Nükleer reaktörlerde kullanılan bazı alaşımların gama ve nötron zırhlama kabiliyetlerinin belirlenmesi
Determination of the gamma and neutron shielding capabilities of certain alloys used in nuclear reactors
Yazar: ABUZER YAZ
Danışman: DOÇ. DR. HASAN OĞUL
Sinop Üniversitesi / Lisansüstü Eğitim Enstitüsü / Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2024
Konu: Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering

Özet:
Bu tez çalışması bazı ticari nükleer reaktörlerde yapı malzemesi olarak kullanılan SS304, 08X18N10T, Zirkaloy-2, Zirkaloy-4 ve Incolay 800H alaşımlarının gamma ve nötron zırhlama açısından değerlendirilmesini amaçlamaktadır. Bu kapsamda bahsi geçen bütün alaşımlar teorik ve Monte Carlo (MC) simülasyonları kullanılarak gamma ve nötron zırhlama açısından çeşitli enerjilerde değerlendirilmiştir. Elde edilen bulgulara göre kullanılan teorik hesaplama programları (WinXCOM ve EpiXS) ile MC simülasyon programları (GEANT4 ve FLUKA) arasında çok iyi bir uyum saptanmıştır. Ek olarak, Sodyum İyodür detektörü yardımıyla SS304 ve Incolay 800H alaşımlarının gamma zırhlama parametreleri deneysel olarak belirlenmiştir. Bu iki alaşım ayrıca 300, 500, 700 ve 1000 0C sıcaklıklarda ısıtılarak ani soğutma (Quenching) veya kendiliğinden soğuma işlemlerine tabi tutularak her iki metodun gama ışını zırhlaması üzerine etkisi araştırılmış ve mikro sertlik testleri gerçekleştirilmiştir. Spesifik olarak, kendiliğinden soğuma kullanılarak 1000°C'de işleme tabi tutulan SS304 numunesinin kütle azaltma katsayısı değeri, 1173 keV'de işlenmemiş SS304 numunesinin kütle azaltma katsayısı değerinden yaklaşık %17 daha yüksektir. Benzer bir eğilim 1332,5 keV'de de gözlenmektedir. Bu davranış aynı zamanda Incoloy 800H örneklerinde de gözlemlenmiştir. Ancak sıcaklık etkisi Incoloy 800H ta daha azdır: kendiliğinden soğuma kullanılarak 1000°C'de işlenen Incoloy 800H örneğinin kütle azaltma katsayısı değeri, 1173 keV'de işlenmemiş Incoloy 800H örneğinin kütle azaltma katsayısı değerinden yaklaşık %10 daha yüksektir.

Abstract:
This thesis aims to evaluate the gamma and neutron shielding properties of certain alloys used as structural materials in some commercial nuclear reactors, specifically SS304, 08X18N10T, Zirkaloy-2, Zirkaloy-4, and Incoloy 800H. Within this scope, all mentioned alloys were assessed for gamma and neutron shielding at various energies using theoretical calculations and Monte Carlo (MC) simulations. The findings revealed a strong agreement between the theoretical calculation programs (WinXCOM and EpiXS) and the MC simulation programs (GEANT4 and FLUKA). Additionally, the gamma shielding parameters of SS304 and Incoloy 800H alloys were experimentally determined using a Sodium Iodide detector. These two alloys were also subjected to heating at 300, 500, 700, and 1000°C followed by quenching or natural cooling to investigate the effects of these methods on gamma radiation shielding and to conduct microhardness tests. Specifically, the mass attenuation coefficient value of the SS304 sample processed at 1000°C using natural cooling is approximately 17% higher at 1173 keV than that of the unprocessed SS304 sample. A similar trend is observed at 1332.5 keV. This behavior is also observed in Incoloy 800H samples, although the temperature effect is less pronounced in Incoloy 800H: the mass attenuation coefficient value of the Incoloy 800H sample processed at 1000°C using natural cooling is approximately 10% higher at 1173 keV than that of the unprocessed Incoloy 800H sample.