlığı ile değişimini veren grafiklerden yararlanılarak lineer zayıflatma katsayılarına ve malzeme yoğunlukları kullanılarak kütle zayıflatma katsayılarına ulaşılmıştır. Ayrıca radyasyondan korunma ve zırhlama konularında önemli parametrelerden olan yarı değer ve ondabir kalınlık değerleri de hesaplanmıştır. Çalışmada deneysel olarak bulunan kütle zayıflatma katsayılarının sınanması amacıyla XCOM bilgisayar programından yararlanılmıştır. XCOM bilgisayar programını çalıştırmak için gerekli olan yapı malzemelerinin kimyasal içerikleri XRF analiz yöntemi ile tayin edilmiştir. Deneysel ve teorik olarak elde edilen kütle zayıflatma katsayıları karşılaştırmalı olarak değerlendirilmiş ve uyumlu oldukları görülmüştür.
Karbon çeliği borularında dijital radyografi kullanılarak korozyon tespiti
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.
Türkiye'de üretilen granitlerin gama ve nötronları zayıflatma özelliklerinin incelenmesi
Bu Yüksek Lisans tezinde Türkiye'de üretilen granitlerin foton zayıflatma katsayıları ve toplam makroskopik tesir kesitleri deneysel ve teorik olarak incelenmiştir. Günümüzde nükleer teknolojisinin kullanım alanlarınınn artmasıyla birlikte radyasyondan korunmanın önemi bir kat daha önem kazanmıştır. Zırhlama radyasyondan korunmanın en önemli metotlarından biridir. Bu durumda yapı malzemelerinin radyasyon zayıflatma özelliklerinin araştırılması önem arz etmektedir. Bu çalışmada yapılarda yalıtım ve dekoratif özelliklerinden dolayı yaygın olarak kullanılan granitlerin gama ve nötron radyasyonlarını zayıflatma özellikleri incelenmiştir. Çalışmamızda yerli üretim olan 8 farklı granit numune incelenmiştir. Bunlar, Giresun Vizon, Aksaray Pembe, Bergama Gri, Çanakkale Gri, Kozak, Aksaray Yaylak, Hisar Yaylak ve Balaban Yeşil granit numuneleridir. Çalışmanın deneysel bölümünde, gama ve nötron geçirgenlik tekniği prensibine uygun olarak, dar demet geometrisinde çalışılmıştır. Gama ölçümlerinde radyasyon kaynağı olarak 137Cs ve 60Co radyoizotoplarından yararlanılmıştır. Böylece 662 keV, 1173 keV ve 1332 keV enerji değerlerinde çalışılmıştır. Gama ölçümleri, NaI (Tl) sintilayon dedektörü ve çok kanallı analizörden oluşan dijital gama spektrometre sisteminde gerçekleştirilmiştir. Çalışmamızda nötron ölçümleri için İstanbul Teknik Üniversitesi, Enerji Enstitüsü, TRIGA Mark-II Reaktör holünde bulunan Pu-Be nötron kaynağı kullanılmıştır. Nötron ölçümleri, farklı granit kalınlıkları için Polimaster marka dedektörle alınmıştır. Deney sonuçlarını sınamak amacıyla granit blokların gama radyasyonu için kütle zayıflatma katsayıları WINXCOM bilgisayar programı kullanılarak hesaplanmıştır. Nötronların teorik hesabı Nötron Araştırma Merkezi'nin internet ortamında yayınladığı NCNR uygulaması ile gerçekleştirilmiştir. Nötron ve gama radyasyonu teorik hesapları için gerekli olan kimyasal analiz işlemi XRF tekniği kullanılarak gerçekleştirilmiştir. Deneysel ve hesaplamalı olarak elde edilen sonuçlar mukayeseli olarak değerlendirilmiş ve uyum içinde oldukları görülmüştür.
B2O3 hedefin 103-127 keV enerjili protonlar ile bombardımanı sonucu gerçekleşen 11B(p,α)2α reaksiyonunun kısmi diferensiyel tesir kesitlerinin ölçülmesi
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.
