Çevrimiçi element analizi yapan prototip cihazın çevresinde gama ışını ve nötron doz değerlendirmesi
The evaluation of gamma ray and neutron radiation doses in the vicinity of a prototype device engaged in on-line elemental analysis
Yazar: HANDAN YILMAZ
Danışman: PROF. DR. İSKENDER ATİLLA REYHANCAN
İstanbul Teknik Üniversitesi / Lisansüstü Eğitim Enstitüsü / Fizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı / Fizik Mühendisliği Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2024
Konu: Fizik ve Fizik Mühendisliği = Physics and Physics Engineering ; Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering ; İstatistik = Statistics
Dizin: Doz-cevap ilişkisi-radyasyon = Dose-response relationship-radiation ; Gama radyasyonu = Gamma radiation ; Görsel haritalama = Visual mapping ; Nükleer fizik = Nuclear physics ; Nükleer radyasyon = Nuclear radiation ; Radyasyon fiziği = Radiation physics ; Üç boyutlu haritalar = Three dimensional maps

Özet:
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.

Abstract:
Radiation-emitting devices utilized in non-destructive elemental analysis are pivotal across diverse research domains. In systems employing radiation sources for non-destructive analysis, comprehending environmental dose values is crucial, particularly in relation to human health considerations. The International Commission on Radiological Protection (ICRP) and the International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) have defined specific limitations regarding permissible dose values. As per the recommendations of the International Union of Radiation Protection, an annual dose limit of 1 mSv is advised for individual members of the public.
The selection of radiation sources within analytical systems significantly influences the assessment of environmental dose. Mitigating radiation effects around analyzers involves the strategic implementation of radiation shielding, utilizing materials specifically designed to attenuate the impact of the radiation source. Prior to deploying analyzers in physical environments, meticulous computational calculations play a crucial role. Monte Carlo simulations stand out as a prominent methodology for modeling radiation-material interactions in a computational environment.
Noteworthy simulation programs include EGSnrc, FLUKA, SimSet, PENELOPE, MCNP, GEANT4, GATE, GAMOS, and TOPAS. These simulations serve as instrumental tools in assessing and optimizing radiation shielding strategies before their practical implementation.
This research delves into the dose assessment of a prototype analyzer utilizing Californium (Cf-252) radioactive material. The selection of GEANT4 as the simulation program for device modeling is predicated on its robust physics models, which encompass a wide spectrum of energy ranges in particle and matter interactions. The principal aim of this investigation is to juxtapose the dose mapping performed through the Monte Carlo-based GEANT4 code with data obtained from experimental detectors.
At the Istanbul Technical University (ITU) Energy Institute, an experimental investigation was conducted to measure gamma ray and neutron dose values surrounding a prototype analyzer. The primary objective was to mimic the device's geometry within a simulation program. Employing a gamma detector (identiFINDER) and a neutron detector (ATOMTEX BDKN-02), iterative measurements were executed to obtain dose values. Subsequently, gamma ray and neutron dose maps were generated around the device by integrating these measurements with experimentally recorded values. This mapping process was conducted on five distinct surfaces encompassing the device, resulting in a total of ten maps for both gamma ray and neutron measurements.
The interpolation analysis method was utilized in constructing these maps, allowing the estimation of dose values at points where direct measurements were unavailable. Subsequent to the mapping phase, calculations were meticulously performed and documented to enable a comparative assessment of twenty specific points on each surface map with corresponding data generated by the simulation program.
The computation of gamma ray and neutron dose values involved replicating the precise geometry of the experimental setup using the GEANT4 simulation program. This simulation study comprised multiple stages, including geometry generation, specification of radiation sources, selection of physics models, and subsequent map analyses. The energy spectrum characterizing the radiation source, Cf, was configured based on the Mannhart spectrum. Physics models were derived from the Neutron Data Library database.
The mapping analyses were independently performed to assess gamma ray and neutron dose values at specified scoring sites situated on five distinct surfaces surrounding the device. This data collection process entailed the evaluation of 27,000 points within the scoring volume. To effectively visualize this extensive dataset across the five surfaces, the ROOT software program was utilized.
The comparison between the study conducted within the physical laboratory setting and the simulation executed in the computational environment (GEANT4) entailed the utilization of measurement uncertainties alongside comprehensive statistical analyses. Statistical parameters, including mean absolute error, root mean square error, mean absolute percentage error, R-square, and Pearson correlation coefficient, were computed to facilitate this analysis.
After conducting multiple measurements and systematically modifying the random number generation function, the measurement uncertainty in GEANT4 was established to be 0.000337. Meanwhile, distinct experimental measurement uncertainties were computed for five different surfaces. The standard deviation for gamma ray velocity varied between 0.03 and 0.05, while for neutron flow rate, it spanned from 0.0185 to 0.9792.
The comparison of experimental and simulation results involves the following concepts: In the thesis, the experimental study was conducted in a laboratory setting, while the simulation study was carried out in a computer environment. In the experimental study, the materials used in the laboratory setup and the prototype analysis device constitute the reference parameters, whereas in the GEANT4 simulation study, the programming language C++ serves as the reference parameter. Statistical analyses comparing the experimental and GEANT4 results have been computed.
A comprehensive analysis involved the creation of 10 distinct dose maps, meticulously tailored to align with both experimental data and GEANT4 measurements. Upon thorough scrutiny of the mapping results across 10 diverse surfaces, the Mean Absolute Error (MAE) exhibited a range between 0.0150 and 2.3345. Meanwhile, the Mean Absolute Percentage Error (MAPE) values were observed within the interval of 3.0728 to 21.1023. Root Mean Square Error (RMSE) values were computed, falling within the spectrum of 0.4239 to 3.4199, accompanied by R-squared values spanning from -0.0143 to 0.9966. The nearness of the R-squared values to unity underscored a precise simulation of the experimental outcomes.
Furthermore, the correlation coefficient, found to fluctuate between 0.4767 and 0.9982, corroborates the alignment between the experimental results and GEANT4 simulations. Importantly, the surface designated as the operator's working area complies with ICRP dose limits, maintaining an annual threshold below 1mSv. The determined equivalent dose rate for this surface stands at 0.948 mSv per year.