i

ĐÇĐNDEKĐLER

Sayfa

ĐÇĐNDEKĐLER ............................................................................................................. i

ÖZET...........................................................................................................................iii

ABSTRACT................................................................................................................ iv

TEŞEKKÜR................................................................................................................. v

ŞEKĐLLER DĐZĐNĐ..................................................................................................... vi

ÇĐZELGELER DĐZĐNĐ ............................................................................................... ix

SĐMGELER DĐZĐNĐ..................................................................................................... x

1. GĐRĐŞ ....................................................................................................................... 1

1.1. Radyasyon Kaynakları .......................................................................................... 2

1.1.1. Doğal radyasyon kaynakları............................................................................... 3

1.1.2. Yapay radyasyon kaynakları .............................................................................. 5

1.2. Radyoaktif Bozunma............................................................................................. 6

1.2.1. Alfa bozunması .................................................................................................. 7

1.2.2. Beta bozunması .................................................................................................. 8

1.2.3. Nötron bozunması (veya nükleer bölünme)....................................................... 9

1.2.4. Gama bozunması.............................................................................................. 10

1.3. Radyasyonun Biyolojik Etkileri.......................................................................... 11

1.4. Radyasyondan Korunmanın Önemi ve Gerekliliği ............................................. 14

1.5. Radyasyondan Korunma Yöntemleri .................................................................. 16

1.5.1. Zaman kuralı .................................................................................................... 16

1.5.2. Mesafe kuralı.................................................................................................... 17

1.5.3. Zırhlama kuralı................................................................................................. 17

1.6. γ-Işınlarının Maddeyle Etkileşmesi ve Toplam Zayıflatma Katsayısı ................ 22

1.6.1. Fotoelektrik etkileşme...................................................................................... 24

1.6.2. Compton etkileşmesi........................................................................................ 27

1.6.3. Çift oluşumu..................................................................................................... 30

1.7. Betonlar ve Özellikleri ........................................................................................ 34

2. KAYNAK ÖZETLERĐ .......................................................................................... 36

3. MATERYAL ve YÖNTEM................................................................................... 45

ii

3.1. Materyal .............................................................................................................. 45

3.1.1. Betonlar ve bileşenleri...................................................................................... 45

3.1.1.1. Betonlarda kullanılan agregalar .................................................................... 45

3.1.1.2. Çimento......................................................................................................... 46

3.1.1.3. Su .................................................................................................................. 46

3.2. Yöntem................................................................................................................ 47

3.2.1. Betonların üretimi ............................................................................................ 47

3.2.2. γ-ışını zayıflatma katsayısı ölçüm deney düzeneği .......................................... 49

3.2.2.1. Gama spektroskopi sistemi ........................................................................... 49

3.2.2.2. NaI(TI) detektörü .......................................................................................... 50

3.2.2.3. Elektronik aygıtlar ve yazılım....................................................................... 53

3.2.3. Radyoaktif kaynaklar ....................................................................................... 53

3.2.4. Detektörün enerji kalibrasyonu........................................................................ 55

3.2.5. Zayıflatma katsayısının deney yoluyla elde edilmesi ...................................... 56

3.2.6. Hata hesabı ....................................................................................................... 58

3.2.7. Zayıflatma katsayısının kuramsal olarak elde edilmesi ................................... 59

3.2.8. Zayıflatma katsayısına bağlı olarak hesaplanan diğer nicelikler ..................... 61

4. ARAŞTIRMA BULGULARI ................................................................................ 62

4.1. Zayıflatma Katsayısı Sonuçları ........................................................................... 62

4.2. Zayıflatma Katsayısının Enerji ve Yoğunlukla Değişimi ................................... 72

4.3. x1/2, x1/10 ve mfp Sonuçları ................................................................................... 75

4.4. Barit Miktarının Radyasyon Zayıflatma Özelliklerine Etkisi ............................. 76

5. TARTIŞMA ve SONUÇ........................................................................................ 79

6. KAYNAKLAR ...................................................................................................... 82

ÖZGEÇMĐŞ ............................................................................................................... 89

iii

ÖZET

Doktora Tezi

AĞIR BETONLARIN NÜKLEER RADYASYON ZIRHLAMA

ÖZELLĐKLERĐNĐN ARAŞTIRILMASI

Hakan AKYILDIRIM

Süleyman Demirel Üniversitesi Fen Bilimleri Enstitüsü Fizik Anabilim Dalı

Danışman: Prof. Dr. Đskender AKKURT

Günümüzde nükleer teknolojinin kullanım alanlarının artmasına paralel olarak bu radyasyonlardan korunmanın önemi de artmıştır. Radyasyondan korunmak için kurşun gibi değişik materyallerin kullanımı standart hale gelmiştir. Ancak betonların en yaygın yapı malzemesi olduğu düşünülürse bu betonların radyasyon zayıflatma özelliklerinin geliştirilmesi daha önemli hale gelmiştir. Bu doktora çalışmasında farklı agregalardan üretilmiş dört tip ağır betonun gama radyasyonu zırhlama özellikleri incelenmiştir. Çalışmada tek tip hafif betonun (ρ=2,476 gcm-3), olivin kullanılarak üretilmiş tek tip ağır betonun (ρ=2,72 gcm-3) ve farklı oranlarda barit kullanılarak üretilmiş iki tip ağır betonun (ρ=2,994 ve ρ=3,463 gcm-3) gama radyasyonu zayıflatma özellikleri araştırılmış, sonuçlar standart zırh malzemesi olan kurşun için elde edilenlerle karşılaştırılmıştır. Ayrıca barit oranının betonların radyasyon zayıflatma özellikleri üzerine etkisi de incelenmiştir. Deneylerde 0,662, 1,173 ve 1,332 MeV enerjili gama ışınlarının ölçümü NaI(Tl) sintilasyon detektörüyle yapılmıştır. Zayıflatma katsayılarının kuramsal hesapları ise 10-3-105 MeV aralığında XCOM kodu ile gerçekleştirilmiştir. Çalışma sonucunda barit içeren ağır betonların gama zayıflatma özellikleri açısından diğer betonlardan üstün oldukları belirlenmiştir. Bununla birlikte, beton içindeki artan barit oranının zayıflatma özelliklerini olumlu yönde etkilendiği gözlenmiştir. Anahtar Kelimeler: Ağır beton, gama, zayıflatma katsayısı, NaI(Tl)

2011, 95 sayfa

iv

ABSTRACT

Ph. D. Thesis

INVESTIGATION OF NUCLEAR RADIATION SHIELDING PROPERTIES

OF HEAVY WEIGHT CONCRETES

Hakan AKYILDIRIM

Süleyman Demirel University Graduate School of Applied And Natural Sciences

Department of Physics

Supervisor: Prof. Dr. Đskender AKKURT

The radiation protection became more important in parallel with the increase the usage of nuclear radiations in different fields, nowadays. Although, materials such as lead is one of the standard shielding materials, it is important to increase radiation shielding properties of concrete, which is one of the most commonly used building materials. In this thesis, the radiation shielding properties of four types of concretes produced by using different aggregates were investigated. In the study, the gamma-ray attenuation properties of a single type light weight concrete (ρ=2,476 gcm-3), a single type heavy weight concrete (ρ=2,72 gcm-3) including olivine and two types of heavy weight concretes (ρ=2,994 and ρ=3,463 gcm-3) including barite at different rates were investigated and the results were compared with the ones obtained for lead, the standard shielding material. The effect of barite rate on the radiation attenuation properties was also inspected. The measurements of 0,662, 1,173 and 1,332 MeV gamma-rays were done by using a NaI(Tl) scintillator detector. For the theoretical calculations of attenuation coefficients at 10-3-105 MeV region, the XCOM code was used. It was concluded that the attenuation properties of heavy weight concretes containing barite were better than the other concrete types. Moreover, it was observed that the attenuation coefficients were effected positively by increasing barite ratio in the concrete. Key Words: Heavy weight concrete, gamma, attenuation coefficient, NaI(Tl)

2011, 95 pages

v

TEŞEKKÜR

Bu tez çalışması Fen-Edebiyat Fakültesi Fizik Bölümü öğretim üyesi, Nükleer Fizik

A.B.D. başkanı ve aynı zamanda danışmanım olan Prof. Dr. Đskender AKKURT

rehberliğinde gerçekleştirilmiştir. Gerek tez çalışmalarımda, gerekse akademik

hayatımın geri kalanında her türlü desteği gösteren, bilgi ve tecrübelerini benden

esirgemeyen değerli hocam Prof. Dr. Đskender AKKURT’a teşekkürü borç bilirim.

Tez kapsamında incelenen betonların üretiminde ve deneylere hazır hale

getirilmesinde mesailerini ve emeklerini esirgemeyen, Teknik Eğitim Fakültesi Yapı

Eğitimi Bölümü öğretim üyeleri, değerli hocalarım Doç.Dr. Celalettin BAŞYĐĞĐT‘e

ve Doç.Dr. Şemsettin KILINÇARSLAN’a teşekkürlerimi sunarım.

Doktora çalışmama mali desteklerini sunan TUBĐTAK’a (proje no. 106M127) ve

Süleyman Demirel Üniversitesi Bilimsel Araştırma Projeleri Yönetim Birimi

Müdürlüğü’ne (proje no: 1715D08) minnetlerimi sunarım.

Tez izleme komitemde ve tez jürimde yer alan bütün hocalarıma tavsiyeleriyle

çalışmalarımı yönlendirmemde yardımcı oldukları, zamanlarını ayırarak tezimi

değerlendirdikleri ve bilimsel eleştirilerini sundukları için ayrıca teşekkürlerimi

sunarım.

Son olarak, bu günlere gelmemde en büyük rolü oynayan, her daim ilgilerini ve

sevgilerini gördüğüm, anneme, babama, kardeşlerime ve bilhassa sevgili eşim Hatice

GÜLBOY AKYILDIRIM Hanımefendi’ye en derin sevgilerimi ve teşekkürlerimi

sunarım. Ayrıca, 11.12.2010 tarihinden itibaren yuvamızı neşelendiren oğlumuz

Ertuğrul’a Allah’tan hayırlı ömür diler; bu tezi kendisine ithaf ederim.

Hakan AKYILDIRIM

ISPARTA, 2011

vi

ŞEKĐLLER DĐZĐNĐ

Şekil 1.1. Doğal ve yapay kaynakların arka alan radyasyon dozuna katkıları............. 2

Şekil 1.2. Doğal radyasyonun kaynaklarına göre yüzde dağılımı................................ 4

Şekil 1.3. Yapay radyasyon kaynaklarının dağılım oranları (TAEK, 2010)................ 5

Şekil 1.4. P-N sayısına göre elementlerin kararlılık eğrisi (Jevremovic, 2009’dan) ... 6

Şekil 1.5. γ-ışınlarının elektromanyetik tayftaki yeri ................................................. 10

Şekil 1.6. Radyasyonun dokudaki etki mekanizmasının tasviri................................. 12

Şekil 1.7. Radyasyondan korunmanın üç temel yolu (TAEK, 2010)......................... 16

Şekil 1.8. Radyasyonların iyonlaştırma özelliklerine göre sınıflandırılması ............. 18

Şekil 1.9. Đyonlaştırıcı radyasyonların giriciliklerinin karşılaştırılması..................... 20

Şekil 1.10. Gelen radyasyonun şiddetinin x kalınlıklı bir engel tarafından azaltılması

............................................................................................................................ 21

Şekil 1.11. Gama enerjisine göre üç etkileşmenin baskın olduğu aralıklar ............... 23

Şekil 1.12. Fotoelektrik etkileşmenin tasviri ............................................................. 24

Şekil 1.13. Kurşunun fotoelektrik kısmi zayıflatma katsayısının enerjiye bağlılığı

(Berger ve Hubbell, 1987) ................................................................................. 26

Şekil 1.14. Compton saçılmasının tasviri................................................................... 27

Şekil 1.15. Compton kısmi zayıflatma katsayısının enerjiye bağlılığı (Berger ve

Hubbell, 1987) ................................................................................................... 29

Şekil 1.16. Çekirdeğin Coulomb alanında çift oluşumunun tasviri ........................... 30

Şekil 1.17. Çift oluşumu kısmi zayıflatma katsayısının enerjiye bağlılığı (Berger ve

Hubbell, 1987) ................................................................................................... 31

Şekil 1.18. Pb için toplam zayıflatma katsayısının ve kısmi zayıflatma katsayılarının

enerjiyle değişimi (Berger ve Hubbell, 1987).................................................... 33

Şekil 3.1. Sarsma tablası (solda) ve kübik kalıplar (sağda). ...................................... 47

Şekil 3.2. Düşey eksenli beton mikseri ...................................................................... 48

Şekil 3.3. Gama spektroskopi sistemini oluşturan detektör ve elektronik aygıtlar.... 49

Şekil 3.4. Kullanılan NaI(Tl) detektörü (üstte) ve çalışma şeklinin tasviri (altta)..... 50

Şekil 3.5. Aktive edilmiş inorganik sintilatörün bant yapısı ...................................... 52

Şekil 3.6. NIM modülü ve elektronik birimlerin modüldeki yerleşimi ..................... 53

Şekil 3.7. Deneylerde kullanılan radyoaktif kaynaklar.............................................. 54

vii

Şekil 3.8. Kullanılan radyoaktif kaynakların bozunma şemaları ............................... 54

Şekil 3.9. Kaynakların enerji spektrumları (üstte) ve enerji-kanal fiti (altta) ............ 55

Şekil 3.10. Ölçümlerde kullanılan kaynak-beton-detektör düzeneği ......................... 56

Şekil 3.11. 60Co kaynağı ile detektör arasında beton varken ve yokken elde edilen

gama ışını spektrumları ...................................................................................... 57

Şekil 3.12 µ katsayısının grafik yöntemiyle elde edilişi ............................................ 58

Şekil 4.1. Doğrusal zayıflatma katsayılarının beton tipine ve enerjiye göre değişimi

............................................................................................................................ 63

Şekil 4.2. Kütlesel zayıflatma katsayılarının beton tipine ve enerjiye göre değişimi 63

Şekil 4.3. N tipi betonun µ ve µ/ρ katsayılarının enerjiyle değişimi ......................... 64

Şekil 4.4. O tipi betonun µ ve µ/ρ katsayılarının enerjiyle değişimi ......................... 65

Şekil 4.5. NB tipi betonun µ ve µ/ρ katsayılarının enerjiyle değişimi....................... 65

Şekil 4.6. B tipi betonun µ ve µ/ρ katsayılarının enerjiyle değişimi.......................... 66

Şekil 4.7. N tipi betonun kısmi doğrusal zayıflatma katsayılarının enerjiyle değişimi

............................................................................................................................ 68

Şekil 4.8. O tipi betonun kısmi doğrusal zayıflatma katsayılarının enerjiyle değişimi

............................................................................................................................ 69

Şekil 4.9. NB tip betonun kısmi doğrusal zayıflatma katsayılarının enerjiyle değişimi

............................................................................................................................ 70

Şekil 4.10. B tip betonun kısmi doğrusal zayıflatma katsayılarının enerjiyle değişimi

............................................................................................................................ 70

Şekil 4.11. N tipi betonun µ değerlerinin 0,662-1,332 MeV enerji aralığında değişimi

............................................................................................................................ 73

Şekil 4.12. O tipi betonun µ değerlerinin 0,662-1,332 MeV enerji aralığında değişimi