Erken Bizans Dönemi Theodosius liman şehri seramik buluntularının nükleer tekniklerle incelenmesi
Bu çalışmada, Türkiye Cumhuriyeti Ulaştırma Bakanlığı ile İstanbul Büyükşehir Belediyesi Marmaray ve Metro projeleri kapsamında Yenikapı kazılarında ele geçen, Erken Bizans Dönemine ait 33 adet etütlük seramik buluntusunun iç astar ve bezemelerinin kimyasal kompozisyonları nükleer teknikler kullanılarak belirlenmiştir. Etütlük seramik buluntular, Kültür Varlıkları ve Müzeler Genel Müdürlüğü İstanbul Arkeoloji Müzesi Müdürlüğü'nün özel izni ile alınmış ve incelenmiştir. Seramik buluntuların iç astar ve pigmentlerinin kimyasal kompozisyonları, enstrümental nötron aktivasyon analizi (INAA) ve enerji dağılımlı X-ışını floresans spektrometresi (EDXRF) ile belirlenmiş ve dönemin seramik teknolojisine ilişkin bilgiler elde edilmeye çalışılmıştır. Erken Bizans dönemi seramik buluntularının majör element içeriklerinin %50-70 SiO2, %10-34 Al2O3, %2-6 FeO, %1-5 MgO, %1-5 K2O, %2-20 CaO olduğu saptanmıştır. Seramiklerin kimyasal kompozisyonlarında K, Mg gibi alkaliler içermesi, alkali ihtiva eden kil grubuna girdiklerini göstermektedir. Erken Bizans Dönemi tüm seramiklerine sırlamanın uygulandığı, ve sırlanmamış seramiklerin rağbet görmediği bilinmektedir. Bizans seramiklerinde kullanılan sır, kurşunlu sırdır ve bu sır özellikle kurşun oksitten oluşmaktadır. Seramiklerin sırlı yüzeylerinin elementel bileşimindeki kurşun oranının; sırlı olmayan iç kısımlarına nazaran yaklaşık 40 kat daha yüksek olduğu saptanmıştır. Bu sonuç, bu dönemde kurşun zehirlenmesi olasılığının yüksek olduğunu göstermektedir. Analizler sonucu saptanan S içeriği, seramik buluntularında kalker ve alçı taşı mineralinin varlığının bir göstergesidir. 31, 32, 33, 38, 40 ve 42 No.lu seramik örneklerindeki kükürt miktarının, diğer seramik buluntularına göre daha düşük olması bu seramiklerinin hammaddesinin ve kaynağının diğerlerinden farklı olduğunun belirtisidir. Seramik buluntuların kalsit (CaCO3) içerikleri değişiktir. 2, 10, 12, 19, 20 ve 24 No.lu seramik buluntularında kalsiyum içeriği oldukça yüksek saptanmıştır. Magnezyum bileşikleri, kalkerin oluşumu ve oluşumundan sonraki başkalaşmanın etkisi ile dolomit (CaMgCO3) ve manyezit (MgCO3)'in seramiğin yapısında bulunmasından ileri gelmektedir. Seramik buluntularında saptanan MgO içeriği %1 ila %6 arasında değişmektedir. Bu sonuç, seramiklerin yapısında değişen oranlarda kalker olduğunu göstermektedir. Bu dönemde, seramik pişirme tekniğinin henüz çok gelişmediği hala düşük sıcaklıkta (<700 oC) pişirmenin yaygın olduğu söylenebilir. Seramik buluntuların kimyasal kompozisyonları, Minitab 17.0 istatistiksel analiz programı kullanılarak, istatistiksel olarak değerlendirilmiş ve benzer özellik gösteren seramikler tanımlanmıştır. Yapılan istatistiksel analiz değerlendirmelerine göre 6 adet kümeleme oluşmuştur. Küme 1 ve 2 için iki seramik, Küme 3 için on iki seramik, Küme 4 için dört seramik, Küme 5 için iki seramik ve Küme 6 için beş seramik örneğinin aralarında gruplaştığı görülmüş ve her bir kümenin kendi içinde ve diğer kümelerle olan ilişkisi gösterilmiştir. Sonuçlara göre; benzerlik oranı en çok olan seramikler 31 ve 33 No.lu seramikler %96 şeklinde olmuştur. Bunun yanında, 30, 35 ve 40 No.lu seramikler üçlü bir bağlantı oluşturmak üzere kendi içinde %92 oranında bir benzerlik göstermiştir. 2 ve 20 No.lu seramikler ise %94 oranında benzerlikleriyle dikkat çeken kümelerin başında gelmiştir. %63 en az benzerlik oranı ve kümeleme açısından birbirleriyle en az bağlantısı olan küme 11 ve 32 No.lu seramiklerin oluşturduğu Küme 5'tir. Elde edilen verilerden, seramik buluntuların hammadde içerikleri ve özellikleri, pişirilme sıcaklıkları, sır bileşimleri ve özellikleri gibi tarihe ışık tutacak ve yapıldıkları dönemi karakterize eden ve dönemin teknolojisini aydınlatmaya yarayacak bilgiler değerlendirilmiştir.
