Radyolojik güvenlik amaçlı kullanım için NAI(TI) dedektörlü gama spektroskopi tekniğinin yerinde taramayla radyoizotop tanımlanması ve doz hızı ölçümlerine uygulanabilirliğinin incelenmesi
Investigation of the applicability of gamma spectroscopic technique with NAI(TI) detector to in-situ radioisotope identification and dose rate measurements for radiological safety purposes
Yazar: TUĞÇE SARİ
Danışman: PROF. DR. HALUK YÜCEL
Ankara Üniversitesi / Nükleer Bilimler Enstitüsü / Medikal Fizik Ana Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2021
Konu: Fizik ve Fizik Mühendisliği = Physics and Physics Engineering ; Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering ; Radyoloji ve Nükleer Tıp = Radiology and Nuclear Medicine
Dizin: Gama spektroskopisi = Gamma spectroscopy ; Radyoaktif madde = Radioactive matter ; Radyoloji = Radiology ; Sintilasyon sayımı = Scintillation counting ; Ölçümleme = Measurement ; İzotoplar = Isotopes

Özet:
Günümüzde, Nükleer Düzenleme Otoriteleri lisansı haricinde kontrolsüz kalmış veya sahipsiz (orphan) tüm radyoaktif maddelerin/kaynakların (Material Out of Regulatory Control-MORC) tüm Dünya'da radyolojik tehdit kaynağı oluşturduğu bilinen bir gerçektir. Pratikte, MORC malzemelerin kötü niyetli kişilerin,  suçluların veya teröristlerin eline geçmesi her zaman toplum sağlığı açısından kötü niyetli eylemlerde (malicious acts) olasıdır. Ayrıca, nükleer ve/veya radyoaktif malzemelerin yetkisiz kişilerce tesisten çıkarılması, çalınması, satılması, bir yerden başka yere taşınması veya transferiyle yasadışı ticareti her zaman karşılaşılabilen nükleer emniyet hadiseleridir. Ancak bu ve benzeri çalıntı radyoaktif kaynakların yayınladığı iyonlaştırıcı radyasyonun görsel tespitinin mümkün olmadığı dikkate alınırsa, topluma getirdiği radyolojik güvenlik risklerinin tahmin edilebilmesi ve bu bağlamda ön alıcı tedbirlerin alınabilmesi için yerinde taramayla, çevresel izleme yapılması bir gerekliliktir. Dolayısıyla,  bu tür kaynakların tespitinde, yerinde (in-situ) yapılacak taramayla ve spektroskopik ölçümlerle çevresel doz hızı izlemenin ve olası radyoizotopların tanımlanmasının hızlı ve doğru bir biçimde yapılması önemlidir. 
Bu tez çalışmasında; dedeksiyon verimi yüksek, elde taşınabilir, sıcaklıkla kazanç kayması engellenen yeni bir teknolojik özelliğe sahip 5,08cmx5,08cm NaI(Tl) sintilasyon dedektörü (Intelligent Gamma NDI 65/50) yardımıyla laboratuvarda ve sahada(in-situ) havada, toprak altında (5cm) veya adi beton (6cm) arasında spektroskopik ölçümler yapılmıştır. Aynı zamanda, bir G-M sayacı kullanılarak havada doz hızı(µSv/h) ölçülerek, ortam doz hızının belirlenmesinde NaI(Tl) spektral dağılımı arasında bir koreleasyon (bağıntı) araştırılmıştır. Tezde, düşük enerji ayırma güçlü silindirik NaI(Tl) kristalli taşınabilir dedektörün, gama spektroskopi tekniğine  dayalı, sahada taramayla radyoizotop tanımlama kabiliyetinin incelenmesi için 137Cs, 57Co, 54Mn, 60Co, 133Ba nokta kaynaklarla ölçümler yapılmıştır. Bu kaynaklara ait farklı ölçüm parametrelerinde spektrumlar elde edilmiş ve spektrum analizleri yapılarak radyoizotop tanımlama işlemindeki basit bir algoritma çalışılmıştır. Ölçüm parametrelerinin (ölçüm süresi, ölçüm mesafesi, sayım hızı, soğurucu malzeme) bu algoritmanın performansını nasıl etkilediği değerlendirilmiştir. Tezde elde edilen bulgular, ayrıntılı olarak tartışılmıştır. 
Bu tez çalışması, "ABH67390007- J02012 kodlu "Nükleer Madde Karakterizasyonunda 235U İzotopik Bolluğunun HPGe ve CdZnTe Dedektörlü Gama Spektroskopisiyle Belirlenmesi-Method Development for HPGe and CdZnTe Detector Based Gamma Spectroscopic Determination of Isotopic Abundance in Nuclear Material Characterization (2017-2022)" UAEA Koordineli Araştırma Projesi (CRP) tarafından desteklenmiştir.

Abstract:
Todays, it is well known that all uncontrolled or unclaimed (orphan) radioactive materials/sources (Material Out of Regulatory Control-MORC), except for the license of the Nuclear Regulatory Authorities, constitute the radiological threat all over the world. In practice, it is always possible for MORC materials to fall into the hands of malicious people, criminals or terrorists in public health malicious acts. Also, the removal of nuclear and/or radioactive materials from the facility by unauthorized persons, theft, sale, transportation or transfer from one place to another and illegal trade are always nuclear security incidents. However, considering that visual detection of ionizing radiation emitted by these and similar stolen radioactive sources is not possible, environmental monitoring with in-situ scanning is a necessity in order to predict the radiological safety risks it brings to the society and to take pre-receptive measures in this context. Therefore, in the detection of such sources, it is important that environmental dose rate monitoring and identification of possible radioisotopes are performed quickly and accurately with in-situ scanning and spectroscopic measurements.  
In this thesis study;  with the help of a 5,08cmx5,08cm NaI(Tl) scintillation detector (Intelligent Gamma NDI 65/50), which has a new technological feature that is hand-held with high detection efficiency and prevents gain shift with temperature, in the laboratory and in the field in the air, underground (5cm) or ordinary concrete (6cm) between spectroscopic measurements were made. At the same time, a correlation between the spectral distribution of NaI(Tl) was also investigated in determining the ambient dose rate by measuring the dose rate (µSv/h) in air using a G-M counter. In the thesis, measurements were carried out with 137Cs, 57Co, 54Mn, 60Co, 133Ba point sources to examine the radioisotope identification capability of a low energy separation power cylindrical NaI(Tl) crystal portable detector based on gamma spectroscopy technique, by field scanning. Spectra were obtained in different measurement parameters of belonging these sources and a simple algorithm in the radioisotope identification process was studied by performing spectrum analyzes. It was evaluated how the measurement parameters (measurement time, measurement distance, count rate, absorber material) affect the performance of this algorithm. The findings obtained in the thesis were discussed in detail. 
This thesis is fully supported by ABH67390007- J02012 coded IAEA Coordinated Research Project (2017-2022) "Method Development for HPGe and CdZnTe Detector Based Gamma Spectroscopic Determination of Isotopic Abundance in Nuclear Material Characterization.