............................................................................................................................ 73

Şekil 4.13. NB tip betonun µ değerlerinin 0,662-1,332 MeV enerji aralığında

değişimi .............................................................................................................. 74

Şekil 4.14. B tip betonun µ değerlerinin 0,662-1,332 MeV enerji aralığında değişimi

............................................................................................................................ 74

Şekil 4.15. Deneysel µ değerlerin beton yoğunluğuyla değişimi .............................. 75

Şekil 4.16. Barit miktarının doğrusal zayıflatma katsayısına etkisi........................... 77

Şekil 4.17. Barit miktarının ortalama serbest yol üzerine etkisi ................................ 78

viii

Şekil 5.1. Betonların deneysel ve kuramsal zayıflatma katsayılarının Pb için elde

edilmiş değerlerle karşılaştırılması .................................................................... 80

ix

ÇĐZELGELER DĐZĐNĐ

Çizelge 1.1. Önemli primordiyal radyonüklitler ve bazı özellikleri ............................ 4

Çizelge 1.2. Nötronların enerjilerine göre sınıflandırılması ...................................... 10

Çizelge 1.3. Đyonlaştırıcı radyasyon türleri ve bazı etkileşme özellikleri .................. 19

Çizelge 3.1. CEM I 42.5 R tipi çimentonun kimyasal analiz sonucu ........................ 46

Çizelge 3.2. S.D.Ü. şebeke suyunun kimyasal analiz sonucu.................................... 46

Çizelge 3.3. Beton örneklerinin kodu, yoğunluğu, sınıfı ve içeriği ........................... 48

Çizelge 3.4. 1 m3 beton için kullanılan agrega miktarları.......................................... 48

Çizelge 3.5. Kullanılan radyoaktif kaynakların bazı özellikleri ................................ 54

Çizelge 3.6. Betonların kimyasal içeriği ve bileşenlerin ağırlıkça bulunma oranları 60

Çizelge 4.1. Araştırma sonucunda elde edilen µ ve µ /ρ değerleri ............................ 62

Çizelge 4.2. Betonlara ait kısmi zayıflatma katsayılarının baskın olduğu gama

enerjisi aralıkları ................................................................................................ 72

Çizelge 4.3. 0,662, 1,173 ve 1,332 MeV enerjileri için elde edilen yarı, onda bir ve

ortalama serbest yol değerleri ............................................................................ 76

Çizelge 4.4. Farklı miktarda barit içeren betonların bazı özellikleri.......................... 77

x

SĐMGELER DĐZĐNĐ

y Yıl

λ Bir radyoaktif elementin bozunma sabiti

NA Avagadro sabiti

Z Atom numarası

A Kütle numarası

α Alfa taneciği

β Beta taneciği

p Proton

P Bir çekirdeğin proton sayısı

γ Gama ışını

n Nötron

N Bir çekirdeğin nötron sayısı

∆X Radyasyon pozundaki değişim

Γ Kaynağa bağlı gama katsayısı

µ Toplam doğrusal zayıflatma katsayısı

µm Toplam kütlesel zayıflatma katsayısı

keV Kilo elektronvolt

MeV Mega elektronvolt

Eγ Gama enerjisi

h Planck sabiti

ρ Yoğunluk

σ Compton saçılması kısmi zayıflatma katsayısı

τ Fotoelektrik etki kısmi zayıflatma katsayısı

κ Çift oluşumu kısmi zayıflatma katsayısı

σa Compton saçılması için atom başına tesir kesiti

τa Fotoelektrik etki için atom başına tesir kesiti

κa Çift oluşumu için atom başına tesir kesiti

e Elektronun yükü

c Işık hızı

xi

me Elektronun durgun hal kütlesi

r0 Klasik elektron yarıçapı

DNA Deaksiribo Nükleik Asit

He Helyumun simgesi

Pb Kurşunun simgesi

Fe Demirin simgesi

K Potasyumun simgesi

Br Bromun simgesi

Cf Kaliforniyumun simgesi

I0 Engel tarafından zayıflatılmamış radyasyon şiddeti

I Engel tarafından zayıflatılmış radyasyon şiddeti

DOE Department of Energy

ICRU International Commission on Radiation Units and Measurements

ICRP International Commission on Radiological Protection

NRC National Research Council

UNSCEAR United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic

Radiation

1

1. GĐRĐŞ

1895 yılında katot ışını tüpü içerisinde hızlandırılmış elektronlarla deneyler yapan

W. Röntgen’in X-ışınlarını keşfi, 1896 yılında, bugün önemini iyi kavradığımız bir

diğer fiziksel olgunun, radyoaktivitenin keşfini tetiklemiştir. Uranyum bileşikleri

üzerine çalışan Becquerel, Röntgen’in çalışmasından haberdar olduğunda, bu

bileşiklerin yaydığı ışınların X-ışınlarına benzer olabileceğini düşünerek yaptığı

deneylerin sonucunda bileşiklerdeki uranyumun kendiliğinden ışıdığını bulmuştur.

Aynı sene Curie’ler toryumun da aynı davranışı sergilediğini gözlemiştir. Curie’ler

ayrıca, radyoaktivitenin dış etkenlerden bağımsız olduğunu da tespit etmiştir.

Rutherford 1899’da uranyumdan alfa ve beta tanecikleri yayınlandığını bularak

radyoaktivitenin atom altı bir süreç olduğunu da ortaya koymuştur. 1900 yılında ise

P. Villard radyoaktivite sonucunda gama ışınlarının da yayınlandığını göstermiştir.

Takip eden çalışmalar radyoaktivitenin bazı çekirdeklerin kararsızlığından

kaynaklandığını göstermiştir. Bu nedenle kararsız çekirdeklerin kararlı hale geçerken

yaptıkları ışımalar nükleer radyasyon olarak tanımlanır. Radyasyon kaynakları doğal

ve yapay olmak üzere ikiye ayrılır. Doğal kaynaklar evrenin yaratılışıyla birlikte

oluşmuştur. Yapay kaynaklar ise nükleer teknolojiye bağlı olarak ortaya çıkan

kaynaklardır. Son yarım asırda nükleer teknolojideki hızlı gelişmeye bağlı olarak

radyasyonun uygulama alanları genişlemiştir. Bunun sonucunda canlıların maruz

kaldığı toplam radyasyon miktarı da artmıştır. Đnsan sağlığı üzerinde sahip

olabilecekleri zararlı etkilerin 1930’lardan, özellikle ilk nükleer santrallerin ve

hızlandırıcıların kurulmasından sonra, anlaşılmaya başlanmasıyla birlikte bu

radyasyonlardan korunma yöntemleri üzerine bilimsel çalışmalar yapılmıştır.

Nükleer radyasyondan korunmanın gerekliliğini ve önemini anlayabilmek için

öncelikle bu radyasyon hakkında bazı bilgilerin verilmesi uygun olacaktır. Tezin bu

ilk bölümü radyasyon kaynakları, radyoaktivite olgusu ve radyasyon (özellikle gama

ışınlarının) madde etkileşmelerinin temel bir anlatımına ayrılmıştır.

2

1.1. Radyasyon Kaynakları

Bütün canlılar arka alan radyasyonu denilen ve çevremizde sürekli var olan bir

radyasyon alanının içerisinde yaşamaktadırlar. UNSCEAR (2000)’a göre dünya

geneli göz önüne alındığında bir insanın maruz kaldığı yıllık ortalama radyasyon

dozu değeri 2,4 mSv kadardır. Maruz kalınan bu ortalama arka alan radyasyonunun

kökeninde iki kaynağın bulunduğu bilinmektedir:

1. Doğal radyasyon kaynakları

2. Yapay radyasyon kaynakları

Yapay

Radyasyon

12%

Doğal

Radyasyon

88%

Şekil 1.1. Doğal ve yapay kaynakların arka alan radyasyon dozuna katkıları

Sınıflandırmanın bu şekilde yapılmasına sebep, radyoaktivite olayının doğal ve

yapay olarak iki farklı şekilde meydana gelmesidir. Kâinatın ve Dünyamızın

yaratılışından bu yana var olan bazı elementler dış etkilerden bağımsız olarak sahip

oldukları fazla enerjilerini çekirdeklerinden dışarı atmak suretiyle kararsız yapıdan

kararlı yapıya geçmeye çalışırlar. Böyle elementler doğal radyoaktif elementler ve bu

enerji yayınlama olayı da doğal radyoaktivite olarak adlandırılır. Doğal

radyasyonların kaynağını bu elementler oluşturur. Diğer yandan doğada kararlı

olarak bulunan elementlerden bazılarının çekirdekleri de dışarıdan müdahale yoluyla

(nötronlar ve gamalarla bombardıman etmek gibi) kararlı halden kararsız hale

getirilebilirler. Bu yapay radyoaktivite olgusudur ve yapay radyoaktif elementler de

3

doğal radyoaktif olanlar gibi kararlı hale geçmek için nükleer radyasyon

yaymaktadırlar. Arka alan radyasyonuna katkı yapan radyasyonun diğer bir kaynağı

da yapay radyoaktif elementlerdir. Özellikle son yüzyılda nükleer teknolojideki

gelişmelerle birlikte insan eliyle türetilen yapay kaynakların arka alan radyasyonuna

katkısı giderek artmaktadır. Ancak bu hızlı gelişime rağmen arka alan radyasyon

dozuna en fazla katkı doğal radyasyon kaynaklarından gelmektedir. Maruz kalınan

toplam arka alan radyasyonu üzerinde doğal ve yapay radyasyon kaynaklarının

payları Şekil 1.1’de gösterilmiştir (TAEK, 2010’dan).

1.1.1. Doğal radyasyon kaynakları

Doğal radyasyon iki ana kaynaktan gelmektedir. Bunlardan ilki uzay kaynaklı

kozmik radyasyon ve ikincisi yer kabuğundaki radyoaktif izotoplardan gelen karasal

radyasyondur. Bu iki kaynağın oluşturduğu doz miktarı (0,9 mSv) insan kaynaklı

radyasyon dozuna göre – ki bu 5 µSv’dir – oldukça yüksektir (UNSCEAR, 2000).

Kozmik radyasyon çoğunlukla kaynağını Güneş ve diğer yıldızlardan alan yüklü

iyonlardan oluşmaktadır. Elektronlar, protonlar, helyum çekirdekleri ve daha az

oranda olmak üzere yüksek enerjili fotonlar kozmik radyasyon kaynaklarındandır.

Bu radyasyon türleri enerjilerine bağlı olarak atmosfer bileşenleriyle etkileşerek X-

ışını, müon, proton, elektron, alfa tanecikleri ve nötronlar gibi ikincil radyasyonlar

meydana getirirler. Bunun yanı sıra, atmosferde elementsel mutasyon yoluyla yeni

çekirdekler (kozmojenik nüklitler) oluştururlar. Bunlar içerisinde önemli olanlar 3H, 7Be, 14C, 22Na, 32P, 33P ve 33S’tir (Appleby ve Luttrell, 1993). Kozmik ışın kaynaklı

yıllık doz ortalaması yaklaşık 0,4 mSv'dir (Eisenbud ve Gesell, 1997).

Diğer doğal radyasyon kaynağı olan karasal radyasyon Dünya’nın oluşumu

esnasında ya da daha sonradan meteor veya göktaşları gibi etmenler tarafından

kayaçlara ve toprağa katılan radyoaktif elementler tarafından oluşturulmaktadır. Bu

elementler doğadaki üç temel doğal radyoaktif seri olan Toryum (232Th, 4n),

Uranyum (238U, 4n+2) ve Aktinyum (235U, 4n+3) serisinden birisi içerisindedir.

Ayrıca Neptünyum (241Pu, 4n+1) ile gösterilen dördüncü bir seriden daha

bahsedilebilir. Ancak ana çekirdeğin 14 yıllık yarı ömrü nedeniyle günümüzde

4

mevcut değildir. Doğal serilerdeki nüklitlerin yarı ömürleri Dünyanın yaşından

büyük olduğu için bunlara primordiyal (ezelden beri var olan) nüklitler denilmektedir

ve seri sonundaki element kararlıdır. Tüm canlılar havadan ve besinlerden bu radyo

çekirdekleri vücutlarına sürekli olarak aldığından, bu radyo nüklitler zamanla

organlarda birikmektedir ve içsel ışınlamaya neden olmaktadır. Đçsel ışınlamada en

önemli pay ender bulunan elementlerden birisi olan 40K’tır (Cooper, 2003). Bazı

önemli doğal radyo çekirdekler ve özellikleri Çizelge 1.1.’de verilmiştir (Değerlier,

2007). Şekil 1.2.’de (TAEK, 2010) ise doğal radyasyonun kaynaklarına göre dağılımı

görülmektedir.

Çizelge 1.1. Önemli primordiyal radyonüklitler ve bazı özellikleri

Nüklid Sembol Yarı Ömür Doğal Aktivitesi

Uranyum 235 235U 7,04 x 108 y Tüm doğal uranyumun 0,72 % si

Uranyum 238 238U 4,47 x 109 y Tüm doğal uranyumun % 99,28’i; (Yaygın kaya çeşitlerindeki toplam uranyum 0,5 ile 4,7 ppm)

Toryum 232 232Th 1,41 x 1010 y Kabuk ortalamalı yaygın kaya çeşitlerinde 1,6 ile 20 ppm, ortalama 10,7 ppm

Radyum 226 226Ra 1,60 x 103 y Kireçtaşında 16 Bq/kg ve volkanik kayalarda 48 Bq/kg

Radon 222 222Rn 3,82 gün Asal gazlar; US’deki havada yıllık ortalama konsantrasyonu 0,6 Bq/m3 ile 28 Bq/m3 aralığında

Potasyum 40 40K 1,28 x 109 y Toprak için 1-30 pCi/g (0,037-1,1 Bq/g)

Đçsel9% Yiyecek

10%

Kozmik15%

Gama18%

Radon48%

Şekil 1.2. Doğal radyasyonun kaynaklarına göre yüzde dağılımı

5

1.1.2. Yapay radyasyon kaynakları

Son yüzyılda, özellikle nükleer teknolojideki gelişmelere paralel olarak çekirdek

kaynaklı veya X-ışınları gibi çekirdek kaynaklı olmayan radyasyonların kullanım

alanları geniş bir yelpazeye yayılmıştır. Nükleer reaktörlerde enerji üretiminde ve

radyoizotop üretiminde, tıpta teşhiste ve tedavide, endüstride kalite denetleme

tespitinde, gıda sahasında sterilizasyonda radyasyon kaynakları kullanılmaktadır.

Uygulamaların çeşitliliği farklı yapay radyoizotopların üretilmesi ihtiyacını doğur

muştur. Bu şekilde dışarıdan, insan müdahalesiyle ortaya çıkan radyasyon türüne

yapay radyasyon denir. Yapay radyasyonun fiziksel doğası ve etkisi doğal

radyasyonunkiyle aynıdır. Maruz kaldığımız toplam yapay radyasyonu oluşturan

temel kaynaklar Şekil 1.3’de gösterilmektedir. Buradan görüldüğü gibi, yapay

radyasyonun büyük kısmı tıbbi uygulamalardan kaynaklanmaktadır. Bunların yanı

sıra atmosferde ve yeraltında yapılan nükleer silah denemeleri sonucu oluşan

serpintiler, silah malzemelerinin üretimi süreci ve Chernobil’deki gibi reaktör

kazaları yapay radyasyon kaynakları arasındadır (UNSCEAR, 2000).