İstanbul Neolitik Çağ canlılarının nötron aktivasyon analizi ile ıncelenmesi
In the study, the shells of Gastropods, Mytilus galloprovincialis, Acanthocardia spinosa, Ostrea edulis, several fish vertebras as well as a tortoise shell were analyzed by Neutron Activation Analysis. Results were compared to those from the literature to contribute some subjects such as Istanbul's oldest animals lived in Neolithic age by evaluation of the results. Findings were collected from various depths on Marmaray Site from Marmaray-Metro Project Archaeological Excavations at Yenikapı, Istanbul. Neutron Activation Analysis technique was applied by irradiation of samples at the TRIGA Mark II Research Reactor of the Atominstitut of Vienna Technical University. In this frame concentrations of Na, K, Sc, Cr, Fe, Co, Ni, Zn, As, Rb, Sr, Zr, Sb, Cs, Ba, La, Ce, Nd, Sm, Eu, Tb, Yb, Lu, Hf, Ta, W, Th and U elements were determined. The distribution of the elements in the shells was categorized into three groups. Of these, first 7 elements (Na, K, Fe, Co, Cr, Ni, and Zn) were grouped together because of their contribution to living organisms. Their average concentrations changes from 0,243 to 11,33 mg/kg. Second ten elements (Sc, As, Rb, Sr, Zr, Sb, Cs, Ba, Hf, and Ta) are not essential to living organisms, nevertheless may provide additional information regarding e.g. pollution of the sea with further discussion. Their concentrations are between 0,016 and 3,142 mg/kg. The remaining ten elements consists from Lanthanides and Actinides (La, Ce, Nd, Sm, Eu, Tb, Yb, Lu, Th and U) which often called "Rare Earth Elements (REE's)" are the most commonly investigated elements with NAA. Their average concentration varies between 0,078 and 5,523 mg/kg throughout species. The main contribution of Zn and U comes from fish bones and tortoise shell in accordance with the differences in chemical composition between shells and bones of marine animals. The characteristics of the 27 elements were studied separately in samples. It is known that, in mollusk taxonomy, the elements have unique values. In other words, element concentrations in various mollusk shells depend mainly on the taxonomic characteristics of mollusks. In different bionomic environments, various element distributions of the same species are attributed to the different geochemical characters of the each environment. Considering that the organisms are the most active and deterministic factors of the environment, data obtained in this study will serve as a database for future research.
Türkiye farklı bölge mermerlerinin doğal radyoaktivite ve yıllık etkin doz eşdeğerleri
Başta inşaat sektöründe olmak üzere mermer, Türkiye'de de sıkça kullanılan doğal taşlardandır. Gezegenimizin varoluşundan bu yana mevcut bulunan radyoaktif elementler toprak ve doğal taşlarda bulunan radyoaktivitenin başlıca sebebidir. Bu bağlamda yaygın olarak kullanılan bu doğal taş çeşidinin de doğal radyoaktivite değerlerinin saptanması, insan sağlığına zararının olup olmadığının belirlenmesi için oldukça önemlidir. Bu çalışmada, Türkiye'nin çeşitli bölgelerinden alınmış 12 farklı mermer örneğinin doğal radyoaktivite konsantrasyonları incelenmiştir. İnşaat sektöründe yaygın olarak kullanılan bu örneklerin absroblanan gama doz hızı, radyum eşdeğer aktivitesi, gama indeksi ve yıllık etkin doz eşdeğeri parametreleri de hesaplanmıştır. Doğal radyoaktivite konsantrasyonunun saptanması için gerekli ölçümler yüksek saflıkta germanyum dedektörü kullanılarak yapılmıştır. Doğal olarak mermerlerin