Tungsten, titanyum, bor içeren bazı malzemelerin gama ve nötron radyasyonu karşısındaki davranışının incelenmesi, xcom bilgisayar programı ile irdelenmesi ve yeni bir radyasyon zırh malzeme önerisi
Investigation on behaviour of tungsten, titanium, boron composed materials against gamma and neutron radiation, evaluation by xcom computer code and a novel shielding material
Yazar: BÜLENT BÜYÜK
Danışman: PROF. DR. ASİYE BERİL TUĞRUL
İstanbul Teknik Üniversitesi / Enerji Enstitüsü / Enerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı / Enerji Bilim Dalı
Derece: Doktora, 2013
Konu: Fizik ve Fizik Mühendisliği = Physics and Physics Engineering ; Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering

Özet:
Bu doktora tez çalışmasında, nükleer teknolojide önemli bir konu olan radyasyon zırhlamasına yönelik olarak tungsten, titanyum ve bor içeren malzemelerle nükleer uygulamalarda üzerinde önemle durulan gama ve nötronlarla transmisyon tekniği kullanılarak çalışılması hedeflenmiştir. Son dönemlerde, gama zırhlamasına ilişkin günümüze kadar yaygın kullanılmış olan kurşunun toksisitesi ve yaratabileceği çevre sorunları ile ilişkili olarak kullanılmaması gündeme gelmiş bulunmaktadır. Nitekim, AB?nin direktifleri arasında yer alan ve bazı zararlı maddelerin kullanımının teknolojide kısıtlayan RoHS uygulamaları içerisinde kurşun da yer almakta olup, kurşun kullanımının terk edilmesine çalışılmaktadır. Bu çerçevede, bu doktora çalışmasında, gama radyasyon zırhlamasında kurşuna alternatif olabilecek tungsten ve titanyum malzemeler ile çalışılması benimsenmiştir. Öte yandan, nükleer reaktör teknolojisinde nötronlar da büyük önem taşımaktadır ve nötron zırhlaması da üzerinde durulması gereken bir konudur. Nötron yutuculuğu açısından ise bor yadsınamaz öneme sahip bir malzemedir. Tüm bu hususlar göz önüne alınarak, bu doktora tez çalışmasında tungsten, titanyum ve bor içeren malzemelerle çalışılması yoluna gidilmiştir.
Gama radyasyonu ile çalışma için nükleer teknolojide önemli iki gama radyoizotop kaynak olan Cs-137 ve Co-60 radyoizotop kaynaklarıyla çalışılmıştır. Böylelikle, nükleer uygulamalarda sıkça kullanılan monokromatik enerjili bir kaynak (Cs-137)  ile enerji seviyesi yüksek ve iki pikli (Co-60) gama radyoizotop kaynakları ile deneyler gerçekleştirilmiştir.
Çalışılması hedeflenen tungsten, titanyum ve bor içeren malzemeleri bileşik halinde bulmak her zaman mümkün olamayabilmektedir. Bu bağlamda, tungsten, titanyum ve bor içeren malzemeler olarak, (son dönemlerde önemli gelişmeler kaydeden) kompozit malzeme teknolojisi ile üretilen kompozit malzemeler seçilmiştir. Söz konusu kompozit mazemelerin her biri için gama ve nötron karşısındaki davranışları ayrı ayrı deneysel olarak incelenmiştir. Çalışılan kompozit malzemelerin bir çoğu için deneylerimiz ilk olma özelliğini taşımaktadır. Bu husus, bu doktora tezinin malzeme seçimi konusundaki özgünlüğünü oluşturmaktadır.
Ayrıca, aynı kompozit malzemenin, üretimi esnasında farklı ortalama parçacık boyutlarına sahip olacak şekilde oluşturulmuş olanları ile malzemenin radyasyon davranışına etkisi üzerinde de çalışılmıştır. Ortalama parçacık boyutu mertebesi olarak nano ve mikron altı boyutlar seçilmiş olup, nanoteknoloji açısından da irdeleme yapılması hedeflenmiştir. Bu husus ta, doktora tezinin özgünlüğü çerçevesindedir.