Tıbbi Uygulamalar

96%

Nükleer Santraller

1%

Radyoaktif Serpintiler

1%

Tüketici Ürünleri1%

Mesleki Işınlanmalar

1%

Şekil 1.3. Yapay radyasyon kaynaklarının dağılım oranları (TAEK, 2010)

Maruz kalınan radyasyon ister doğal isterse yapay kaynaklardan gelsin pek çoğu

çekirdek kökenlidir. Nükleer radyasyon olarak adlandırılan bu ışınlar fiziksel bir

süreç olan radyoaktif bozunma sürecinin ürünüdür.

6

1.2. Radyoaktif Bozunma

Nükleer radyasyon terimi söz konusu radyasyonun atom çekirdeklerinden

kaynaklanması durumunda kullanılır. Kararsız haldeki çekirdeklerin kararlı hale

geçmek için radyasyon yayınlaması radyoaktivite olarak adlandırılır ve bu yüzyılın

başlarında fosfor esans maddeler üzerinde çalışan H. Becquerel tarafından

keşfedilmiştir. Radyoaktif bozunmanın kendisi tamamıyla istatistiksel bir süreçtir.

Yani radyoaktif çekirdekler topluluğundaki belirli bir çekirdeğin ne zaman

bozunacağı asla bilinemezken çekirdekler topluluğunun, zamana üstel olarak bağlı

bir yasaya uyarak bozundukları gözlenmiştir (Kaplan, 1964). Tüm radyoaktif

çekirdekler, elementin türünden ve yaydıkları radyasyonlardan bağımsız olarak

radyoaktif bozunma yasasına tabidirler. N0 çekirdeklerin başlangıçtaki sayısı ve λ

(zaman-1) birim zaman başına bozunma ihtimali demek olan bozunma sabiti olmak

üzere, t zaman sonraki mevcut çekirdek sayısı Denk. 1.1. ile verilmektedir.

teNN λ−= 0 (1.1)

Şekil 1.4. P-N sayısına göre elementlerin kararlılık eğrisi (Jevremovic, 2009’dan)

7

Bir çekirdeğin kararlılığı onun nötron (N) ve proton sayısıyla (Z) yakından ilgilidir.

Pek çok çekirdek için N>Z’dir ve kararlılık N≅Z civarında sağlanır (Şekil 1.4). Z>80

olan tüm çekirdekler bir radyoaktif izotopa sahiptir. Aynı zamanda Z≥83 olan tüm

çekirdekler radyoaktiftir. Atom numarası en büyük radyoaktif olmayan element

Bi20982 ’tur (Eisenbud ve Gesell, 1997). Bununla birlikte bu şartlara uymayan yapay

radyoaktif elementlerin sayısı da oldukça fazladır.

Kararsız çekirdekler fazla enerjilerini vererek kararlı hale geçmek için üç temel

sınıfta toplanabilecek bozunmalar ile bunlara ek olarak nötron (nükleer bölünme)

bozunmasına uğrarlar.

1.2.1. Alfa bozunması

Alfa (α) parçacıkları 1903 yılında Rutherford tarafından radyum elementinin

bozunması esnasında çıkan taneciklerin elektrik ve manyetik alanlardaki

sapmalarından yararlanılarak bulunmuştur. Alfa bozunmasının fiziksel sebebi

Coulomb itme kuvvetidir. Atom numarası 83‘ ten büyük olan elementler, kararlı bir

çekirdek yapısına ulaşmak amacı ile ilk önce alfa bozunmasına uğrarlar. Yüksek Z

sayılarında çekirdekteki nükleer bağlanma kuvveti A sayısı ile değişirken, itici

Coulomb kuvveti Z2 ile değişir. α taneciği iki proton ve iki nötrondan oluşan pozitif

yüklü bir He42 çekirdeğidir. Dolayısıyla bir çekirdeğin alfa parçacığı yayınlanması

ile çekirdek 2 proton ve 2 nötronunu kaybeder.

HeYX A

Z

A

Z

42

42 +→ −

− (1.2)

Alfa bozunumu klasik fizik yasalarının açıklayamadığı bir olgudur. Çünkü

bozunmayla salınan α tanelerinin enerjileri yavru çekirdeğin Coulomb duvarını

aşamayacak büyüklüktedir. Bu sorun 1928 yılında kuantum tünellemesi fikrini ortaya

atan Gamow, Gurney ve Condon tarafından çözülmüştür. Buna göre, kendisine bir

dalga fonksiyonu eşlik eden α taneciğinin yavru çekirdeğin potansiyel duvarını

aşması ihtimali vardır. Ancak α taneciğinin engeli aşması için potansiyel duvarıyla

defalarca etkileşmesi gerekmektedir (Krane, 1988).

8

1.2.2. Beta bozunması

Beta (β) bozunmaları izobarik bozunmalardır: Yavru çekirdekle ana çekirdeğin kütle

numarası aynıdır. Ancak bozunma türüne bağlı olarak ana çekirdeğin atom numarası

değişir: Negatron (β-) bozunması ise 1 artar; pozitron (β+) bozunması ise veya

elektron yakalama olayı ise 1 azalır. β- ve β+ bozunmalarından zayıf etkileşme

sorumludur. Parçacıların Standart Modeli’ne göre bu bozunmalar ağır W ve Z

bozonlarının nötron-proton arasındaki değiş tokuşuyla gerçekleşir.

Nötron sayısı proton sayısından fazla (N>Z) olan ve α bozunması yapamayan

kararsız bir çekirdek fazla enerjisini nötronlarından birisini bir protona dönüştürerek

dışarı verir. Bu esnada bir elektron yaratılır. Ancak çekirdek içerisinde bulunması

mümkün olmayan bu elektron dışarı fırlatılır. Bozunma sonucunda, Denk. 1.3.’de de

görüldüğü gibi, negatronla birlikte bir de anti-nötrino oluşur (Annunziata, 2003).

νβ

ν

++→

++→−

+

−

YX

epn

A

Z

A

Z 1

(1.3)

Kararsızlığı çekirdekteki proton fazlalığından (Z>N) kaynaklanan bir çekirdek

protonlarından birini bir nötrona dönüştürür ve bu arada toplam yük korunacak

şekilde bir pozitron (pozitif yüklü elektron) ve bir de nötrino açığa çıkarır. Eğer bir X

çekirdeğinin kararsızlık sebebi proton sayısının nötron sayısından fazla olması ise bu

çekirdek Denklem 1.4’deki gibi bozunarak kararlı hale geçer.

νβ

ν

++→

++→+

−

+

YX

enp

A

Z

A

Z 1

(1.4)

Beta bozunmasının meydana gelmesi için üçüncü bir yol da elektron yakalama

olayıdır. Burada çekirdek kararsızlığı proton fazlalığından kaynaklanmaktadır ve bu

çekirdek +β bozunması gerçekleştirememektedir. N/P oranını dengelemek için

atomun çekirdeğe yakın yörüngelerinde bulunan bir elektron yakalanarak bir proton

nötrona dönüştürülür. Boşalan elektron yörüngesi üst yörüngelerden başka bir

9

elektronla doldurulur. Onun için buna iç dönüşüm de denir. Dönüşüm sonucunda

proton sayısı 1 eksilir ve kütle numarası aynı kalır (Beiser, 1972).

ν

ν

+→+

+→+

−−

−

XeX

nep

A

Z

A

Z 1

(1.5)

1.2.3. Nötron bozunması (veya nükleer bölünme)

Nötron (n) kütlesi protonunkine yakın olmasına (≈1 akb) rağmen yüksüz olmasından

dolayı atomun en son keşfedilen bileşenidir. 1932 yılında J. Chadwick tarafından

keşfedilmiştir. Çekirdek dışında kararlı değildir ve 15 dakikalık ömre sahiptir. Diğer

kütleli ışımalar olan α ve β ışımalarına nazaran çok daha az sayıda çekirdek

tarafından doğal bozunma yoluyla salınırlar. Nötron bozunmasına uğrayan

çekirdekler yapılarını iki şekilde değiştirmektedirler. Gecikmeli nötron bozunumu

yoluyla dönüşüm ve kendiliğinden fisyon.

Çok az çekirdek - ki bunlar da genellikle fisyon ürünleridir - gecikmeli nötron

bozunumu yapar. Bu süreçte elementin türü değişmez ancak atom o elementin farklı

bir izotopuna dönüşür. Ana çekirdek bir alfa veya beta bozunmasına uğradıktan

sonra ara basamakta kararsız bir yavru çekirdek oluşur - ki bu da nihai yavru

çekirdeğin genellikle γ ışıması yapacak olan kararsız bir izotopudur - ve bu kararsız

çekirdek de nötron salarak nihai yavru çekirdeği oluşturur. Örnek olarak bir fisyon

ürünü olan Br87 ’un Kr87 ’a dönüşmesi verilebilir.

Kendiliğinden fisyon olayı çok fazla enerjisi olan bazı az sayıdaki ağır çekirdeklerin

kendilerini daha küçük çekirdeklere ayırması olayıdır. Bozunma sonucunda ana

çekirdeğin türüne göre 2 ile 4 adet nötron salınabilir. α veya β bozunmaları sürece

eşlik edebilir. Örnek olarak U235 ve Cf252 verilebilir (Martin, 2006).

Nötron radyasyonlarının sınıflandırılmasına dair literatürde az da olsa farklılık

gösteren yaklaşımlar vardır. Ancak genel bir sınıflandırma Çizelge 1.2.’deki gibidir

(Krane, 1988; Annunziata, 2003).

10

Çizelge 1.2. Nötronların enerjilerine göre sınıflandırılması

Sınıflandırma adı Nötron enerjisi

Soğuk 10-3 eV

Yavaş (termal)

(epitermal)

10-3 – 0,4 eV

0,4 – 100 eV

Orta dereceli 100 eV – 200 keV

Hızlı 200 keV – 10 MeV

Göreli ≥10 MeV

1.2.4. Gama bozunması

Gama (γ) ışınları 1900 senesinde uranyum elementi üzerine çalışan P. Villard

tarafından keşfedilmiştir. Mahiyeti üzerine yaptıkları difüzyon çalışmaları sonucunda

kütlesiz ve yüksüz elektromanyetik radyasyon olduğu E. Rutherford ve P. Andrea

tarafından kanıtlanmıştır. Yükleri olmadığından elektrik ve manyetik alanlardan

etkilenmezler. Gama radyasyonlarıyla X – ışınları köken olarak birbirlerinden

farklıdırlar: X – ışınları elektronik, γ ışınları ise nükleer menşelidir ve enerjileri

genellikle 100 keV’in üzerindedir (Price, vd., 1957) ve Şekil 1.5.’de görüldüğü gibi

elektromanyetik tayfın en yüksek frekanslı bölgesindedir.

Şekil 1.5. γ-ışınlarının elektromanyetik tayftaki yeri

11

Kararsız çekirdeklerin bozunma süreçlerinin hemen hemen hepsinde α ve β ışımaları

gözlenir. Ancak bu bozunmalar ürün çekirdeğin genellikle uyarılmış (eksite) halde

kaldığı bozunmalardır. Bu nedenle ürün çekirdek kademeli olarak ya da tek

basamakta γ radyasyonu salarak daha az enerjili bir seviyeye veya taban durumuna

iner. Bu geçişler 10-9 saniyeden kısa zamanda gerçekleşir (Magill ve Galy, 2005).

Açığa çıkan gamaların enerjileri

12 EEhE −== νγ (1.6)

olacak şekilde iki seviye arasındaki farka eşittir. γ bozunmaları izomerik geçişlerdir.

Bir alfa veya beta bozunması sonucu uyarılmış halde kalan çekirdeğe nükleer

izomer; bu çekirdeğin gama ışımasıyla kararlı hale geçmesine de izomerik geçiş

denir. Đzomerik geçişte ana çekirdeğin atom ve kütle numarası değişmemektedir

(Noz ve Maguire, 2007).

γ

βα

+→

+→

YY

YveyaX

A

Z

A

Z

A

Z

A

Z

*

*)( (1.7)

Alfa ve beta parçacıklarıyla karşılaştırıldığında, gama ışınlarının madde içine nüfuz

etme kabiliyetleri çok daha fazladır. Dolayısıyla da iyonlaştırma kabiliyetleri çok

daha azdır. Birkaç santimetre kalınlığındaki kurşun bloklarla sadece belli bir kısmı

durdurulabilir. Bir engelle etkileşen gama radyasyonun şiddeti üstel bir fonksiyona

uyacak şekilde azalma gösterir. Yüksüz olduklarından elektrik ve manyetik alanda

sapma göstermezler.

1.3. Radyasyonun Biyolojik Etkileri

Genel olarak bakıldığında, yukarıda bahsini etmiş olduğumuz radyasyon türleri, ister

çekirdek kaynaklı (nükleer), ister X - ışınları gibi elektronik kaynaklı ya da isterse

kozmik ışınlar gibi dış uzay kaynaklı olsun, kaynaklarından bağımsız olarak canlı

dokuları üzerinde oluşturdukları birincil fiziksel süreçler tarafından tetiklenen ikincil

kimyasal ve biyolojik süreçler tarafından meydana getirilen bazı zararlı etkilere

12

sahiptirler. Bu etkilerin meydana gelme mekanizmaları radyasyonların enerjilerine ve

kütleli olup olmamalarına göre bazı farklılıklar gösterebilir (NRC, 1999).

Radyasyona maruz kalan canlı doku üzerinde oluşan etkiler iki ana sınıfta

toplanabilir: 1) Deterministik etkiler (Akut etkiler ve doğumdaki bozukluklar) ve 2)

stokastik etkiler (Genetik etkiler ve kanser oluşumu) (Cember ve Johnson, 2009).

Şekil 1.6. Radyasyonun dokudaki etki mekanizmasının tasviri

Yüksek enerjili nükleer ışınların biyolojik sistemler tarafından soğrulmasına neden

olan iki temel süreç hücre içinde iyon çiftlerinin ve uyarılmış atomların oluşmasıdır.

Đyonlar ve uyarılmış atomlar temel haldeki nötr atomlardan farklı fiziksel ve

kimyasal özellikler gösterdiklerinden, radyasyon enerjisinin soğrulması hücrede

karmaşık biyokimyasal tepkimeler başlatarak düzensizliklere neden olur. Bu

düzensizlikler de kendilerini hücre dokusundaki morfolojik ve işlevsel rahatsızlıklar

olarak gösterirler. Maruz kalınan doza bağlı olarak sahip olunan radyasyon kaynaklı

hastalık nedeniyle, organ hasarı veya canlının tamamen hasar görmesi ve ölmesi söz

konusu olabilir. Bu tür etkilere deterministik etkiler denir. Ancak radyasyon

hasarının en önemli ve de en zarar verici şekli sonraki nesilleri de etkileyen genetik

tesirlerdir ve stokastik etkiler olarak adlandırılırlar (Carron, 2007).

Yukarıda da belirtildiği gibi nükleer radyasyonların biyolojik etkilerine temel olan

fiziksel süreçler ışınlanan dokudaki atomların iyonizasyonu ve uyarılmasıdır.