yapısında bulunan elementler 238U, 235U ve 232Th seri bozunumunun ürünleridir. Ayrıca 40K da yine mermerlerin yapısında mevcuttur. Bu sebeple yapılan bu çalışmada, 226Ra, 232Th ve 40K radyonüklidlerinin aktivite konsantrasyonları incelenmiştir. İncelenen mermer örneklerinin 226Ra, 232Th ve 40K radyonüklidlerinin aktivite konsantrasyonları sırasıyla 4 Bq/kg - 163 Bq/kg, 13 Bq/kg – 184 Bq/kg, 2 Bq/kg – 642 Bq/kg aralığında bulunmuştur. İncelenen radyonüklitler için hesaplanan ölçüm sisteminin algılanabilir en düşük aktiviteleri 86400 s ölçüm süresi için sırasıyla 226Ra, 232Th ve 40K için 1, 1 ve 2 Bq/kg olarak elde edilmiştir. Radyum eşdeğer aktivite sonuçlarının 1 Bq/kg – 345 Bq/kg aralığında olduğu saptanmıştır. Hesaplanan gama indeks değerleri 0,008 - 3,168 aralığındadır. Absorblanan gama doz hızı değerleri hesaplandığında sonuçların 0,181 nGy/sa - 257,168 nGy/sa aralığında olduğu görülmüştür. Yıllık etkin doz eşdeğeri sonuçları ise 0,0009 mSv/yıl - 1,2624 mSv/yıl aralığında değişkenlik göstermektedir. Toplam alfa aktivite konsantrasyonu değerleri 22-77 Bq/kg aralığında değişmektedir. Toplam beta aktivite konsantrasyonu değerleri ise 25-283 Bq/kg aralığında değişmektedir Birleşmiş Milletler Atomik Radyasyonun Etkileri Bilimsel Komitesi'nin belirlediği sınırlar doğrultusunda sonuçlar değerlendirildiğinde radyum eşdeğer aktivite değerlerinin 370 Bq/kg'ı aşmaması beklenmektedir. Bu bağlamda çalışmada kullanılan mermer örneklerinin radyum eşdeğer aktivite değerleri üst sınırın altında kalıp, kullanılabilirliği uygun olarak bulunmaktadır. Yıllık etkin doz eşdeğerinin ise 1 mSv/yıl limitini aşmaması beklenmektedir. Hesaplamalar neticesinde elde edilen değerler bu sınırı aşmamaktadır ve tüm mermer örnekleri yıllık etkin doz eşdeğeri için değerlendirildiğinde, inşaat sektöründe kullanıma uygun bulunmaktadır. Gama indeksleri 12 örnekten 10'u için 0.5'ten küçük olarak hesaplanmıştır. Bu sonuca bağlı olarak yıllık etkin doz eşdeğerinin 0.3 mSv/yıl veya daha az olduğu yorumu yapılabilmektedir. Çalışmada kullanılan mermer örnekleri için alınan sonuçlar ve yapılan hesaplamalar sonucunda bina yapımında kullanılan bu mermerlerdeki radyoaktivite değerlerinin Birleşmiş Milletler Atomik Radyasyonun Etkileri Bilimsel Komitesi'nin belirlediği doz sınırlarını aşmadığı ve yapı malzemesi olarak kullanılmasının insan sağlığı için bir risk faktörü olmadığı saptanmıştır.
Cam bilyelerle oluşturulan gözenekli ortamın radyasyonu zayıflatma özellikleri
Bu yüksek lisans tez çalışmasında, çeşitli çaptaki cam bilyeler ile düzenli, dağınık ve irili ufaklı gözenekli ortam modelleri oluşturularak gama geçirgenlik tekniği ile gözenekli ortamların gözeneklilik yapıları ve radyasyonu zayıflatma özelliklerinin incelenmesi amaçlanmıştır. Gama geçirgenlik tekniği, geniş uygulama alanı bulunan tahribatsız bir yöntemdir. Ölçüm yapılacak malzeme kaynak ile dedektör arasına yerleştirilir, malzemeye gelen radyasyon şiddeti ile çıkan radyasyon şiddetinin sonuçları birarada değerlendirilir. Gama geçirgenlik tekniği, bilimsel çalışmalardan başka, sanayide, tıpta ve tarımda kullanılmaktadır. Sanayide demir, çelik gibi metallerin kalınlık ölçümlerinde, tıpta görüntüleme cihazlarının temelinde gama geçirgenlik yöntemi yer almaktadır. Tarımda ise toprağın suyu tutması ve gözenekliliği gibi araştırmalarda faydalanılmaktadır. Gözenekli ortamlar, akciğerlerimizden dokulara, ekmekten tahtaya kadar doğada birçok malzemede karşımıza çıkmaktadır. Gözenekli ortamların, yalıtım malzemeleri, filtreler, ses ve ısı emilimi, gemi, uzay, uçak