Nötron dozimetrisinde B4C ile filtreli LiF-TLD100kullanımının incelenmesi
Investigation of LiF-TLD100 use with B4C filter in neutron dosimetry
Yazar: İLKEM AYDOĞAN
Danışman: PROF. DR. AYHAN YILMAZER
Hacettepe Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2015
Konu: Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering
Dizin: Doz-cevap ilişkisi-radyasyon = Dose-response relationship-radiation

Özet:
Bu çalışmada, kişisel kullanımda izin verilen enerji aralıklarında, hem gama radyasyonu hem de nötron radyasyon dozunu belirlemek için detektör malzemesi olarak LiF-TLD100 filtre olarak da B4C malzemesi kulanılarak nötron dozimetresi tasarlanabilmesi amaçlanmıştır. Birinci kısımda termolüninesans (TL) özellik gösteren LiF-TLD100 malzemeden yapılmış silindir şeklindeki kristaller Am-Be nötron kaynağı içeren Türkiye Atom Enerjisi Kurumu'na ait ışınlama düzeneğinde, uygun enerji aralıklarını içerecek süreler dahilinde ışınlanmıştır. Işınlanan kristaller TLD okuyucuda değerlendirilerek kristalin içerisinde soğurulan radyasyon dozu belirlenmiştir. Aynı işlemler, ikinci kısımda LiF-TLD100 kristaller önüne doğal B-10 oranına sahip toz halindeki bor karbür malzemesinin sinterlenmesiyle oluşturulan levhalar yerleştirilerek tekrarlanmıştır. Termal ve epitermal nötronların tespiti için en verimli sürelerde gerçekleştirilen ışınlamalarda B4C levha filtreli numunelerin yanı sıra aynı setler içerisinde bir adet LiF-TLD100 tek başına konumlandırılmıştır. Bu sayede ölçümlerin birinci bölümdeki sonuçlarla paralelliği  gözlemlenmiştir. 
MCNP5 ve MCNP6 programları ile deney düzeneğinin simülasyonu gerçekleştirilerek kristal içerisinde soğurulan radyasyon dozu hesaplanmıştır. MCNP kodlarından elde edilen gama ve nötron radyasyon dozları hesaplamalarda ayrı irdelenmiştir. Deneysel verilerle hesaplama sonuçları kaynaktan doğrudan gelen toplam soğurulan radyasyon dozu değerinde tutarlılık göstermiştir. B4C malzemesinin kişisel nötron dozimetresinde uygun filtre malzemesi olarak kullanılabileceği tespit edilmiştir. Ayrıca, LiF-TLD100 detektörünün nötron dozimetresinde kullanılabilmesi için özellikle spesifik enerjilerde yapılan inceleme sonrası nötron parçacığına duyarlılığı gözlemlenmiştir.

Abstract:
In this study, in terms of determination of gamma and neutron radiation doses which are in allowed energy ranges in personal usage with the aim of designing of neutron dosimetry, LiF-TLD100 has been used as detector material, when B4C material has been used for filtration. In the first part of the study, cylindrical crystals made by LiF-TLD100 material, which has feature of TL, were irradiated by Am-Be neutron source where is in an irradiation facility, which belongs to Turkish Atomic Energy Agency, within the time periods that has appropriate energy regions.  As the irradiated crystals were measured with TLD reader, the absorbed radiation dose in the crystal was determined. The same procedures were repeated in the second part locating the plates in front of LiF-TLD100 crystals, which are made sintering boron carbide that includes natural rate of B-10. Performing irradiation with most efficient time periods in order to specify thermal and epithermal ranges of neutrons, one piece of LiF-TLD100 was located alone into the same sets besides samples with B4C ones. Thus, some similarities have been observed along with results in the first part. 
The absorbed radiation dose into the crystal was calculated modeling similar experiment set up simulating by MCNP5 and MCNP6 programs. Gamma and neutron radiation doses getting from MCNP codes were investigated separately in the calculations. When looking at the total amount of absorbed doses getting from the source directly, consistency between experimental values and calculated values were specified.  According to study, the B4C material could be used as a filter in usage of personal neutron dosimetry. Moreover, the limits of sensitivity to neutron particle of LiF-TLD100 detectors could be provided in order to use in neutron dosimetry.