Đyonizasyon doğrudan ve dolaylı olmak üzere iki türlü meydana gelir. Alfa, proton

13

ve beta radyasyonları doğrudan iyonize edici radyasyonlardır. Elektrik yüküne sahip

ve kütleli olduklarından dokunun derinliklerine göreceli olarak daha az nüfuz

edebilirler ve en dış katmanları tarafından tutulurlar. Dış dokudaki etkileri daha çok

radyasyon yanıkları şeklindedir. (UNSCEAR, 1993). Gama ışınları ve nötronlar

maddeyi dolaylı yoldan; yani ürettikleri yüklü tanecikler yoluyla iyonize ederler. α

ve β radyasyonlarıyla kıyaslandığında çok daha giricidirler. γ ışınları hem yüksüz

hem de kütlesiz olduklarından ne elektromanyetik alanlardan ne de çekirdeğin

kuvvetli etkileşmesinden etkilenirler. Gama ışınlarının iyonizasyon etkisi enerjisinin

çok yüksek değerlerinde azalmaktadır, çünkü dokular tamamıyla geçirgen hale

gelmekte; yani etkileşme ihtimali çok azalmaktadır. Nötronlar ise yüksüzdürler ve

elektromanyetik etkilerle karşılaşmazlar. (Podgorsak, 2010). Nötronların dokular

üzerindeki etkileri ikincil etkileşim süreçlerine dayanır. Yavaş nötronların meydana

getirdiği en kayda değer etkileşmeler spesifik iyonlaşmaya neden olan hidrojen

içindeki (n, γ) tepkimeleri ve nitrojen içindeki (n, p) tepkimeleridir. Birincisinde 2,2

MeV gama ışınları, ikincisinde 0,57 MeV protonlar üretilir. Hızlı nötronlar

durumunda ise nötronların tüm dokudaki hidrojen, oksijen, karbon ve nitrojen gibi

elementlerle esnek çarpışarak yavaşlatılması söz konusudur. Geri tepen çekirdeğin

kinetik enerjisi diğer çekirdeklerle etkileşmesiyle kaybolur. Bu birincil süreçler

tarafından aktarılan enerji nedeniyle oluşan zincirleme kimyasal tepkimeler sonucu

hücredeki protein molekülleri hasar görebilir. Diğer taraftan, canlının temel yapı taşı

olan su moleküllerinin radyasyon tarafından iyonize edilmesiyle tetiklenen biyolojik

tepkimelerin görünür bazı sonuçları arasında hidrojen peroksit, oksijen ve serbest

radikaller (OH, HO2 gibi) oluşması vardır. Bu yeni oluşumlar da hücre yapısını

okside ederek zararlı moleküllerin oluşumuna veya bazı enzimlerin zarar görmesine

neden olabilir (Price, vd., 1957).

Radyasyona en duyarlı biyolojik süreçlerinden birisi hücre bölünmesi yoluyla yeni

hücre oluşumudur. Özellikle hücre oluşumunun en çok gerçekleştiği vücut bölümleri

ciddi seviyede doza maruz kalmalarda akut radyasyon hasarına uğrar. Radyasyonun

sebep olduğu ikincil tepkimeler nedeniyle oluşan akut radyasyon hasarı kendisini

belirli bir zaman (hafta veya ay) sonra gösterir. Akut etkilerden daha tehlikelisi

kronik etkilerdir ki; bunlar akut etkilerden uzun yıllar sonra dahi ortaya çıkabilir.

14

Kronik etkilerin nedeni, hücre çekirdeğindeki radyasyon kaynaklı hasarların

tamamıyla onarılamaması ve yavru çekirdeklere aktarılmasıdır. Lösemi, diğer kanser

türleri ve katarakt kronik etkilere örnek verilebilir. Ayrıca kronik radyasyon

hasarının diğer bir şekli herhangi bir görünür etkisi olmayan hayatın kısalmasıdır

(Jaeger, 1965; UNSCEAR, 1994).

Canlı dokuya radyasyon tarafından verilen hasar doz hızına (birim zamanda alınan

doz) bağlı olduğu kadar toplam doza da bağlıdır. Sadece yaşam hücreleri üzerindeki

etkiler (somatik etkiler) göz önüne alınırsa, belirli miktarda bir dozun kısa bir sürede,

aniden alınması uzun sürede yavaş alınmasından daha tehlikelidir. Çünkü dokudaki

hücrelerin yeteri kadarının, yeterli düzeyde onarılabilmesi için belirli zamana

ihtiyaçları vardır (Yülek, 1994). Kinsman (1957)’a göre somatik etkilerin dozun

zamana dağılımına bağlılığı radyasyonun sürekli yenilenen hücre sistemlerine

saldırmasına; radyasyona bağlı olarak üretilen zehirlerin, yeterli zamana sahip

olduğunda canlı tarafından etkisiz kılınabilmesine ve canlının radyasyon tarafından o

ana dek oluşturulmuş hasarları giderecek mekanizmalara sahip olmasına atfedilebilir.

Bununla birlikte, üreme hücreleri veya genler söz konusuysa durum bazı faklılıklar

gösterir. Nükleer radyasyonların en korkutucu etkisi, sebep oldukları mutasyonlardan

dolayı genler ve DNA zinciri üzerinedir. Zira genetik mutasyonlar kalıtım yasaları

gereği sonraki nesillere aktarılırlar. Bu mutasyonlar radyasyonun stokastik

etkilerindendir (Jaeger, 1965; Henriksen ve Maillie, 2003).

1.4. Radyasyondan Korunmanın Önemi ve Gerekliliği

Radyoaktif kaynakların uygulamalarının hayata yeni geçirmeye başlayan bilim

adamları, bilgi eksikliğinden dolayı, bunların zararlı etkilere sahip olabilecekleri

hususunda herhangi bir fikre sahip değillerdi. Ancak şimdi bizler önceki bölümdeki

tartışmaların ve bu konudaki oldukça geniş literatürün ışığında (ICRP, 1993, 1996;

DOE, 1995, 1997; IEA, 1996, 2009; TAEK, 2010) yüksek enerjili nükleer

radyasyonların canlı hücreler üzerinde onarılabilir veya onarılamaz hasarlara

sebebiyet verdiklerini; bu hasarlardan genetik olanların canlı türünün geleceğini de

etkileyecek şekilde nesilden nesile aktarıldıklarını bilmekteyiz. Bu nedenle,

15

radyasyon kaynaklarından yayılan doz miktarının kontrol edilmesi ve başta insanoğlu

olmak üzere, canlılara zarar vermeyecek seviyelere indirilmesi gerekmektedir. Bu

sürecin tamamına radyasyondan korunma denir.

Radyasyondan korunma, özellikle günümüzde önem kazanmış bir çalışma alanıdır.

Çünkü nükleer teknoloji çok geniş bir yelpazede uygulama alanlarına sahip hale

gelmiştir. Bunların en önemlilerinden birisi nükleer reaktörlerdir. Reaktörlerde güç

üretiminde uranyum elementi kullanılmaktadır. Meydana gelen fisyon tepkimeleri

sonucu bol miktarda nötron açığa çıkmaktadır. Ek olarak, oluşan radyoaktif ürünler

alfa, beta ve gama radyasyonları yaymaktadır. Ayrıca üretilen radyoaktif atıkların

aktivitelerinin makul seviyelere inmesini beklemek için dikkatli bir şekilde

saklanması gerekmektedir (Rockwell, 1956). Diğer yandan fiziğin parçacıklar

düzeyindeki gizemlerini araştırmak için kurulmuş olan hızlandırıcı merkezlerinde

yapılan çarpışma deneylerinde yine X-ışınları, gama ışınları, yüksek enerjili kütleli

tanecikler ve çekirdek altı tanecikler açığa çıkmaktadır (Lee, 2004). Radyasyonun

günlük hayatta da karşımıza çıkan, toplum tarafından en gözle görünür

uygulamalarının olduğu saha ise tabii ki sağlıktır. Günümüzde hemen hemen tüm

hastanelerde radyasyon tanı ve tedavilerinin gerçekleştirildiği nükleer tıp birimleri

bulunmaktadır. Buralarda X-ışınlarıyla röntgen çekimi ve tomografi (CT),

floroskopi, mamografi, kemik yoğunluğu ölçümü; fotonlar kullanılarak tomografi

(SPECT), ameliyatlarda hassas gama bıçağı; pozitronlar kullanılarak tomografi

(PET); nötronlar kullanılarak bor nötron yakalama terapisi uygulamaları

gerçekleştirilmektedir (Shultis ve Faw, 2002).

Radyasyondan korunma fikrinin, tabii ki en önemli gerekçesi canlı, özelde de insan

sağlığıdır. Ancak, çağımızın elektronik çağı olduğunu hatırlayarak radyasyondan

korunmanın önemi ve gerekliliğine dair başka bir gerekçenin daha var olduğunu

anlayabiliriz. Ashok, vd., (1978a) ve Tataroğlu, vd., (2006) yaptıkları çalışmalar

sonucunda gama radyasyonunun; Ashok, vd., (1976, 1978b) ve Akkurt, vd., (2010a)

ise nötron ve elektron radyasyonlarının elektronik sistemlerde sık kullanılan bazı

devre elemanlarının karakteristiklerini etkilediklerini göstermiştirler. Dolayısıyla

16

radyasyon uygulamalarının yapıldığı tesislerde cihazların elektronik sistemlerinin de

radyasyon etkilerinden korunması da önem arz etmektedir.

1.5. Radyasyondan Korunma Yöntemleri

Önceki bölümde verilen örnekler radyasyondan korunmanın önemini ve gerekliliğini

açıkça ortaya koymaya yeterlidir. Literatürde (Kaplan, 1989; Akkurt, vd., 2004)

radyasyonun zararlı etkilerinde korunmanın üç temel yolu zaman, mesafe ve

zırhlama kuralı olarak sıralanmaktadır. Bunlar Şekil 1.7.’de sembolize edilmiştir.

Şüphesiz ki, en iyi korunma yöntemi bu üç kuralın aynı anda işletilmesidir.

Şekil 1.7. Radyasyondan korunmanın üç temel yolu (TAEK, 2010)

1.5.1. Zaman kuralı

Radyasyondan korunmanın ilk ve en basit kuralıdır. ALARA (As Low As

Reasonably Acheivable) ilkesine göre (ICRP, 1997) radyoaktif kaynaklar

kullanılarak yapılan uygulamalar mümkün en kısa zamanda tamamlanmalıdır.

Radyasyona maruz kalan maddenin emdiği doz zamanla değişmektedir. A

aktivitesine sahip bir kaynağın kendisinden r mesafedeki doz hızı ve Γ spesifik

gama-ışını sabiti olmak üzere;

tr

AX ∆Γ=∆

2 (1.8)

ile verilir (Krane, 1988). Buna göre emilen doz zamanla doğru orantılıdır.

17

1.5.2. Mesafe kuralı

Alfa ve beta radyasyonları gibi yüklü radyasyonların havadaki ortalama serbest

yolları oldukça kısadır. Nötron ve gama radyasyonları ise görece daha uzun yollar

almalarına karşın mesafeyle şiddetleri azalır. Bu nedenle bir radyasyon kaynağının

zararlarından sakınmanın etkili yollarından birisi de kaynaktan olabildiğince uzakta

durmaktır. Maruz kalınan radyasyon miktarı mesafeyle ters kare yasasına bağlı

olarak azalmaktadır (Eaves, 1964). Bunu doğrulamak için kaynaktan aynı anda çıkan

ışınların bir t zaman sonra r uzaklıkta küresel dalga cepheleri oluşturduğunu

varsaymak yeterli bir doğruluk sağlayacaktır (Esasen yüklü taneciklerin aralarındaki

elektromanyetik etkileşmelerden dolayı tam da varsayımımıza uygun bir hareket

sergilemeyeceklerini düşünebiliriz). Böylece herhangi bir küresel dalga cephesinin

yüzeyindeki ışınların yoğunluğu, kaynağın A0 şiddeti ile doğru, küre yüzeyinin

alanıyla ters orantılıdır.

2

0

4 r

AA

π∝ (1.9)

Burada A, r mesafedeki radyasyon şiddetidir. Ayrıca bir d2 uzaklığındaki doz hızı D2,

başka bir d1 uzaklığındaki (d1<d2) doz hızı D1’den uzaklıkların kareleriyle ters

orantılı olacak şekilde daha küçüktür.

1

2

2

12 D

d

dD

= (1.10)

1.5.3. Zırhlama kuralı

Radyasyon kaynağı ile radyasyon kaynağından yayımlanan ışınlardan korunması

amaçlanan sistem (canlı ya da cansız) arasına engel koyarak radyasyonun etkilerini

yok etme veya makul düzeylere indirme işlemine zırhlama denir. Böylece

zırhlamanın temel amacının, salınan radyasyonların zırh malzemesinin atomları ile

dolaylı veya doğrudan yollarla etkileşerek enerjilerinin tamamını ya da bir kısmını

18

kaybetmelerini sağlamak olduğunu söyleyebiliriz. Bu amaçla kullanılacak zırhlama

malzemesi seçiminde radyasyonların türü önemlidir. Çünkü nükleer radyasyonların

maddeyle etkileşme mekanizmaları sahip oldukları yüke, kütleye ve enerjilerine

bağlı olarak değişiklik arz etmektedir. Zira tıpkı fotonlar ve nötronlar örneğinde

olduğu gibi, farklı enerjilerde farklı etkileşim mekanizmaları baskındır (Lowenthal

ve Airey, 2001; Akkurt, vd., 2005a). O zaman radyasyona karşı zırhlamada ilgili

radyasyonun maddeyle etkileşme şekli göz önünde bulundurulmalıdır.

Daha önce radyasyonun kaynağına göre iki sınıfta incelendiğinden bahsedilmişti.

Radyasyonlar, ayrıca madde atomlarını iyonlaştırma kabiliyetlerine göre de iki genel

sınıfta incelenirler (Şekil 1.8.).

Şekil 1.8. Radyasyonların iyonlaştırma özelliklerine göre sınıflandırılması

Đyonlaştırıcı olmayan radyasyonlar: Maddeyle etkileşirler ancak onun elektronik

yapısında bir değişikliğe neden olmazlar. Çünkü etkileştikleri madde atomlarını

(veya moleküllerini) iyonlaştıracak kadar yüksek enerjili değildirler. Görünür ışık,

kızılötesi ve yakın morötesi ışınlar, mikro dalgalar ve radyo dalgaları bu

kapsamdadır. Bu tür elektromanyetik radyasyonlar iyonlaşmaya neden olmamalarına

rağmen madde atomlarının uyarılmasını sağlayabilirler. Atom üst enerji seviyesine

19

çıkar ve taban durumuna dönmek için aldığı enerjiyi geri verir. Bu radyasyon türünü

zırhlamak daha kolaydır çünkü düşük enerjilerinden dolayı girici değildirler.

Đyonlaştırıcı radyasyonlar: X-ışınları ve uzak morötesi haricinde tamamı nükleer

radyasyon sınıfında olup madde atomlarından (veya moleküllerinden) elektron

kopararak iyonlaşmaya neden olacak kadar yüksek enerjilere sahiptirler. Böylece

atom net bir yüke sahip olur. Atom ve kopan elektron iyon çifti oluşturur. Đyonlaşma

esnasında radyasyon etkileştiği maddenin yapısına bağlı olarak enerji kaybeder. Bir

atomu iyonlaştırmak için gerekli en küçük enerji birkaç eV ile helyumu bir kez

iyonlaştırmak için gerekli 24,6 eV aralığında olabilir (Podgorsak, 2010). Zırhlanması

zor ve önemli olan radyasyon türleri iyonlaştırıcı radyasyonlardır. Alfa, beta, nötron

ve gama ışınları bu sınıfta yer alır.