ve otomotiv endüstrisi olmak üzere birçok alanda kullanımları vardır. Gözenekli malzemeler, hafif yapılar olmaları, enerji emiliminin yüksek olması ve yüksek performansı ucuza sağlamaları nedeniyle tercih edilirler. Öte yandan, küresel parçacıklarla oluşturulan gözenekli ortamlar en fazla çalışılan modellerdir. Özellikle kimya mühendisliğinde küresel parçacıklarla oluşturulan (paketlenen) gözenekli ortamların yapısal özelliklerinin ısı, kütle ve enerji transferi üzerindeki etkisi önem kazanmaktadır. Bu nedenle bu tip yapıların özelliklerinin iyi bilinmesi gerekmektedir. Bu yüksek lisans tez çalışmasının amacı, cam bilyelerle oluşturulacak gözenekli ortamların radyasyon zayıflatma özelliklerinin incelenmesi ve böylece zırh malzemesi olarak kullanılabilirliklerinin araştırılmasıdır. Ayrıca bilyelerle oluşturulan ortamların gözenek dağılımlarının belirlenmesi hedeflenmiştir. Çalışmada, gözenekli ortam olarak üç farklı çaptaki cam bilyeler, pleksiglas kaplar içerisine yerleştirilerek, oluşturulan yedi farklı gözenekli ortam modeli kullanılmıştır. İlk olarak kuru modeller için gamaışını geçirgenlik ölçümleri yapılmış, daha sonra modeller suya doyurularak aynı ölçüm işlemleri tekrarlanmıştır. Tüm modellerde, sayımlar iki seviye ve sekiz farklı nokta olmak üzere alınmıştır. Daha sonra iki farklı model kullanılarak kalınlık ölçümü yapılmış ve gözenekli modellerin radyasyon zayıflatma kalınlıkları incelenmiştir. Ölçümler, dar demet geometrisini sağlayan kolimatörler, NaI(Tl) sintilasyon algılayıcısı ve çok kanallı analizör kullanılarak gerçekleştirilmiştir. Her ölçümün başında kaynak kolimatöre yerleştirilen 60Co radyoizotopunun malzeme yokken üç kez ard arda sayım alınarak kaynak sayımı elde edilmiştir. Daha sonra sırasıyla M1-7 modelleri kolimatörler arasına yerleştirilerek ard arda sekiz farklı noktadan üçer kez olmak üzere sayımlar alınmıştır. Malzeme kalınlığı olarak kabın kalınlığı alınmış ve lineer zayıflatma katsayısı hesaplanmıştır. Gözeneklilikleri bulunmak istenilen modeller, su ile doyurularak aynı ölçüm işlemleri tekrarlanarak sayımlar alınmıştır. Literatürde bulunan denklemler kullanılarak her bir nokta için yerel gözeneklilik hesabı yapılmış ve tablolarla verilmiştir. Bunun yanı sıra en iyi zayıflatmaya sahip olan iki model seçilerek, kalınlık ölçümü iki seviyeden yapılmış, kalınlığa bağlı radyasyonun zayıflaması grafiklerle verilmiştir.
Yenikapı kazı buluntularındaki Neolitik ve Erken Bizans Dönemi insan kemiklerinin X-ışını floresans yöntemi ile karakterizasyonu
2004 yılında başlayan Yenikapı Marmaray metro inşaatı sırasında günümüz deniz seviyesinden 13 metre aşağıya kadar olan 52 bin metrekarelik alanda İstanbul'un tarihini değiştirecek Neolitik Çağa ve Bizans Dönemine ait arkeolojik buluntulara rastlanmıştır. 8500 yıldır uykuya yatan İstanbul tarihini uyandırıp gün ışığına çıkaran bu buluntular üzerinde yapılacak ilgili çalışmalar, İstanbul'un geçmişini yeniden yazmaya yardımcı olacaktır. Bu çalışmada, Yenikapı metro Marmaray kazıları sırasında çıkarılan Neolitik ve Bizans Dönemine ait arkeolojik insan kemikleri incelenmiştir. X-ışını floresans yöntemi ile kemiklerdeki Al, Ba, Ca, Cu, Fe, K, Mg, Mn, P, Pb, S, Se, Si, Sr, V, Zn elementleri analizlenmiştir. Sonuçlar, günümüz insan kemikleri ile kıyaslanarak Neolitik ve Bizans dönemlerine ait yeme-içme alışkanlıkları, olası hastalıkları, kullandıkları teknolojiler ve günlük yaşantıları ile ilgili dönem karakterizasyonu yapılmıştır. Elde edilen sonuçlara göre, Ca/P oranının yüksek olması sebebiyle kemiklerdeki