Cs-137 ve Co-60 gama radyoizotop kaynakları ile yapılan deneylerle, çalışılan malzemelere ilişkin   elde edilen sonuçlardan hareketle çizilen zayıflatma eğrileri birbirine paralel sonuçlar vermiştir. Ancak, Co-60 gama radyoizotop kaynak için elde edilen değerler, zayıflatma katsayıları açısından Cs-137 gama radyoizotop kaynak için daha düşük buna karşın daha  YDK değerleri daha yüksek olmuştur. Bu sonuç beklenti doğrultusundadır. Zira, Co-60 gama radyoizotop kaynağın ortalama enerji seviyesi 1.25 MeV iken Cs-137 gama radyoizotop kaynağın enerjisi 0,662 MeV?dir. Dolayısı ile enerjisi yüksek olan gama radyoizotop kaynağa ilişkin olarak malzemelerin zayıflatma katsayıları daha düşük, ancak YDK?ları daha yüksek olmaktadır.
Öte yandan, Pu-Be nötron Howitzer (NH-3) nötron kaynağı ile yapılan deneylerle çalışılan malzemelere ilişkin elde edilen sonuçlardan hareketle nötronlara karşı zayıflatma eğrileri  çizilmiştir. Cs-137, Co-60 ve Pu-Be nötron Howitzer (NH-3) nötron kaynağına ilişkin olarak çalışılan tüm malzememelerin yapılan deneylerinden hareketle lineer zayıflatma katsayısı, yarıdeğer kalınlığı (YDK) ve ondabir değer kalınlık (ODK) değerleri hesaplanmıştır. 
Yapılan deneyler sonucunda, deneysel olarak gama ışınları karşısındaki davranışları incelenen tungsten, titanyum ve bor içeren bazı özel kompozit malzemeler için teorik bazda inceleme yapılmak üzere XCOM bilgisayar programı ile de hesaplamalar yapılmıştır. XCOM Bilgisayar programı kullanılarak hesaplanan kütle zayıflatma katsayıları ile deneysel çalışmalardan hareketle hesaplanan kütle zayıflatma katsayılarının bibirine uyumlu olduğu ve aradaki farkın çoğu kez % 7?nin, hemen daima % 10?un altında kaldığı gözlenmiştir. Aradaki farkın imalattan kaynaklandığı söylenebilir. Zira, XCOM bilgisayar programı, malzemenin pür olduğunu ve mükemmel şekilde imal edildiğini kabul etmektedir. Çalışılan malzemelerin teorik deneysel kütle zayıflatma katsayılarının birbirine uyumluluğunun görülmesi, aynı zamanda deneylerimizin de güvenilirliğinin kanıtının bir göstergesidir.
Yarı-değer kalınlık değerinin (YDK), malzemelerin zırhlama özelliğini betimleyen önemli parametre olduğundan hareketle malzemelerin radyasyon zırhlama etkinliğinin değerlendirilmesi için esas itibariyle YDK değerleri göz önüne alınmıştır.  Yapılan çalışmalar neticesinde, çalışılan kompozit malzemeler ile ilgili  elde edilen sonuçlar değerlendirilmiştir.
Yapılan gama ve nötron deneyleri sonucunda gözlenmiştir ki; çalışılan malzemelerin bir kısmı gama zırhlaması için etkin bri kısmı da nötron zırhlaması için etkindir. Bu bağlamda, çalışılan mazlzemelerle yapılan deneysel çalışmalardan hareketle hesapanan YDK değerleri çerçevesinde hangi malzemelerin gama radyasyonu ve hangi malzemelerin nötron radyasonu için daha uygun olacağına ilişkin sonuçlara ulaşılmıştır.
Öte yandan, hem gama radyasyonu için ve hem de nötronlar için katkı malzemelerinin ortalama parçacık boyutunun azaltılmasının, YDK değerlerinin azalmasına neden olduğu tespit edilmiştir. Başka bir deyişle,  ortalama parçacık boyutunun azaltılması, o malzemenin radyasyon zırhlama kabiliyetini arttırmaktadır. Bu husus, nanoteknolojinin önemini vurgulayan bir sonuç olarak nitelenmiştir.