Çizelge 1.3. Đyonlaştırıcı radyasyon türleri ve bazı etkileşme özellikleri

α β+ ve β- n X-ışınları γ-ışınları

Yük +2 +1 ve -1 0 0 0

Đyonizasyon Doğrudan Doğrudan Dolaylı Dolaylı Dolaylı

Kütle (akb) 4,00277 0,000548 1,008665 - -

Hız (cm/s) 6,94x108 2,82x1010 1,38x109 2,99x1010 2,99x1010

Enerji (MeV) 3-10 0-3 0-10 10-4 – 10-1 10-5 – 10

Havada menzil(cm) 0-10 0-103 0-105 102-103 1-104

Suda menzil(cm) 20-125x10-8 <1 0-100 10-3-1 10-3-…

Đyonlaştırıcı radyasyonlar maddeyi iyonlaştırma mekanizmalarına göre iki sınıfta

incelenir: 1) Doğrudan ve 2) dolaylı yoldan iyonlaştırıcı radyasyonlar. α, β-, β+ ve

iyonlar gibi yüklü tanecikler doğrudan iyonlaşmaya neden olurlar. Bunlar

başlangıçtaki enerjilerini atomun yörüngesindeki elektronlarına, Coulomb

etkileşmesi de dâhil olmak üzere doğrudan ve tek basamakta aktarırlar. Enerjileri ne

kadar büyükse madde içinde o kadar derine nüfuz ederler. Dolaylı yoldan

iyonlaştırıcı olanlar ise yüksüz nötronlar ile γ ve X-ışınlarıdır. Bunlar maddeyi iki

basamakta iyonlaştırırlar. Đlk basamakta yüklü bir parçacığın salınmasına neden

olurlar (gama ışınları elektron veya elektron-pozitron çifti; nötronlar proton veya ağır

20

iyonlar). Đkinci basamakta ise salınan bu parçacıklar doğrudan iyonlaşmada geçerli

süreçler vasıtasıyla iyonlaşmaya neden olurlar (ICRU, 1971).

Aynı enerjili iyonlaştırıcı radyasyonların madde içerisine giricilik kabiliyetleri

karşılaştırıldığında (Şekil 1.9.) en tehlikeli radyasyon türlerinin gama ışınları ve

nötronlar olduğu ortaya çıkar. Çünkü nötronlar yüksüz; gama ışınları ise hem yüksüz

hem de kütlesizdir. Çizelge 1.3.’de görüldüğü gibi alfa, beta ve protonlar hem yüklü

hem de kütleli olduklarından maddenin derinliklerine doğru ilerleyemezler (Arshak,

2006; Martin, 2006).

Şekil 1.9. Đyonlaştırıcı radyasyonların giriciliklerinin karşılaştırılması

Burada ilginç olan nokta, zırh maddesiyle radyasyonun atomik düzeydeki

etkileşmelerinin radyasyonun türüne ve enerjisine bağlı olmasına rağmen

radyasyonun zayıflatılması amacıyla önüne konulan bir engelin radyasyonun

başlangıçtaki I0 şiddetini I<I0 olacak şekilde radyasyonun türünden ve cinsinden

bağımsız olacak şekilde aynı üstel yasaya uyarak zayıflatmasıdır (Şekil 1.10.).

Literatürde bu yasaya Beer-Lambert Yasası denir (Eaves, 1964; Goswami ve

Chaudhuri, 1973; Mudahar, vd., 1991). Buna göre zırh sebebiyle radyasyon

şiddetinin değişimi başlangıçtaki şiddetle ve zırh kalınlığıyla doğru orantılı, fakat

azalma gösterdiği için de zıt işaretlidir.

21

xeII

IdxdI

µ−=

−∝

0

(1.11)

Şekil 1.10. Gelen radyasyonun şiddetinin x kalınlıklı bir engel tarafından azaltılması

Denk. 1.11’deki µ katsayısı (birimi cm-1) radyasyon zırhlama söz konusu olduğunda,

toplam doğrusal zayıflatma (veya soğurma) katsayısı olarak adlandırılır ve

radyasyonun, maddenin atomlarıyla birim uzunluk başına etkileşme ihtimali olarak

tanımlanır (Jaeger vd., 1968; Bashter, 1997; Akkurt, vd., 2005a). Maddelerin

zırhlama özelliklerinin tespitinde zayıflatma katsayılarının bilinmesi önemlidir.

Bunun için maddelerin zayıflatma katsayılarının elde edilmesi gerekmektedir.

Radyasyondan korunmada zikredilen ilk iki kural tabii ki faydalı kurallardır.

Özellikle kaynak aktivitesinin, gücünün küçük olduğu ve yer sıkıntısının olmadığı

durumlarda etkilidirler. Ancak uygulamada çoğu zaman zırhlama kuralı en etkili

yöntem olarak karşımıza çıkmaktadır. Günümüz nükleer teknolojisinin kullanıldığı

tesisler düşünüldüğünde mesafe ve zaman kurallarının uygulanması yeterli sonuç

vermeyecektir. Çünkü çoğu durumda kaynak aktivitesi ve gücü yüksektir ve

tesislerin kurulu olduğu alanlar sınırlıdır. Örneğin nükleer güç reaktörlerinde

kullanılan yakıtın ve atıklarının aktiviteleri oldukça tehlikeli boyutlardadır ve pek

çok kişi sınırlar içerisinde vakitlerini geçirmektedir. Ya da hastanelerin nükleer tıp

22

birimlerinde çalışanlar radyoaktif izotoplara yakın olmak zorundadırlar. Ancak ilke

gereği sınırlı alanda ve yüksek aktiviteli de olsa radyasyon tesirinin makul seviyelere

indirilmesi gerekir. Bu da ancak kaynağın zırhlanmasıyla sağlanabilir. Bu tez

çalışmasında bazı ağır beton örneklerinin gama radyasyonu zırhlama özellikleri

incelenmiştir. Bu itibarla, bundan sonraki bölümde bu radyasyon türünün

zırhlanmasına ilişkin süreçler ve bazı nicelikler üzerinde durulacaktır.

1.6. γ-Işınlarının Maddeyle Etkileşmesi ve Toplam Zayıflatma Katsayısı

γ-ışınları Eγ=hv enerjili fotonlardan oluşan elektromanyetik radyasyonlardır. Kütlesiz

ve yüksüz olmaları nedeniyle, bu niceliklere sahip olan alfa, beta, proton ve diğer

yüklü iyon radyasyonlarına nazaran çok daha giricidirler (Çizelge 1.3.). Çünkü

elektromanyetik alanlardaki kuvvetlerden dolayı sapmazlar. Bununla birlikte

elektromanyetik kuvvetin taşıyıcısı da fotonlardır.

Radyasyon zırhlama söz konusu olduğunda enerjisi 10 eV ile 20 MeV arasında olan

fotonlar önem taşımaktadır. Daha küçük enerjili olanlar madde içine hemen hemen

hiç nüfuz edemezlerken, 20 MeV’den büyük enerjili fotonların üretildiği fiziksel

süreçler ise enderdir (Shultis ve Faw, 2002). Gama radyasyonları için toplam

zayıflatma katsayısı µ, gama fotonlarının zırhın atomlarıyla etkileşmesi sonucu

ortaya çıkan parametredir ve bu etkileşmeler oldukça karmaşıktır. Bir foton içinde

hareket ettiği ortamdaki maddeyle farklı şekillerde etkileşir. Ancak bahsi edilen

enerji aralığında üç temel etkileşme türü vardır: Fotoelektrik etkileşme, Compton

etkileşmesi ve çift oluşumu. Bunlardan fotoelektrik etkileşme ve çift oluşumu

fotonların soğrulmasına, Compton etkileşmesi ise saçılmasına dayalı fiziksel

olaylardır. Rayleigh, Bragg ve çekirdek tarafından rezonans saçılması, foto dağılma

ve elektronların elektromanyetik alanında çift oluşumu vuku bulan diğer

etkileşmelerdir ancak 10 eV - 20 MeV aralığında toplam zayıflatma katsayısına

katkıları ihmal edilebilir seviyededir (Hubbell, 1969). Bu üç etkileşme her foton

enerjisinde aynı oranda etkili değildir. Etkileşmelerin baskın oldukları enerji

aralıkları sabit değerlere sahip olmayıp foton enerjisine ve fotonlarla etkileşmeye

uğrayan malzemenin atom numarasına bağlı olarak değişim göstermektedir. Atom

23

numarası 0 – 100 ve foton enerjisi 10-2 MeV - 102 MeV aralığında olmak üzere bu

değişim Şekil 1.11.’de gösterilmiştir (Krane, 1988).

Şekil 1.11. Gama enerjisine göre üç etkileşmenin baskın olduğu aralıklar

Fotoelektrik, Compton ve çift oluşumu etkileşmelerinin her birisi, sırasıyla τ, σ ve κ

sembolleriyle temsil edilen birer kısmi zayıflatma katsayısı verir ve toplam

zayıflatma katsayısı µ bu üç etkileşmenin her birisinden gelen zayıflatma

katsayılarının toplamına eşittir (Jaeger, 1965; Hubbell, 1982).

κστµ ++= (1.12)

Denk. 1.12’deki kısmi doğrusal zayıflatma katsayılarının kökenine bakıldığı zaman

gama ışınlarının maddenin atomlarıyla ve atomik elektronlarıyla olan etkileşme

ihtimallerini temsil eden atomik ve elektronik tesir kesitlerinin birer fonksiyonu

oldukları görülür. O halde toplam zayıflatma katsayısına dair daha aydınlatıcı bir

yaklaşım için fotonların atomlarla etkileşme mekanizmalarına bakmak gerekir.

24

1.6.1. Fotoelektrik etkileşme

Fotoelektrik etkileşme kuantum fiziği açısından tarihsel önemi olan bir etkileşmedir.

1905 senesinde Einstein daha önce klasik fizikle açıklanamayan bu olayı Planck’ın

enerji kuantumları fikrini ışığa uygulamasıyla kuantum fiziğinin temellerini atmıştır.

Fotoelektrik etkileşme, hv enerjili bir fotonun bir atomla etkileşerek enerjisinin

tamamını atomun kabuklarındaki bir elektrona aktararak onu koparması olayıdır.

Elektronun bağlanma enerjisi Eb olmak üzere atomik yörüngesinden ayrıldıktan

sonraki kinetik enerjisi,

be EhvE −= (1.13)

olur. Geri tepen atomun kütlesi elektronunkiyle kıyaslandığında çok büyük

olduğundan atomun hareket enerjisi ihmal edilebilir.

Şekil 1.12. Fotoelektrik etkileşmenin tasviri

Bir fotonla atomun meydana getirdiği tüm fotoelektrik süreçler göz önüne

alındığında etkileşmelerin tamamının atomun en içteki K kabuğundan

kaynaklandığını söylemek oldukça iyi bir kabul olur. Zira hafif çekirdeklerde

(mesela alüminyum) etkileşmelerin neredeyse tamamı, ağır çekirdeklerde (mesela

kurşun) ise etkileşmelerin %80 gibi bir yüzdesi K kabuğunda vuku bulur (Shultis ve

Faw, 2002). Bu yüzden fotoelektrik etkileşmeye ait toplam atomik tesir kesit (veya

25

atom başına tesir kesiti) K kabuğu için hesaplanan tesir kesitinin 1,25 katı olarak

kabul edilir (Price, vd., 1957). En basit halde bile atomik tesir kesitinin hesaplanması

karmaşık kuantum fiziksel hesaplamalar gerektirir ve bazı kabuller yapma gereği

doğar. Bu nedenle Heitler (1954) tarafından, göreli etkiler ve fotonların enerjilerine

nazaran küçük oldukları için K kabuğundaki elektronların bağlanma enerjileri ihmal

edilerek K kabuğu atomik tesir kesiti aşağıdaki gibi hesaplanmıştır.

5

2/7242

0 137

1

3

232Z

hv

cmr e

a

=π

τ (1.14)

Burada 220 cmer e= ve 2cme sırasıyla elektronun klasik yarıçapı ve durgun hal

enerjisidir. Sabitlerin değerlerinin yazılmasıyla şu basit ifade elde edilir.

52/79 )(10 Zhva

−−=τ (1.15)

Buradan açıkça görülmektedir ki, τa gelen fotonun enerjisinin 7/2’nci kuvvetiyle ters

orantılı ve zırh malzemesinin atom numarasının 5’inci kuvvetiyle doğru orantılı

olarak değişmektedir. Atomik tesir kesitin enerjiye bağlı oluş biçiminden verilen bir

element için tesir kesitinin küçük foton enerjilerinde büyük foton enerjilerindekine

oranla daha büyük olacağı görülür. Elementin atom numarasına bağlılığından ise ağır

elementlerde hafif elementlerdekine nazaran daha önemli olduğu görülür. Bu iki

sonuçtan fotoelektrik etkileşmenin düşük enerjili gama ışınlarının (dolayısıyla da X-

ışınlarının) ağır elementlerle zırhlanmasında özellikle önemli olduğu ve toplam

doğrusal zayıflatma katsayısına en büyük katkıyı verdiği ortaya çıkar.

Fotoelektrik etkileşmede K kabuğu haricinde L ve M kabukları da fotonların

soğurulduğu kabuklarıdır. Ancak bu kabuklarda elektron bağlanma enerjileri

K’dakilere göre daha küçük olduğundan toplam tesir kesitine ve dolayısıyla

zayıflatma katsayısına etkileri ihmal edilebilir. Bu iki kabuğun etkileşmeye katkıları

ancak ağır elementler söz konusu olduğunda hesaba katılır.

26

Fotoelektrik etkileşme için toplam kısmi zayıflatma katsayısı, ρ gcm-3 cinsinden

yoğunluk, NA (=6,02x1023 mol-1) Avagadro sabiti ve A elementin kütle numarası

olmak üzere,

2/7

59

)(10

hv

Z

A

N

A

N

A

aA

ρτ

τρ

τ

−=

=

(1.16)

olarak verilir (Kaplan, 1964) Şekil 1.13.’de fotonların zırhlanmasında en etkili

element olan kurşun (Z=82, ρ=11,34 gcm-3) için fotoelektrik etkileşmeden

kaynaklanan kısmi toplam zayıflatma katsayısının 10-3 – 1 MeV enerji aralığındaki

değişimi ve K, L ve M kabuklarındaki süreksizlikler görülmektedir.

10-3 10-2 10-1 10010-1

100

101

102

103

104

105

ττ ττ (cm-1)

Eγγγγ (MeV)

Şekil 1.13. Kurşunun fotoelektrik kısmi zayıflatma katsayısının enerjiye bağlılığı (Berger ve Hubbell, 1987)

K

L

M

27

1.6.2. Compton etkileşmesi

Tamamıyla soğurma süreçleri olan fotoelektrik ve çift oluşumu etkileşmelerinin

haricinde fotonların atomdaki elektronlarla girdiği en önemli etkileşme Compton

saçılmasıdır. Compton saçılması 1923 senesinde A. Compton tarafından kuantum

fiziğine dayalı izahı yapılmıştır. Compton saçılması esnek olmayan bir etkileşme

türüdür ve enerjisi hv olan bir fotonun serbest bir elektronla etkileşerek enerjisinin

bir kısmını bu elektrona aktarması yoluyla meydana gelir. Gelen fotonun enerjisi

elektronun atoma bağlanma enerjisinden çok büyük ve hızı ışık hızına eşit kabul

edildiği için elektronun hızından çok büyük olduğu için Coulomb potansiyeli altında

atoma bağlı bir elektronun serbest ve durgun olarak kabul edilmesi mantıklı bir

yaklaşımdır. Zira Compton saçılması, daha önce de belirtildiği gibi, Z sayısı büyük

elementlerde 0,8 ile 5 MeV aralığında baskındır ve en ağır elementlerin K

kabuklarındaki elektronların bağlanma enerjileri ancak 0,1 MeV civarındadır.