diyajenize sürecin ileri düzeyde olduğu tahmin edilmektedir. Bitkisel kaynaklı elementler olan Ba, Mn ve Sr ve hayvansal kaynaklı elementler olan V, Cu ve Zn konsantrasyonlarının değişimleri günümüz insan kemiğindeki element konsantrasyonları ile normalize edilmiş ve paralel koordinatlar grafiği ile değerlendirilmiştir. Neolitik dönemden Bizans dönemine geçiş döneminde kemiklerde Ba, Mn ve V miktarının azaldığı, Sr miktarının çok az arttığı ve Cu ve Zn miktarının daha çok arttığı görülmüştür. Neolitik Çağ, Bizans Dönemi ve günümüz insan kemiklerinde Pb değerleri arasında Bizans dönemine ait kemiklerde 100 kat fazla Pb miktarı tespit edilmiştir. Neolitik ve Bizans dönemi insanları günümüz insan kemiği ile normalize edildiğinde Al, Fe, K, Mg, S ve Si miktarlarında düşüş görülmektedir. Ca ve P'un yaklaşık olarak aynı kaldığı ve Se miktarının ise arttığı görülmüştür. Bu elementlerdeki değişimlerin beslenme alışkanlıkları, çeşitli hastalıklar ve kullanılan teknolojilerle açıklanabilmesinin yanında, dönem arkeojeolojisi hakkında bilgi vermektedir. Bu çalışma, Neolitik Çağa ve Bizans Dönemine ait arkeolojik kemik buluntular hakkında merak uyandıran soruların cevaplandırılması kapsamında Yenikapı Marmaray Metro Projeleri Arkeolojik Kazılarının değerlendirilmesi için gerek duyulan laboratuvar incelemeleri ile desteklenmesi ihtiyacını karşılamıştır. Bu nedenle, sonuçlar bu kapsamda yapılacak diğer arkeolojik çalışmalar için veritabanı oluşturacağından önem arz etmektedir.
Türkiye farklı bölge kömürleri için radyoaktivitenin nükleer tekniklerle incelenmesi
Bu yüksek lisans tez çalışmasının amacı Türkiye de bulunan taşkömürü ve linyit kömürlerinde doğal radyoaktivite ve safsızlıkların analiz edilip, literatüre katkıda bulunması ve linyit ve taşkömürü kömürleri arasında doğal radyoaktif elementler ve safsızlıklar arasındaki farkın irdelenmesidir. Bu çalışmada Türkiye'nin çeşitli bölgelerinden toplanan taşkömürü ve linyit kömürü örnekleri kullanılmıştır. Çalışma kapsamında; Soma İnbat, Tunçbilek, Dursunbey, Afşin Elbistan ve Zonguldak Kozlu kömür madeni ocaklarından çıkarılan ham kömür örnekleri toplanılmıştır. Toplanan bu örnekler iki farklı nükleer analiz tekniği ile incelenmiştir. Örneğin içindeki elementlerin tayini için X-ışını floresansı (XRF) spektrometresi kullanılırken, doğal radyoaktivite ölçümleri için gama spektroskopisi sistemi kullanılmıştır. Düşük kalorili linyit ve yüksek kalorili Zonguldak taşkömürünün doğal radyoaktiviteleri ölçülmüş ve nükleer tekniklerle karakter analizleri yapılmıştır. Minör ve eser elementler Al, As, Ba, Br, Cd, Cr, Ce, Cu, Fe, K, Mn, Hg, Ni, S, Sb, Se, Si, Pb, Ti, U, Th, V, Zn örnek içinde olduğu düşünülen elementlerdir. Çeşitli malzemelerdeki doğal radyoaktiviteye neden olan radyonüklitlerin belirlenmesini sağlayan gamma spektroskopisi yönteminin kömürde uygulanmasıyla, kömür örneklerinin uranyum, toryum ve potasyumdan kaynaklı doğal radyoaktivitesinin karakterizasyonu ve XRF spektroskopisi ile de örneklerin içinde bulunan eser elementlerin karakterizasyonu yapılmıştır. Kömür temel olarak organik maddeler, mineraller ve sudan oluşan çökelmiş bir kayaç tipidir. Bitki ve diğer organik maddelerin bataklık alanlarda birikmesi sonucu oluşan tabakaların değişime uğraması sonucu oluşmaktadır. Kömürler organik olgunluklarına göre linyit, altbitümlü kömür, bitümlü kömür ve antrasit tiplerine ayrılırlar. Bitümlü kömür tipleri taşkömürü olarak adlandırılmaktadır. Kömürün kullanımı ısı üretimi için basitçe yakılmasından, gaz/sıvı yakıtlar ve kimyasal hammadde