Bu doktora tezi çerçevesinde hem gama radyasyonu ve hem de nötronlar karşısında iyi bir zırh malzemesi olabilecek bir malzemenin belirlenerek önerilmesi bu doktora tezinin özgünlüğü çerçevesinde hedeflenmiştir. Bu bağlamda, çalışılan malzemelere ilişkin deneylerden hareketle Cs-137, Co-60 gama radyoizotop kaynakları ve Pu-Be Nötron Howitzer (NH-3) nötron kaynağı için tayin edilen YDK değerleri topluca incelenerek değerlendirilmiştir . Bu değerlendirme sonucunda tungsten diborürün hem gama radyasyonu ve hem de nötronlar karşısında uygun bir radyasyon zırh malzemesi olabileceği düşünülerek ilgili bir dizi deney gerçekleştirilmiştir. 
Yapılan deneyler sonucunda, Cs-137 ve  Co-60 gama radyoizotop kaynakları ile  Pu-Be Nötron Howitzer (NH-3) nötron kaynağı için, gama ve nötronlara karşı zırh malzemesi olarak kullanılabileceği önerilen WB2 kompozit malzemenin gama kaynakları ve nötron kaynağı karşısındaki YDK değerleri tayin edilmiştir. WB2 kompozit malzeme için ulaşılan YDK değerlerinin diğer malzemelere ilişkin YDK değerleri ile karşılaştırıldığında WB2 kompozit malzemenin hem gama  ve hem de nötron zırhlaması için suygun bir radyasyon zırh malzemesi olduğu gösterilmiştir. 
Öz olarak, belirtmek istenirse, bu doktora tezi ile, tungsten, titanyum ve bor içeren malzemelerin gama ve nötron radyasyonu karşısındaki davranışları özgünlük çerçevesinde incelenmiş, zayıflatma katsayıları, YDK, ODK değerleri tayin edilmiş ve mukayeseli olarak değerlendirilmiştir. Kütle zayıflatma katsayıları, XCOM bilgisayar programı ile hesaplanmış ve deneysel sonuçlarla uyumluluğu ortaya konmuştur. Yine bu doktora tezinin özgünlüğü çerçevesinde önerilen tungten borürün etkin bir radyasyon zırh malzemesi olarak uygunluğu gösterilmiştir. Böylelikle, farklı yönlerden özgün ve uygulamada sadece nükleer teknolojide değil, nano teknoloji, uzay teknolojisi vb. gibi ileri teknolojilerde de kullanılabilir bir çalışma gerçeklenmeye çalışılmıştır.

Abstract:
The purpose of this doctoral dissertation is to study tungsten, titanium and boron-containing materials, which are used in nuclear technology for radiation shielding, using the technıque of gamma and neutron transmission, which is important for nuclear applications. Recently, concerns related to the toxicity and the environmental problems associated with lead, which has been widely used for gamma shielding, has been raised. Indeed, lead is included among the hazardous substances in the Restriction of Hazardous Substances (RoHS) Directives of the European Union (EU); and efforts are being made in order to abandon using lead. Therefore, in this dissertation, as alternatives to using lead  for gamma radiation shielding, tungsten and titanium materials were studied. On the other hand, neutrons are of great importance in the nuclear reactor technology and hence neutron shielding must be emphasized as well. Boron with its neutron attentuation properties is an important material. Considering all these factors, in this doctoral dissertation, tungsten, titanium and boron-containing materials were studied.
While studying gamma radiation, two important gamma radioisotope sources, Cs-137 and Co-60, were used. Therefore, experiments with a monochromatic energy source (Cs-137) and with a high energy level and two peaked source (Co-60), both of which are commonly used in nuclear applications, were conducted. 
The tungsten, titanium, and boron materials, which were to be studied, are not always readily avaliable in the form of compounds. Therefore, as tungsten, titanium and boron-containing materials, composite materials produced by the composite material technology (which experienced a significant progress recently) were selected. The behaviour of each of these composite materials against gamma and neutron radiation were seperately studied experimentally. Ours, are the first experiments for many of these composite materials; which constitutes the originality of this doctoral dissertation. 