Elektronla saçılmasından sonra fotonun dalga boyunda meydana gelen değişim θ

açısına bağlı olarak,

)cos1( θλ −=∆cm

h

e

(1.17)

ile verilir. Buradaki çarpan λ0=0,0242 Å değerindeki Compton dalga boyudur.

Şekil 1.14. Compton saçılmasının tasviri

28

Saçılan fotonun enerjisinin saçılma açısına bağlılığı ise Eo ve E fotonun etkileşmeden

önceki ve sonraki enerjileri olmak üzere,

)cos1)(/(1 2

0

0

θ−+=

cmE

EE

e

(1.18)

olmaktadır. Küçük saçılma açılarında cosθ~1 ve E~Eo olur. Büyük foton

enerjilerinde (Eo>>mec2) ise saçılan fotonların enerjileri artan açı değeriyle azalır.

Misal, θ=180o ise E~0,253 MeV, θ=900o ise E~0,51 MeV ve θ=60o ise E~1,02 MeV.

Diğer yandan saçılan elektronun enerjisi Ee de saçılma açısının bir fonksiyonudur ve

)cos1(

)cos1(

02

20

θθ

−+

−=

Ecm

EE

e

e (1.19)

ile verilir. Elektronun enerjisi, θ=180o olduğunda, yani foton geliş istikametinin

tersine yöneldiğinde en büyük değerini alır. θ=90o içinse foton tarafından elektrona

neredeyse hiç enerji aktarılmaz ve foton yön değiştirmeden hareketine devam eder

(Jaeger, 1965). Compton saçılmasına uğrayan elektronlar enerjilerine göre maddeyi

iyonlaştırabilir ve madde tarafından kolayca soğrulur. Fotonlar ise yine dolaylı

yoldan iyonlaşmalara neden olabilirler. Enerjilerine bağlı olarak ardışık saçılmalar

gerçekleştirebilirler ve fotoelektrik yolla soğrulurlar.

Compton etkileşmesi için elektronik tesir kesiti (yani bir fotonun bir elektronla

etkileşme ihtimali) oldukça karmaşık kuantum mekaniksel ve görelilik kuramına

dayanan süreçlerin sonucudur. ro elektronun klasik yarıçapı ve k=mec2/hv boyutsuz

bir parametre olmak üzere tesir kesiti ifadesi Klein-Nishina formülüyle verilir.

(Shultis ve Faw, 2002).

+

++++

+−−=2

3222

0)2(

)2891(221ln)221(

k

kkk

kkkkre πσ (1.20)

29

Bu ifadeden çıkan önemli bir sonuç elektron başına tesir kesitinin elementin atom

numarasından bağımsız olmasıdır. σe’yi elementin Z sayısıyla çarparak atomik tesir

kesit ifadesi σa; oradan da Compton etkileşmesi için toplam kısmi zayıflatma

katsayısı elde edilir.

e

Aa

A

ea

A

NZ

A

N

Z

σρ

σρ

σ

σσ

==

= (1.21)

Denk. 1.21 Compton kısmi zayıflatma katsayısının elementin Z numarasıyla doğru

orantılı olduğunu söylemektedir. Ancak foton enerjisinin artmasıyla küçülür.

Bununla birlikte, Compton saçılmasının baskın olduğu enerjilerde enerjiye bağlı

olarak azalışı foto elektrik etkileşmenin baskın olduğu aralıkta gösterdiği azalış gibi

keskin değildir. Aradaki fark kurşun için verilen Şekil 1.13. ile 0,8 MeV-5 MeV

aralığında yine kurşun için σ’nın değişimini gösteren Şekil 1.15. karşılaştırılarak

görülebilir.

10-2

10-1

100

101

10-1

100

101

102

σσ σσ (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

Şekil 1.15. Compton kısmi zayıflatma katsayısının enerjiye bağlılığı (Berger ve

Hubbell, 1987)

30

1.6.3. Çift oluşumu

Bundan önce bahsettiğimiz fotoelektrik ve Compton etkileşmeleri gelen foton

enerjisinin tamamının veya bir kısmının elektronlara aktarılması esasına

dayanmaktadır. Çift oluşumu ise bir enerji-kütle dönüşümü ve bu nedenle

fotoelektrik etkileşme gibi soğurma sürecidir. Enerjisi hv≥1,022 MeV olan foton

çekirdeğin veya elektronun Coulomb alanında +− +→ eeγ denklemi uyarınca bir

elektron-pozitron çifti - ki bunlar birbirinin karşıt parçacığıdır – meydana getirir.

Dolayısıyla, diğer iki etkileşmeden farklı olarak çift oluşumu her foton enerjisinde

meydana gelemez.

MeVcmmcE e 022,12 22min === (1.22)

Şekil 1.16. Çekirdeğin Coulomb alanında çift oluşumunun tasviri

Oluşan elektron ve pozitronlar iyonizasyonlara sebep olarak veya frenleme ışımaları

yoluyla enerjilerini madde içinde kaybederler. Bir diğer durumda ise karşıt

parçacıklar yeteri kadar enerji kaybettikten sonra birbirlerine bağlanarak kararsız bir

atom oluştururlar. Boşluktaki ömrü 142 ns olan bu sistem γγ +→+ +− ee denklemi

uyarınca bozunarak birbirine zıt yönlerde hareket eden 0,511 MeV enerjili iki fotona

31

dönüşür. Bu olay yok olma (anhilasyon) olarak bilinir. Bu fotonlar ise fotoelektrik ve

Compton etkileşmeleri yoluyla soğrulurlar.

100

101

102

103

104

105

10-2

10-1

100

κκ κκ (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

Şekil 1.17. Çift oluşumu kısmi zayıflatma katsayısının enerjiye bağlılığı (Berger ve

Hubbell, 1987)

Çekirdekten kaynaklanan çift oluşumuna ait zayıflatma Z2 ile; elektronlardan

kaynaklanan çift oluşumuna ait zayıflatma ise Z ile doğru orantılı olarak değişir ve

dolayısıyla katkısı küçüktür (Jaeger, vd., 1968). 1,022 MeV’den sonra ani bir

yükseliş göstererek özellikle 10 MeV foton enerjisinden sonra zayıflatma sürecinin

tamamında baskın hale gelir. Daha yüksek foton enerjilerinde (Eγ→∞) ise çift

oluşumu zayıflatma katsayısı (ve dolayısıyla toplam zayıflatma katsayısı) neredeyse

sabit kalır (Heitler, 1954). Morgan ve Turner, (1967) tarafından pek çok uygulama

için oldukça yeterli olan mec2<<Eγ << 137mec

2Z-1/3 enerji aralığındaki atomik tesir

kesiti Denk. 1.23.’teki gibi hesaplanmıştır.

22

0 14,31)2ln(9

28

137Zk

ra

−=κ (1.23)

32

Burada ro ve k daha önce tanımlanan niceliklerdir. Böylece toplam kısmi zayıflatma

katsayısı diğer etkileşmelerdekine benzer olarak aşağıdaki gibi verilir.

22

0 14,31)2ln(9

28

137Zk

r

A

N

A

N Aa

A

−==ρ

κρ

κ (1.24)

Sonuç olarak çift oluşumunun özellikle yüksek enerjili gama radyasyonlarının büyük

atom numaralı maddelerle zırhlanmasında etkili bir süreç olduğu yargısına varırız.

Buraya kadar olan tartışmalarımızdan faydalanarak fotonlar için toplam doğrusal

zayıflatma katsayısına dair aydınlatıcı bir sonuç yazabiliriz. Denk. 1.12 ile verilen

toplam zayıflatma katsayısının sağındaki terimlerin her birisi atom başına tesir

kesitleri cinsinden yazılabilir ve dolayısıyla µa atom başına toplam tesir kesiti,

aeaa

aaaa

Z κστµ

κστµ

++=

++= (1.25)

şeklinde verilir. Toplam doğrusal zayıflatma katsayısı ise, ρ yoğunluk, NA Avagadro

sayısı ve A atom numarası olmak üzere aşağıdaki gibidir.

)( aeaA

aA

ZA

N

A

N

κστρ

µ

µρ

µ

++=

= (1.26)

Fotoelektrik, Compton ve çift oluşumu etkileşmeleri için Denk 1.16, 1.21 ve 1.24 ile

verilen kısmi zayıflatma katsayılarına dayanarak aşağıdaki orantıları yazabiliriz.

γ

γ

γ

κ

σ

τ

EZ

EfZ

EZ

a

a

a

ln

)(

/

2

2/75

∝

⋅∝

∝

(1.27)

33

Böylece, Denk. 1.27.’deki çıkarımımızdan ve Şekil 1.11.’den faydalanarak şu önemli

sonuca varabiliriz:

1. Her bir etkileşim farklı gama enerjisi aralıklarında ve Z sayılarında birbirine göre

baskın olmalıdır.

2. Toplam doğrusal zayıflatma katsayısının değeri, genel olarak, zırh maddesinin

yoğunluğu ve atom numarası arttıkça doğru orantılı olarak artmakta iken artan

foton enerjisiyle azalmaktadır.

3. Sadece çok yüksek gama enerjilerinde zayıflatma katsayısı enerjiden bağımsız

olarak neredeyse sabit kalır.

Bu sonuçlar XCOM kodu kullanılarak kurşunun toplam doğrusal zayıflatma katsayısı

için çizdirilen Şekil 1.18.’deki grafikte görülmektedir.

10-3

10-2

10-1

100

101

102

103

104

105

10-2

10-1

100

101

102

103

104

105

zayıflatma katsayısı (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

µ τ σ κ

Şekil 1.18. Pb için toplam zayıflatma katsayısının ve kısmi zayıflatma katsayılarının enerjiyle değişimi (Berger ve Hubbell, 1987)

34

1.7. Betonlar ve Özellikleri

Beton inşaat sektöründe ve diğer yapı teknolojilerinde kullanılan malzemeler

içerisinde taşıyıcı eleman olarak en çok kullanılan malzemedir. Betonlar kum, agrega

(bir arada tutucu, birleştirici), çimento ve su ile gerektiğinde çeşitli kimyasal ve

minerallerin katkı malzemesi olarak uygun oranlarda ve homojen bir şekilde

karıştırılmasıyla elde edilen yapı elemanlarıdır. En önemli özelliklerinden ikisi

yüksek teknolojiye gerek duymaması ve üretiminin çelik veya ağaç ürünleri gibi

diğer yapı malzemelerine nazaran ekonomik olmasıdır. Betonların yapısında genel

olarak ortalama %70 oranında mineral yapılı küçük tanelerden oluşan agrega adı

verilen katkı malzemesi bulunmaktadır. Betonların birçok önemli özelliği, beton

üretiminde geniş ölçüde kullanılan agreganın karakteristiklerine bağlı bulunmaktadır

(Kilincarslan, vd., 2006).

Betonların en çok kullanılan yapı malzemeleri olmasının başlıca nedenleri daha

kolay şekil verilebilir olması, ekonomik olması, dayanıklı olması, üretiminde daha az

enerji tüketilmesi, her yerde üretilebilir olması ve estetik özelliklere sahip olması

şeklinde sıralanabilir. Kullanış amacına göre çok çeşitli tiplerde beton elde etmek

mümkündür. Teknolojinin ilerlemesiyle birlikte beton endüstrisinde de ilerlemeler

olmuş ve beton üretimindeki bu yenilikler beton teknolojisine özel betonlar adı ile

girmiştir. Özel betonlar, kullanım yerlerine göre farklı beklentileri karşılamak

amacıyla üretilen betonlardır. Ağır beton, taşıyıcı hafif beton, yüksek akıcılığa sahip

beton, yalıtım özellikli beton, ısıya dayanımı yüksek olan beton farklı özelliklere

sahip özel beton çeşitlerinden bazılarıdır (Kılınçarslan, 2004).

Betonları sınıflandırmanın en yaygın yollarından birisi onların yoğunluklarına

bakmaktır. Etüv kurusu durumdaki yoğunluğu 800 kg/m³ ile 2000 kg/m³ arasında

olan betonlar hafif beton, 2000 kg/m³ ile 2600 kg/m³ arasında olan betonlar normal

beton ve 2600 kg/m³ den büyük olan betonlar ağır beton olarak adlandırılır (TS EN

206-1). Hafif betonların birim hacim ağırlığı az, yalıtımı yüksek, dayanımı yeterli ve

yanmaz bir madde olan hafif beton geleceğin mimarlığı açısından büyük önem

taşıyan bir malzemedir. Normal betondan ayrıcalığı, hafifliği ve ısı yalıtımı sağlayan

35

boşlukları bulunmasıdır. Boşluklar, boşluklu agrega kullanılarak (bims veya ponza

taşı, genleşmiş kil, cüruf, perlit v.b) veya boşluklu içyapı oluşturarak ya da ince harç

içinde gaz kabarcıkları oluşturmak yolu ile sağlanmaktadır (Topçu, 2006). Ağır

betonlar; barit, magnetit, limonit, bor ve demir gibi yüksek birim ağırlıklı agrega

kullanımıyla elde edilen, kayma ve devrilmeye karşı emniyette olmayan yapılarda

ağırlığından dolayı kullanılmakla beraber, radyoaktif maddelerin yaydığı nükleer

ışınlardan özellikle cisimlerin içine girebilen öldürücü nötron ve γ ışınlarına karşı

korunmak için gerçekleştirilen yapılarda kullanılır (Akyüz, 1977).

Mukavemet (durabilite), bir yapının içinde bulunduğu çevre etkileri altında, hizmet

ömrü boyunca, dayanım ve diğer işlevlerini koruyabilmesi özelliğidir. Yapay bir

malzeme olan betonarmenin olumlu özelliklerini sürdürebilmesi kalıcı olmasına

bağlıdır. Betondan beklenen üç önemli fonksiyon, işlenebilirlik, dayanım ve

dayanıklılıktır. Bu şartları sağlayan betonun elde edilebilmesi, ancak çevre ve

kullanım koşullarını da dikkate alan bir tasarım yaklaşımıyla, eksiksiz, doğru bir

uygulama ile ve üretimin her aşamasının denetlenmesi ve kalite kontrolünün

yapılması ile mümkündür (Taşdemir, 2005). Yalnızca beton sınıfı esas alınarak

tasarlanmış betonarme yapıların servis ömürleri boyunca karşılaşacakları deprem

dışındaki çeşitli iç ve dış yıpratıcı etkiler nedeniyle de hasar görmeleri, büyük bakım,

onarım masraflarına yol açmaları da mümkündür. Yükler açısından istenen dayanımı

sağlayan kaliteli bir betonarme eleman bile tasarım aşamasında dikkate alınmamış

şiddetli etkiler altında umulmadık kısa sürede bozularak kullanılmaz hale gelebilir ya

da büyük bakım, onarım masraflarına yol açabilir. Yapının bozulmasına yol açan

etmenler fiziksel, kimyasal ve mekanik kökenli olabilir (Topçu, 2006).

