Radyasyon kalkanı özelliğine sahip çimento esaslı kompozit kaplama malzemesi üretimi
Manufacturing of cement based composite coating materialwith radiation shield feature
Yazar: GÜLSÜM SAĞLAM ÇİTOĞLU
Danışman: PROF. DR. FUAT KÖKSAL
Yozgat Bozok Üniversitesi / Lisansüstü Eğitim Enstitüsü / İnşaat Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Doktora, 2021
Konu: İnşaat Mühendisliği = Civil Engineering

Özet:
Bu çalışmada farklı agregalar ile üretilen çimento esaslı kompozit malzemelerin kurşun madenine alternatif kaplama malzemesi olarak kullanılabilirliği araştırılmıştır. Elde edilen kaplama numuneleri, nükleer santrallerde, sığınaklarda, radyasyonla çalışılan laboratuvarların duvarlarında (X-, γ- ışını ve nötron laboratuvarı) hastanelerin radyoloji ve onkoloji servisi odalarının duvarlarında ve saldırı anında oluşabilecek olası radyasyon sızıntısından korunmak amacıyla zırh malzemesi olarak kullanılabilir. Bu amaçla barit, selestit, kolemanit, manyetit, hematit, limonit, silis dumanı ve vermikülit agrega olarak seçilmiş ve çimento bağlayıcı ile kaplama malzemeleri üretilmiştir. Çalışma deneme üretimi, kaplama numunelerinin üretimi, fiziksel ve mekanik kontrol deneyleri ve radyasyon geçirgenlik deneyleri olmak üzere üç aşamada gerçekleştirilmiştir. Deneme üretimi aşamasında min. su ve min. boşluk düşünülerek karışım dizaynları yapılmış ve optimum W/C oranı tespit edilmiştir. Harç karışım kuralları dikkate alınarak harç içerisindeki agrega, çimento, su ve katkı maddesi miktarı hacimce ve ağırlıkça miktarları her bir kaplama numunesi için hesaplanarak asıl üretimlere geçilmiştir. Farklı basınçlarda tuğlaya şekil vermek amacıyla yapılan presleme yöntemi ile 22x11x5, 22x11x6, 23x12x5, 23x12x6 ve 25x25x12 cm boyutlarında kaplama harç numuneleri üretilmiştir. Üretilen kaplama numuneleri 28 gün boyunca standart küre tabi tutulduktan sonra fiziksel, mekanik, ısıl iletkenlik ve radyasyon deneylerinde kullanılmak üzere dış çapı 400 mm, diş kalınlığı 4 mm elmas soketli sulu yan kesme makinasında kesilmiştir. Belirli boyutlarda kesilerek hazırlanan kaplama numunelerine; fiziksel özellikler için birim ağırlık, su emme ve porozite, mekanik dayanımlarının belirlenmesi için basınç ve eğilme deneyleri yapılmıştır. Ayrıca kaplama numunelerinin ısı iletkenlik katsayısı (λh) değerleri tespit edilmiştir. Daha sonra üretilen kaplama numuneleri üzerinde 0.5, 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7 cm kalınlığa kadar belli enerjilerdeki nötron parçacıkları, X- ve γ -ışını için beton soğurganlıkları belirlenmiştir. X ışını lineer zayıflatma katsayıları, X ışını cihazının (ICM SiteX) 150 kiloVolt çalışma gerilimde ve 1 miliAmper hedef akımında yaydığı 150 keV enerjili X ışınları ve Geiger Müller (GM) tipi gazlı dedektörü bulunan doz ölçer ile ölçülmüştür. Gama ışını lineer zayıflatma katsayıları, Cs-137 radyoizotopunun yaydığı 662 keV enerjili gama ışınları ve NaI(Tl) sintilatör tipi detektör ile ölçülmüştür. Termal nötron lineer lineer zayıflatma katsayıları ise; Howitzer (Nuclear Chicago NH-3) içinde bulunan Pu-Be nötron kaynağı (1.85x1011 Bq) kullanılarak örnekten geçen 0,025eV kinetik enerjili nötronlar He-3 nötron detektörü ile ölçümler yapılarak belirlenmiştir. Ayrıca harç içerisindeki agrega, çimento, su ve katkı maddesinin kimyasal bileşik konsantrasyon miktarları her bir harç örneği için XCOM programına girilerek 150 keV ve 662 keV enerjiler için teorik kütle azaltma katsayıları belirlenmiş ve deneysel olarak bulunan lineer ve kütle azaltma katsayıları ile karşılaştırılmıştır. Üretilen kaplama numunelerinin fotonlar ve nötron için radyasyon demeti şiddetini onda bir ve yüzde bir değerine düşüren zırhlama malzemesine özgü kalınlığı (TVL ve 2TVL), yarı kalınlık değeri (HVL) ve 1 mm kurşun eş değerleri hesaplanmıştır. Sonuç olarak1 mm kurşun eş değeri en düşük, 150 keV X-ışını dozunu %11,4'e indirmek için %100 selestit agregası ve %10 silis dumanı ile üretilen G10 kodlu kaplama numunesinde 14,68 mmPb, 662 keV γ-ışını dozunu %88,9'e indirmek için ise %100 barit agregası ve %10 silis dumanı ile üretilen G9 kodlu numunede 5,00 mmPb olarak tespit edilmiştir. Ayrıca termal nötronlar için soğurganlık özelliği en iyi kolemanit agregası ile üretilen G3 kodlu numunelerde olduğu ifade edilmiştir.