için kopleks oksidasyona kadar pek çok alanda gerçekleşmektedir. Kömür yakımından elde edilen ısı önceleri evsel ihtiyaçlar için kullanılırken, endüstriyel devrimin başından 1950 lere kadar kömür endüstiryel uygulamalar ve ulaşım araçları için ana yakıt olarak kullanılmıştır. Yakıt olarak kullanılımın dışında, kömür yapım işlerinde ve endüstriyel ürünlerde gerekli olan maddelerin üretiminde de kullanılmaktadır. Kömürün kullanımı sonucunda çevreye ve insan sağlığına zararlı bazı elementler ortaya çıkar. Kullanılan kömürün içindeki elementlerin bilinmesi, insan sağlığı ve çevre açısından önemlidir. Ayrıca kömür içinde bulunan U-238, Th-232 ve K-40 elementleri sebebiyle belli bir miktar doğal radyoaktiviteye sahiptir. Doğada bulunan uranyum, toryum ve be elementlerin bozunum ürünleri ve potasyum doğal radyasyona sebep olurlar. Teknolinin gelişimi ile çeşitli tıbbi ve endüstriyel uygulamalar nedeniyle yapay radyasyona maruz kalınmasına rağmen doğal kaynaklardan gelen radyasyon, insanoğlunun en çok maruz kaldığı radyasyon kaynağıdır. Çeşitli teknolojik uygulamaların kullanımı ile içerisinde doğal radyasyon kaynakları bulunan malzemelerin insanların yaşam alanlarının içinde veya yakınlarında yoğunlaşması ile, doğal radyasyon kaynaklarından alınan doz insan sağlığına etki edecek seviyelere gelebilir. Bu nedenle endüstriyel uygulamalarda kullanılan malzemelerin doğal radyoaktivitelerinin bilinmesi önemlidir. U-238, Th-232 ve K-40 izotoplarının karakteristik gama pikleri düşük seviyeli radyoaktivite ölçüm sisteminde ölçülmüştür. Ölçülen bu piklerden, U-238, Th-232 ve K-40 izotoplarının ayrı ayrı oluşturduğu aktiviteler hesaplanıp, kömür örneklerinin doğal radyoaktivileri bulunmuştur. Doğal radyoaktivite ölçümleri için; toplanan kömür örnekleri öğütülüp silindirik kaplara ve marinelli kaplarına konularak 40 gün kadar bekletildikten sonra düşük seviyeli radyasyon ölçme laboratuvarında ölçülerek gama spektroskopik analizleri gerçekleştirilmiştir. Gamma spektroskopisi ölçümlerinde, geometri ve doğal ortam radyasyonundan kaynaklı hataların ölçüm sonuçlarına etkisi belirlenip, gerekli düzeltmeler yapılmıştır. Standard kaynaklar ile sistemin enerji kalibrasyonu yapıldıktan sonra sistemin verim eğrisi çıkarılarak uranyum, toryum ve potasyum radyonüklidlerinin ölçümlerindeki verim değerleri bulunmuştur. Örnekler aynı zamanda enerji ayrımlı XRF sistemi ile analiz edilmiş, örnek içinde bulunan elementlerin konsantrasyonu belli bir hatayla tespit edilmiştir. Kömür içindeki doğaya ve insan yaşamına zararlı elementler tehlike değerlerine göre sınıflandırarak, örnek içindeki miktarları tablolar halinde verilmiştir. Bu analizler Türkiye'de bulunan iki ana kömür çeşidi olan linyit ve taşkömürü kömürleri için yapılmıştır. Buna göree çevreye zararı yüksek As ve Pb elementleri tüm kömür örneklerinde eser olarak bulunurken, bir örnekte eser olarak Hg elementine rastlanılmıştır. Genel olarak, linyit örneklerinin doğal radyoaktivitelerinin taşkömürü örneklerine göre daha fazla olduğu gözlemlenmiştir. Th-232 kaynaklı aktivite örnekler arasında çok fazla farklılık göstermezken, K-40 aktivitesinin örnekler arasında büyük farka sahip olduğu görülmüştür. XRF sonuçları ve gama spektroskopisi sonuçları birlikte değerlendirildiğinde Uranyum, Toryum ve Potasyumun XRF tekniği ile elde edilen konsantrasyonları gama spektrumu analizlerinden elde edilen sonuçlar ile her zaman örtüşmediği dolayısıyla, doğal radyoaktivitenin yorumlanmasında XRF analizlerinden alınan verilerin yeterli olamayacağı sonucuna varılmıştır.