36

2. KAYNAK ÖZETLERĐ

Yüksek enerjili nükleer radyasyonların zırhlanması üzerine çalışmalar bu

radyasyonların keşfini izleyen kısa bir zaman sonundan günümüze dek önemini

yitirmeden devam etmektedir. Konuyla ilgili literatür incelendiğinde bu çalışmaların

çoğunun yüksek giricilik kabiliyetleri nedeniyle gama ve nötron radyasyonları

üzerine yoğunlaşmış olduğu göze çarpar. Tezin bu bölümünde geçmişten son yıllara

kadar değişik maddeler üzerinde yurt içinde ve dışında yapılmış bazı çalışmaların

özetleri tarih sırasına göre verilmiştir.

Callan (1962) radyasyon zırhlama özelliklerini araştırmak üzere çeşitli beton türleri

üzerinde gama ve nötron ışınları kullanarak çalışmalar gerçekleştirmiştir. Callon,

normal (veya sıradan), limonit (2,63 gcm-3), içeriğinde demir hurdası ve pireks

bulunan limonit (3,6 gcm-3), magnetit (3,78 gcm-3), içeriğinde sadece demir hurdası

bulunan limonit (4,41 gcm-3) ve barit (3,52 gcm-3) türü 7 farklı ağır beton çeşidinin

radyasyon zayıflatma özelliklerini gama ışınları için bazı enerjilerde simülasyona

dayalı olmak üzere, 1-13 MeV aralığında; nötronlar için yine bazı enerjilerde

simülasyona dayalı olmak üzere 50 eV-280 MeV enerji aralığında belirlemiştir.

Betonların yarı kalınlıklarını hesaplayarak sadece demir hurdası içeren limonit türü

betonun, özellikle gama ışınlarına karşı iyi bir zırh malzemesi olabileceği sonucuna

varmıştır.

Henrie (1962a) tarafından yapılan çalışmada kolemanit, borokalsit ve bor katkılı

olmak üzere 3 çeşit ağır betonun radyasyon zırhlama özellikleri gama ve nötronlar

için sınanmıştır. Çalışmanın sonucuna göre, özellikler bor katkılı ağır beton zırhlama

açısından ve ekonomik açıdan uygun bir beton olarak gösterilmiştir.

Davis (1962) çalışmasında atom reaktörlerinde kullanılabilirliğini araştırmak üzere

çeşitli yoğunluklarda normal, limonit, magnetit, limonit-magnetit, barit ve demir

hurdası içeren limonit türü betonlar üreterek enerjileri 1 MeV- 3 MeV aralığında olan

gama ışınları ve hızlı nötronlar için zayıflatma katsayılarını incelemiştir. Aynı

37

zamanda bu çalışmada, su/çimento oranının hızlı nötronların yavaşlatılmasındaki

etkisi de incelenmiştir.

Henrie (1962b) ise magnetit demir cevherini içeren yoğun betonların gama (1, 3, 5 ve

10 MeV enerjili) ve nötron zırhlama, fiziksel ve ekonomik özelliklerini araştırmıştır.

Radyasyon zırhlama özelliğini betonun kimyasal içeriğinden faydalanarak hesaba

dayalı olarak incelemiştir. Hesaplamalarını kalın demet dinamiğine (kolimasyonsuz)

uygun olarak gerçekleştirmiştir. Nötronlar için deneysel yöntemle onda bir beton

kalınlığını 7,6 inç ölçmüştür. Sonuç olarak da magnetit demir cevherini içeren

betonların reaktör zırhlaması için fiziksel ve ekonomik açıdan uygun olduğu kanısına

varmıştır.

Vasil’ev ve arkadaşları (1966) reaktörlerde biyolojik bir zırh malzemesi olarak

kullanılan magnezyum silikat kökenli bir mineral olan 1,62 gcm-3 yoğunluklu

serpentin mineralinin hızlı ve termal nötronlar ile gama radyasyonlarına karşı

zayıflatma özelliklerini araştırdıkları çalışmalarında, hızlı nötronlar için zayıflatma

katsayısını 0,0602 cm-1 olarak belirlemişlerdir. Termal nötronlar için durma

(relaksasyon) mesafesini ise 15,2 cm olarak tespit etmişlerdir. Araştırmacılar gama

radyasyonları için sintilatör kullanarak durma mesafesini 22 cm olarak bulmuşlardır.

Sychev ve arkadaşları 1967’de yaptıkları çalışmada 3,48 gcm-3 yoğunluklu hematit

mineralinden elde edilmiş betonların su içeriğinin bir berilyum kaynağından saçılan

nötronlara karşı zırhlama özelliğine etkisini incelemiştir. Nötron enerjileri en küçüğü

170 MeV, en büyüğü 660 MeV olmak üzere toplam 5 farklı enerji değerinde

seçilmiştir. Sonuç olarak beton içindeki hidrojen miktarındaki izin verilen sınırlar

çerçevesindeki artışın zırh kalınlığını incelttiğini bulmuştur.

Hubbell tarafından 1982 senesinde yaptığı çalışma sonucunda atom numarası Z=1

(hidrojen) ile Z=92 (uranyum) arasındaki 40 elementin ve gama dozimetrisi

açısından öneme sahip 45 farklı karışımın ve bileşiğin kütlesel zayıflatma

katsayılarını (µ/ρ) ve kütlesel enerji zayıflatma katsayılarını (µen/ρ) 1 keV-20 MeV

enerji aralığında hesaplayıp tablo halinde vermiştir. Karışım ve bileşikler için

38

hesaplama yaparken karışım kuralını kullanmıştır. Ayrıca bu çalışmada 1973 yılında

Scofield tarafından hesaplanan fotoelektrik tesir kesitlerine ufak bir düzeltme de

yapılmıştır.

Igashira, vd., (1986) tarafından yapılan çalışmada ağırlıkça %80 - %20 parafin –

borik asit karışımının hızlı nötron deneylerinde kullanılan gama ışını detektörü için

iyi bir zırhlayıcı olacağı kabul edilerek gama geçirim hesaplamaları yapılmış ve diğer

materyallerle karşılaştırmışlardır. Ayrıca çalışma sonucunda bahsi edilen karışımın

kurşun zırhla beraber kullanıldığında etkili bir nötron zırhı da olabileceği

gösterilmiştir.

Singh ve Batra (1987) pek çok nükleer fizik araştırmasında dozimetrik öneme sahip

negatronun ve pozitronun kütlesel zayıflatma katsayılarını 0,25 MeV-5 MeV enerji

aralığında temel bazı soğurucular için hesaplayacak yeni bir yöntem geliştirmiştir.

Geliştirdikleri bu yöntem bu radyasyonların maddeyle etkileşme mekanizmalarına ve

farklı soğurucular için değişen geçirgenliklere bağlı olarak ortaya çıkmıştır.

Yaptıkları hesaplamaların sonuçlarının daha önceden alüminyum, bakır, gümüş ve

kurşun için bildirilen deneysel değerlerle uyum içinde olduğu görülmüştür.

Makarious ve çalışma arkadaşları (1989) tarafından normal, ilmenit ve ilmenit-

limonit betonlar üzerinde yapılan radyasyon zırhlaması deneylerinde Mısır’da

bulunan ET-RR-1 reaktöründen salınan birincil ve ikincil gama ışınları ile yavaş

nötronlar kullanılmıştır. Gama dozu ölçümlerinde pasif LiF-7 Teflon disk TLD

detektörler, yavaş nötron dozu ölçümlerinde LiF-6 Teflon disk TLD detektörler

kullanılmıştır. Sonuç olarak ilmenit betonun (ρ=4,6 gcm-3) hem gama ışınlarının hem

de yavaş nötronların zırhlanmasında normal ve ilmenit-limonit karışımlı betonlara

göre üstün olduğu gözlenmiştir.

Mudahar ve arkadaşları (1991) yaptıkları kuramsal çalışmada radyasyon zırhlama

açısından önemli bir parametre olan etkin atom numarasını (Zeff) sekiz farklı alaşım

(tungsten çeliği, monel metali, çan metali, lehim, bronz alüminyum, bronz ordinary,

platinrodyum-I ve platin-rodyum-II) için incelemiştir. Đnceleme XCOM kodu

39

kullanarak 10 keV-100 GeV foton enerji bölgesi için yapılmıştır. Çalışma sonucunda

vardıkları sonuca göre tüm alaşımlarda Zeff başlangıçta artan enerjiyle artarak bir

maksimuma ulaşmakta, daha sonra artan enerjiyle bir miktar azalma göstermekte ve

sonra tekrar, fakat ilkinden daha az bir artış göstermektedir. Ayrıca bu çalışmada üç

tür foton etkileşmesi için Zeff ‘in enerjiye bağlılığı da incelenmiştir.

Gerçekleştirdikleri kuramsal çalışmada Singh ve Mudahar (1992), bazı alaşımlar,

bileşikler, plastikler, biyolojik maddeler ve toprak için toplam foton zayıflatma

katsayılarını XCOM kodu kullanarak hesaplamışlardır. Hesaplamalar 10 keV-100

GeV enerji aralığında gerçekleştirilmiştir. Sonuç olarak inkoherent saçılmanın baskın

olduğu orta enerji seviyelerinde tüm bu maddeler için kütlesel zayıflatma katsayısı

hemen hemen sabit iken düşük ve yüksek enerjilerde örneklere ait katsayılar arasında

önemli farklar ortaya çıktığı gözlenmiştir. Diğer önemli bir sonuç da, incelenen

kompozit maddelerin zayıflatma katsayılarının kuramın öngördüğü gibi maddelerin

Zeff sayılarıyla orantılı olduğudur.

Mollah ve arkadaşları (1992) tarafından ilmenit ve magnetit agregalı betonların

nötron geçirim ve zayıflatma katsayıları üzerine yapılan çalışmada kaynak olarak 252Cf, detektör olarak ise BF3 sayacı kullanılmıştır. Değişen beton kalınlığına bağlı

zayıflatma katsayısının ilmenit için 100 cm’de 0,0346 cm-1, 5 cm’de 0,0936 cm-1 ve

magnetit için 100 cm’de 0,0366 cm-1, 5 cm’de 0,990 cm-1 olduğu tespit edilmiştir. Bu

malzemelerin reaktörlerde ve hızlandırıcılarda nötron zırhı olarak kullanılabileceği

sonucuna ulaşılmıştır.

Teli ve arkadaşları (1994) farklı yoğunluklardaki seyreltik NaCl çözeltilerinin

doğrusal ve kütlesel zayıflatma katsayılarını 57Co (Eγ =123 keV) kaynağı kullanarak

hesaplamıştır. Çalışmalarında zayıflatma katsayısı için karışım kuralını kullanmış ve

üstel değişimin karışımlar için de geçerli olduğunu göstermişlerdir.

Bashter ve arkadaşlarının (1996) çalışmalarında hematit-serpentin ve ilmenit-limonit

türü betonların hem farklı enerjilerdeki (2-10 MeV) hızlı nötronlara hem de gama

ışınlarına (1,5-6 MeV) karşı zırhlama özelliklerini ince demet geometrileri

40

kullanarak araştırmıştır. Çalışmada stilben kristalli spektrometre kullanılmıştır.

Çalışma sonucunda radyasyon akılarının artan beton kalınlığıyla azaldığı tespit

edilmiştir.

Bashter (1997) çalışmasında normal, hematit – serpentin, ilmenit – limonit, bazalt –

magnetit, çelik talaşı ve çelik – magnetit içeren farklı yoğunluklu yedi farklı

betonunu doğrusal ve kütlesel zayıflatma katsayılarını 10 keV – 1 GeV gama enerji

aralığı için XCOM yazılımını kullanarak kuramsal yoldan hesaplayarak bunları 1,5

MeV – 6 MeV aralığındaki deneysel verileriyle karşılaştırmış ve bunların uyum

içinde olduklarını görmüştür. Ayrıca çalışmada nötron zayıflatma katsayıları da

belirlenmiştir. Sonuç olarak ilmenitin limonitle birlikte agrega olarak kullanılmasıyla

üretilen betonun her iki radyasyon türü için etkili bir zırh betonu olabileceği

belirtilmiştir.

Akkurt ve çalışma arkadaşları tarafından 2004 yılında gerçekleştirilen çalışmada

barit, mermer ve limra gibi Türkiye’de sık kullanılan yapı malzemelerinin toplam

doğrusal ve kütlesel zayıflatma katsayıları XCOM yazılımı kullanılarak 1 keV – 300

MeV enerji aralığında kuramsal olarak hesaplanmıştır. Bu sonuçlar NaI(Tl) detektörü

kullanarak 0,662 MeV ve 1,33 MeV enerjileri için elde edilen deneysel sonuçlarla

karşılaştırılmıştır. Sonuç olarak baritin diğerlerinden daha iyi bir gama soğurucu

olduğunu gösterilmiştir.

Kılınçarslan (2004) yaptığı doktora çalışmasında BS20, BS30 ve BS40 tipi betonları

mekanik ve radyasyon zırhlama özellikleri açısından incelemiştir. Tamamı normal

agregadan üretilmiş kontrol betonları temel alınarak BS20, BS30 ve BS40 tipi

betonları için en uygun karışım miktarları araştırılmıştır. Barit oranı – basınç

dayanımı açısından en uygun olanın BS20 tip beton olduğu tespit edilmiştir.

Çalışmada agrega miktarları belirli oranlarda değiştirilerek betonların mekanik

özelliklerinin yanı sıra gama zayıflatma özelliklerinin değişimi incelenerek barit

kullanılarak üretilen ağır betonların 0,662 ve 1,25 MeV enerjili gamalar iyi bir

zırhlayıcı olduğu sonucuna varmıştır. Çalışmada Geiger-Müller sayacı kullanılmıştır.

41

Akkurt, vd., (2005a) tarafından gerçekleştirilen çalışma atom numarası 1 ile 90

arasında olan elementlerin kısmi ve toplam kütlesel zayıflatma katsayılarının 1 keV

ile 100 GeV enerji aralığında hesaplanması üzerinedir. Kuramsal çalışma XCOM

kodu (v 3.1) kullanılarak yapılmıştır. Elde edilen kuramsal değerler bazı elementler

için elde edilmiş deneysel sonuçlarla kıyaslanmış ve arada iyi bir uyum olduğu

gözlenmiştir. Araştırma sonuçları kütlesel zayıflatma katsayılarının elementlerin

atom sayılarıyla doğru, foton enerjisiyle ters orantılı olarak değiştiğini teyit etmiştir.

Akkurt ve arkadaşları (2005b) tarafından gerçekleştirilen çalışmada barit (BaSO4)

minerali kullanılarak üretilmiş olan farklı yoğunluklu ağır betonların gama

radyasyonu zırhlama malzemesi olarak kullanımını incelemişlerdir. Farklı içerikli ve

yoğunluklu betonların kütlesel zayıflatma katsayıları 1 keV ile 100 GeV enerji

bölgesinde XCOM programıyla hesaplatılıp 0,662 MeV ve 1,25 MeV gama

enerjilerinde Geiger-Müller sayacı kullanmak suretiyle elde ettikleri deneysel

değerlerle karşılaştırılmıştır. Ayrıca kütlesel zayıflatma katsayılarına ait bu sonuçlar

normal betonlara ait değerlerle de karşılaştırılmıştır. Sonuç olarak barit katkısının

betonun zayıflatma katsayısı üzerinde müspet etkisi olduğu görülmüştür.