ANAHTAR KELİMELER: Radyasyon tutuculuk, X-, γ- ışınları, Nötron parçacıkları, Kompozit malzeme

Abstract:
In this study, the usability of cement-based composite materials produced with different aggregates as an alternative coating material to lead mine was investigated. The obtained coating samples can be used as armor material in nuclear power plants, shelters, on the walls of laboratories working with radiation (X-, γ-ray and neutron laboratories), on the walls of radiology and oncology service rooms of hospitals, and to protect against possible radiation leakage that may occur during an attack. For this purpose, barite, celestite, colemanite, magnetite, hematite, limonite, silica fume and vermiculite were selected as aggregates and cement binder and coating materials were produced. The study was carried out in three stages: trial production, production of coating samples, physical and mechanical control experiments and radiation permeability experiments. At the trial production stage, min. water and min. Mixing designs were made considering the space and optimum W/C ratio was determined. Considering the mortar mixing rules, the amount of aggregate, cement, water and additives in the mortar, by volume and weight, were calculated for each coating sample and the actual production was started. Coating mortar samples of 22x11x5, 22x11x6, 23x12x5, 23x12x6 and 25x25x12 cm were produced by pressing method used to shape the brick at different pressures. After the produced coating samples were subjected to standard curing for 28 days, they were cut in a wet side cutting machine with a diamond socket with an outer diameter of 400 mm and a tooth thickness of 4 mm to be used in physical, mechanical, thermal conductivity and radiation experiments. For coating samples prepared by cutting into certain sizes ; unit weight, water absorption and porosity tests for physical properties, pressure and bending tests were carried out to determine the mechanical strengths. In addition, the thermal conductivity coefficient (λh) values of the coating samples were determined. Then, neutron particles at certain energies up to 0.5, 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7 cm thickness, concrete absorbances for X- and γ-ray were determined on the coating samples produced. X-ray linear attenuation coefficients were measured with X-rays with an energy of 150 keV and a Geiger Müller (GM) type gas detector with a dose meter at 150 kiloVolt operating voltage and 1 milliAmper target current. Gamma ray linear attenuation coefficients were measured with 662 keV energy gamma rays emitted by Cs-137 radioisotope and a NaI(Tl) scintillator type detector. The thermal neutron linear linear attenuation coefficients are; Using the Pu-Be neutron source (1.85x1011 Bq) in Howitzer (Nuclear Chicago NH-3), neutrons with 0.025eV kinetic energy passing through the sample were determined by making measurements with the He-3 neutron detector. In addition, the chemical compound concentration amounts of aggregate, cement, water and additive in the mortar were entered into the XCOM program for each mortar sample, and the theoretical mass reduction coefficients were determined for 150 keV and 662 keV energies and compared with the experimentally found linear and mass reduction coefficients. The shielding material-specific thickness (TVL and 2TVL), half-thickness value (HVL), and 1 mm lead equivalents of the produced coating samples were calculated for photons and neutrons, which reduced the radiation beam intensity to one tenth and one percent. As a result, in the G10 coded coating sample produced with 100% celestite aggregate and 10% silica fume in order to reduce the X-ray dose of 150 keV to 11.4%, with the lowest 1 mm lead equivalent, 14.68 mmPb, 662 keV γ-ray dose was reduced by %. In order to reduce it to 88.9, it was determined as 5.00 mmPb in the G9 coded sample produced with 100% barite aggregate and 10% silica fume. In addition, it was stated that the best absorbency for thermal neutrons was in the G3 coded samples produced with colemanite aggregate. 

KEYWORDS: Radiation retention, X-, γ- rays, Neutron particles, Composite material