Gama ışınlarına maruz kalmış ZrO2 ince filmlerin karakterizasyonu
Zirkonyum oksit veya zirkonya (ZrO2) ince film, yüksek termal ve mekanik direnç, yüksek korozyon direnci, yüksek dielektrik sabiti, yüksek kırılma indisi ve mor ötesi-görünür-kızıl ötesi bölge olmak üzere geniş aralıkta optik saydamlık gibi eşsiz özelliklerinden dolayı son zamanlarda dikkat çeken zehirli olmayan inorganik bir malzemedir. Bu nedenle, ZrO2 ince film kaplamalar, teknolojik uygulamalar ve sanayide geniş kullanım alanı bulmaktadır. Ayrıca, ZrO2 ince filmlerin sahip olduğu bu üstün özelliklerinin daha da geliştirilmesi için araştırmalar devam etmektedir. ZrO2 ince filmler sahip olduğu bu optik, elektrik ve kimyasal özelliklerinden dolayı, güneş pillerinde yansıtıcı ve yansıtıcı olmayan optik kaplamalar, optik yükseltici, fotonik aletler gibi optik uygulamalarda, yakıt hücreleri, jet ve dizel motorlar gibi yüksek sıcaklık uygulamalarının söz konusu olduğu termal bariyer kaplamalarda, oksijen hassasiyetinden dolayı sensör teknolojilerinde, yüksek dielektrik sabiti, düşük kaçak akım gibi gibi elektrik özelliklerinden dolayı yarı iletken teknolojisinde tercih edilen bir malzemedir. Ayrıca, hem termal kararlılığı hem de radyasyona karşı direnci sayesinde de nükleer rekatör yakıt hücrelerinde de kullanılmaktadır. Söz konusu yüksek lisans tez çalışmasında, ZrO2 ince filmler, sol-jel daldırma yöntemi ile soda kireç silika cam taşıyıcılar üzerinde kaplanmıştır. Daha sonra Co-60 radyoizotop kullanılarak gama ışınlarına maruz bırakılmıştır. Gama radyasyonu ile ışınlama ZrO2 ince filmlerin yapısal özelliklerini etkilediğinden, bu etkileşimi belirleyebilmek için dört farklı soğurulma doz seviyesi uygulanmıştır. Gama ışınları ile ışınlama işleminden sonra ZrO2 ince filmlerin yapısal özelliklerindeki değişimler taramalı elektron mikroskobu ile belirlenmiştir. Doz artışına bağlı olarak değişimler detaylı olarak incelenmiştir. ZrO2 ince filmlerin yapısal özelliklerindeki değişim optik özellikleri de etkilemiştir. Bu nedenle, ZrO2 ince filmlerin optik özelliklerindeki değişimler 190–1100 nm dalga boyu aralığında PG Instruments T80 UV-Vis-NIR spektrofotometre ile belirlenmiştir. ZrO2 ince filmlerin soğurulan doza bağlı olarak geçirgenlik, yansıtıcılık ve soğurma eğrilerindeki ve optik sabitleri (kırılma indisi, söndürme ve soğurma katsayısı)'ndeki değişimler ayrıntılı olarak analiz edilmiştir. Ayrıca, optik yoğunluk, elektronik geçiş özellikleri ve optik bant aralıkları belirlenmiştir. ZrO2 ince filmlerin yüzey özelliklerinin ışınlamaya bağlı olarak değişimi belirlemek adına da temas açısı ölçümleri alınmıştır. Soğurulan doza bağlı olarak hidrofilik yapısındaki değişim değerlendirilmiştir. Ayrıca ZrO2 ince filmlerin, soğurulan doza bağlı olarak gama ve beta ışınlarını geçirme özellikleri incelenmiştir. ZrO2 ince filmlerin gama ve beta ışınlarını zayıflatma katsayıları soğurulan doz artışına bağlı olarak detaylı bir şekilde belirlenmiştir. ZrO2 ince filmlerin morfolojik yapısını, optiksel özelliklerini etkileyen doz değeri ayrıntılı bir şekilde tespit edilmiştir.