Furthermore, by manufacturing different average particle sized materials, the effect of the particle size of the materials on their behaviour under radiation has been investigated.   
the same composite material, during the manufacture so as to have different average particle sizes of the material with radiation generated ones were also studied on the behavior of the impact. The average particle sizes were of the order of nano and submicron scales that allowed for examination in relation to nanotechnology. This is also an original contribution of this doctoral dissertation.
The attenuation curves, plotted using the results obtained from the experiments with  Cs-137 and Co-60 gamma radioisotope sources and the materials studied, were aligned. However, the values obtained for Co-60 gamma radioisotope source compared to Cs-137 gamma radioisotope source were greater in terms of attenuation coefficients, and lesser in terms of the half-value thickness (HVT), which is an expected result. Because the average energy level of Co-60 gamma radioisotope source is 1.25 MeV; whereas the average energy level of Cs-137 gamma radioisotope source is 0.662 MeV. Therefore, for the materials in relation to the high energy gamma radioisotope sources, the attenuation coefficients are lower but the HVTs are higher.
Moreover, using the results of the experiments in which Pu-Be Neutron Howitzer (NH-3) were used as neutron source, the attenuation curves against neutrons of the materials studied were plotted. The values of linear attenuation coefficient, HVT and one tenth the thickness (TVT)  were calculated for all of the materials with respect to Cs-137, Co-60 and Pu-Be Neutron Howitzer (NH-3) neturon sources.
Beside the experiments, that was conducted to investigate the behaviour of the tungsten, titanium, and boron composite materials against gamma rays, calculations were made using XCOM computer software to form a basis for theoretical study. The mass attenuation coefficients calculated using the XCOM computer software and those calculated using the experimental data were compatible; the differences between the theoretical and experimental values were often less than 7% and almost always less than 10%. 
Because half-value thickness (HVT)  is the important parameter describing the shielding properties of materials, HVT was considered as the basis for evaluating the effectiveness of shielding of the materials. The results of the investigations of the studied composite materials were evaluated.   
As a result of the gamma and neutron experiments it was observed that some of the materials studies are effective for gamma shielding and some of them are effective for neutron shielding. Based on HVT values from the results of the experiments, conclusions were drawn as to which materials are more appropriate for gamma shielding, and which materials are more appropriate for neutron shielding.
On the other hand, it was found that reducing the median particle size of the additive materials causes HVT values to decrease for both neutron and gamma radiation.In other words, reducing the median particle size increases the radiation shielding ability of the material. This result is considered as a result which emphasizes the importance of nanotechnology.
As an aspect of this dissertation?s originality, the aim was to determine and recommend a good shielding material that can be used for both shielding against gamma radiation and neutrons. In order to achive this aim, the HVT values obtained from the experiments conducted using  Cs-137, Co-60 gamma radioisotope and Pu-Be Neutron Howitzer (NH-3) neutron sources against the materials studied, were assessed collectively. As a result of this assessment, tungsten boride (WB2) was considered as an appropriate shielding material that can be used against both gamma radiation and neutrons, and a series of experiments related to it were carried out. 
Based on the results of the experiments, for the Cs-137 and Co-60 gamma radioisotope and Pu-Be Neutron Howitzer (NH-3) neutron sources, the HVT values of the WB2 material (which was recommended as a shielding material against gamma and neutron sources ) were determined. The comparision of the HVT values obtained for the WB2 composite material and the other materials showed that WB2 composite material is an appropriate material that can be used both for gamma and neutron shielding.
In summary, the original contribution of this doctoral dissertation includes, the investigation of the behavior of tungsten, titanium and boron containing materials against gamma and neutron radiation by determining and comperatively evaluating the attenuation coefficients, HVT, and TVT values. Mass attenuation coefficients calculated using the XCOM computer software were shown to be compatible with the experimental results. Another original contribution of this doctoral dissertation is the demonstration of  tungsten boride as an effective radiation shielding material. Therefore, this study is original from a variety of aspects, and its results may be used not only in nuclear technology but also in other technologies such as nano and space technology.