Akkurt vd. (2006) yaptıkları çalışmada normal ve barit içerikli agrega kullanılarak

üretilmiş olan toplam 12 çeşit betonun toplam doğrusal zayıflatma katsayılarını 1

keV – 100 GeV aralığında XCOM koduyla kuramsal olarak hesaplatmışlardır. Bu

değerleri NaI(Tl) sintilatörü kullanarak 0,66 MeV ve 1,33 MeV için ölçtükleri

deneysel sonuçlarla karşılaştırarak zırhlamanın kalitesinin agrega miktarından ziyade

agrega tipine bağlı olduğunu göstermişlerdir. Ayrıca barit içerikli betonların gama

radyasyonu zırhlama açısından önemli bir beton türü olduğu hükmüne varılmıştır.

Başyiğit ve çalışma arkadaşlarının 2006 yılında yaptıkları çalışmada farklı agregalar

kullanılarak üretilen altı tip betonun 60Co kaynağından yayınlanan 1,25 MeV

ortalama enerjili gama ışını için zayıflatma katsayılarının, betonlar üzerine

uygulanan F-T (freezing-thawing) döngüsüyle değişimi incelenmiştir. F-T

döngüsünün tüm betonların toplam doğrusal zayıflatma katsayısını düşürdüğü

42

sonucuna varılmıştır. Ayrıca su/çimento oranının (w/c) da zayıflatma katsayısı

üzerine etkileri de bu çalışmada incelenen diğer bir konudur.

Jalali ve Mohammadi (2008) reaktörlerde ve nötron kaynaklarının zırhlanmasında

kullanılan Na2B4O7, H3BO3, CdCl2 ve NaCl çözeltilerinin toplam kütlesel zayıflatma

katsayılarını MCNP nötron transport ve XCOM kodlarını kullanarak yoldan

hesaplamışlar; sonuçları 137Cs (661,66 keV), 60Co (1173,238 ve 1332,5 keV) ve 152Eu

(778,9, 867,38, 964,1 1085,9, 1112,1, 1212,9, 1299,1 ve 1408 keV) radyoaktif

kaynaklarını kullanarak elde ettikleri deneysel değerlerle kıyaslamışlardır. Deneysel

çalışmalarda P-tipi HPGe detektör kullanılmıştır. Sonuçta H3BO3 ‘ün bu konuda

diğer bileşiklerden üstün olduğunu göstermişlerdir.

Türkmen, vd., (2008)’in çalışmalarında Portland çimentosu, zeolit, fırın cürufu, silika

dumanı ve bunların çeşitli oranlarda birleşimlerinin kütlesel zayıflatma katsayıları 1

MeV - 2 MeV aralığında NaI(Tl) detektör ile ölçülmüştür. Çimento içerisine bu

elemanların katkılarının zayıflatma katsayısına hatırı sayılır etkileri olduğu

bulunmuştur.

Kharita ve arkadaşları (2008) Suriye’de sık kullanılan agregalardan ürettikleri altı

çeşit betonların gama ışınları (137Cs ve 60Co izotopları) ve nötronlar (Am-Be

kaynağı) kullanarak zayıflatma katsayılarının araştırmıştır. Bu betonlar siyah kumsal

kumu, hematit, dolamit, serpentin ve bunların kumsal kumuyla çeşitli oranlarda

karıştırılmasıyla üretilmiştir. Araştırmacılar hematitli betonların her iki radyasyon

türünün zırhlanması için daha uygun olduğunu göstermiştir.

Akkurt ve arkadaşlarının (2010b) yaptıkları çalışmada farklı oranlarda barit içeren

betonların üç gama enerjisi için (662, 1172 ve 1332 keV) toplam doğrusal zayıflatma

katsayıları incelenmiştir. Ayrıca betonların HVL (yarı kalınlık) ve mfp (ortalama

serbest yol) özellikleri incelenmiştir. Sonuçlar XCOM kodu kullanılarak 10-3 – 105

MeV enerji aralığında hesaplananlarla kıyaslanmıştır. Sonuçta barit oranının

artmasıyla betonun zayıflatma kabiliyetinin arttığı gözlenmiştir.

43

Akkurt, vd., (2010c) tarafından barit kullanılarak üretilen ağır betonlar ve kurşun

(Pb, Z=82) üzerine 137Cs ve 60Co kaynakları ve NaI(Tl) sintilasyon detektörü

kullanarak yapılan çalışmada toplam doğrusal zayıflatma katsayıları 0,662 MeV,

1,172 MeV ve 1,332 MeV enerjileri için belirlenmiştir. Deneysel sonuçlar 1 keV-100

GeV aralığından elde edilen XCOM değerleriyle kıyaslanmıştır. Kurşun kadar

olmasa da baritin ve barit agregalı ağır betonların iyi birer gama soğurucu olduğu

bilgisine ulaşılmıştır.

Korkut, vd., (2010) yürüttükleri çalışmayla yaklaşık %90 oranında silikon içeren

ametist mineralinin ve radyasyon zırhlamaya uygunluğu bilinen bir beton türünün

276, 303, 356, 383, 663, 1250 2000 ve 6000 keV gama enerjilerindeki doğrusal

zayıflatma katsayılarını FLUKA Monte Carlo ve XCOM kodlarını kullanarak elde

etmiştir. Bu iki kodla elde edilen sonuçlar arasında iyi bir uyum olduğu gözlenmiştir.

Araştırmacılar tarafından ametist mineralinin betona göre daha iyi bir soğurucu

olduğu sonucuna varılmıştır.

Erdem ve arkadaşlarının (2010) gerçekleştirdikleri çalışma araştırıcılar tarafından

geliştirilen ve kurşun içerikli metalurjik bir katı atık kullanılarak üretilen yeni bir

malzemenin gama radyasyonlarına karşı kütlesel zayıflatma katsayısı (µ/ρ)

üzerinedir. Çalışmada kuramsal hesaplar WinXCOM kodu ile, deneysel sonuçlar ise

88-1332 keV arasındaki gamalar kullanılarak elde edilmiştir. Sonuç olarak bu

malzemenin binalarda radyasyon zırh maddesi olarak kullanılmasının uygun olduğu

kanısına varılmıştır.

Akkurt ve arkadaşları (2010d) tarafından gerçekleştirilen bir başka çalışmada Manisa

yöresinden elde edilen zeolit mineralinin farklı oranlarını içeren (%0, %10, %30 ve

%50) hafif betonlar üzerine üç farklı enerjide (662, 1172 ve 1332 keV) zayıflatma

deneyleri yapılarak betondaki zeolit oranının doğrusal zayıflatma katsayısı üzerine

etkisi incelenmiştir. Çalışma sonucunda artan zeolit oranının toplam doğrusal

zayıflatma katsayısı üzerinde menfi etkiye sahip olduğu belirlenmiştir.

44

Demir (2010) yaptığı çalışmada Dünya rezervlerinin büyük kısmı ülkemizde olan

borun üç önemli kaynağı olan tinkal, üleksit ve kolemanit minerallerinin kütlesel

zayıflatma katsayılarını gama ışınları için 241Am (59,54 keV) kaynağı kullanarak

deneysel yöntemle ve XCOM kodu kullanarak kuramsal yöntemle incelemiştir. Bu

minerallerin gama radyasyonu zırhlamasında kullanılabileceği yargısına varmıştır.

45

3. MATERYAL ve YÖNTEM

3.1. Materyal

Bu çalışmada 3 farklı agrega (birleştirici) kullanılarak üretilmiş olan 3 değişik tür

ağır ve 1 tür hafif olmak üzere toplam 4 tür betonun 3 farklı enerjideki gama ışınları

için toplam doğrusal zayıflatma katsayıları ve ilgili bazı parametreleri incelenmiştir.

3.1.1. Betonlar ve bileşenleri

Çalışmada incelenmek üzere agregası barit minerali olan 2 değişik tip ağır beton;

olivin minerali olan tek tip ağır beton üretilmiştir. Bunların yanı sıra kalker kökenli

(normal) agrega kullanılarak normal beton üretilmiştir. Beton üretiminde kullanılan

bileşenler aşağıda detaylandırılmıştır.

3.1.1.1. Betonlarda kullanılan agregalar

Normal agrega: Isparta Đli’nin Atabey Đlçesi’nde bulunan, Akçay Deresi’nden temin

edilen agrega yıkanmış olarak Atabey agrega işletmesinden alınan kalker kökenli

doğal agregadır.

Barit: Adının kökeni Yunanca’da ağır manasındaki baros kelimesidir. Sülfat grubu

bir mineral olan barit yüksek oranda baryum sülfat (BaSO4) içermektedir. Yoğunluğu

metalik katkı içermemesine rağmen 4,48 gcm–3 gibi oldukça yüksek bir değere

sahiptir (Hanor, 2000). Rengi mineral bileşimine göre beyazdan koyu kahverengiye

kadar değişebilir. Barit temel baryum elementi kaynaklarından birisidir ve ülkemizde

de az miktarda da olsa çıkarılmaktadır. Bu çalışmadaki betonlarda Isparta Đli Şarki

Karaağaç Đlçesi’nde bulunan Başer Maden Đşletmeleri’nden temin edilen doğal ağır

barit agregası kullanılmıştır.

Olivin: Dünya üzerindeki en yaygın bulunan minerallerden birisidir. Magnezyum

demir silikat grubunda olan olivinin genel kimyasal formülü ((Mg,Fe)2SiO4)’tür.

46

Demir içeriği fazla olduğu durumda fayalit (Fe2SiO4); magnezyum içeriği fazla

olduğunda ise forsterit (Mg2SiO4) olarak adlandırılır. Yoğunluğu 3,3-4,2 gcm–3

aralığında olabilmektedir. Bu çalışmada beton üretiminde kullanılan olivin Isparta Đli

Sütçüler Đlçesi’nden temin edilmiştir.

3.1.1.2. Çimento

Üretilen betonlarda CEM I 42.5 R tipi çimento kullanılmıştır. Çimento Isparta’da

Göltaş Çimento Fabrikası’ndan temin edilmiştir. Çizelge 3.1.’de çimentoya ait

kimyasal analiz sonuçları verilmiştir.

Çizelge 3.1. CEM I 42.5 R tipi çimentonun kimyasal analiz sonucu

Kimyasal bileşen MgO Al2O3 SiO2 CaO Fe2O3 SO3 K2O Na2O Cl % miktar 1,91 6,20 20,60 61,40 3,01 2,53 1,03 0,19 0,007

3.1.1.3. Su

Kullanılan su Süleyman Demirel Üniversitesi kuyu suyudur. Suyun kimyasal analiz

sonuçları S.D.Ü. Jeotermal Enerji, Yeraltı Suyu ve Mineral Kaynakları Araştırma ve

Uygulama Merkezi’nden alınmıştır (Çizelge 3.2.). Suyun SAR (sodyum adsorblama

oranı) değeri 0,23, toplam ve karbonat sertliği, sırasıyla 40,9 of ve 43,2 of’dir.

Çizelge 3.2. S.D.Ü. şebeke suyunun kimyasal analiz sonucu

Kimyasal bileşen Miktar (mg/l) Kimyasal bileşen Miktar (mg/l) Na+ 9,95 Cu 2+ 0,22 K+ 3,51 Al3+ <0,05 Mg2+ 35,0 Cl- 6,0 Ca2+ 82,04 SO4

2- 20 Fe2+ 0,12 NO3

- 12,3 Pb2+ 0,14 NH4 <0,06 Zn2+ <0,2 Na 6,93 NO2

- <0,07

47

3.2. Yöntem

3.2.1. Betonların üretimi

Çalışmada incelenmiş olan betonların üretimi S.D.Ü. Teknik Eğitim Fakültesi Yapı

Eğitimi Bölümü Laboratuarı’nda gerçekleştirilmiştir. Her seri beton için 150 mm x

300 mm standart silindir numune ve 100 mm. kübik numune üretilmiştir. Değişik

ebattaki kalıpları sarsmak için kullanılan 3000 dev/dk kapasiteli ve zaman ayarlı

masa tipi sarsma tablası ve kübik numuneler elde etmek için kullanılan küp kalıplar

Şekil 3.1.’de görülmektedir.

Şekil 3.1. Sarsma tablası (solda) ve kübik kalıplar (sağda).

Beton örnekleri deneylerin yapılacağı güne kadar bağıl nemi % 65 ve sıcaklığı 22 oC

olan kür odasında bekletilmiştir. Agregaların nem oranını tespit etmek ve bu orana

bağlı olarak beton bileşiminde kullanılacak su miktarını azaltmak için nem oranı

tayin cihazı kullanılmıştır. Beton karışımlarının üretimi 60 dm3 kapasiteli yatay

zorlamalı betonyerde yapılmıştır. Karışım hesabı C 30 betonu hedeflenerek yapılmış,

bu karışımlara göre betonlar üretilmiştir. Taze beton birim hacim ağırlık deneyleri

TS 2941 standardına uygun şekilde gerçekleştirilmiştir. Karışım hesapları, üretilecek

betonun kuru plastik kıvamda ve maksimum dane çapı 16 mm. olacak şekilde mutlak

hacim yöntemine göre yapılmıştır. Hapis olmuş hava miktarı 10 dm3 olarak

alınmıştır. Çizelge 3.3.’de tez kapsamında değişik agregalardan üretilerek incelenen

normal ve ağır betonların kodları; Çizelge 3.4.’de de karışımdaki 1 m3 için kullanılan

48

miktarlar ve betonların bazı fiziksel özellikleri verilmektedir. Betonlar için su-

çimento oranı (w/c) 0,5 olarak tespit edilmiştir.

Çizelge 3.3. Beton örneklerinin kodu, yoğunluğu, sınıfı ve içeriği Kodu Yoğunluk

(gcm-3) Beton Sınıfı

Đçeriği

N 2,476 Normal %100 normal agrega kullanılarak üretilmiş beton O 2,720 Ağır Normal agrega yerine %100 olivin kullanılarak

üretilmiş beton NB 2,994 Ağır %50 normal agrega, %50 barit kullanılarak

üretilmiş beton B 3,463 Ağır Normal agrega yerine %100 barit kullanılarak

üretilmiş beton

Çizelge 3.4. 1 m3 beton için kullanılan agrega miktarları

Beton Kodu Su Çimento Normal agrega Barit Olivin

N 175 350 1823 - -

O 175 350 - - 1431

NB 175 350 912 1431 -

B 175 350 - 2863 -

Hesaplanan bu beton bileşenleri Şekil 3.2.’deki düşey eksenli cebri karıştırmalı 56

litre kapasiteli beton mikseri ile karıştırılarak betonlar üretilmiştir.

Şekil 3.2. Düşey eksenli beton mikseri

49

3.2.2. γ-ışını zayıflatma katsayısı ölçüm deney düzeneği

Üretilmiş olan 4 tip betonun gama radyasyonu zayıflatma özellikleri üzerine yapılan

araştırmalar deneysel çalışmalar ve kuramsal çalışmalar olmak üzere iki ana gruba

ayrılabilir. Deneysel çalışmalar Süleyman Demirel Üniversitesi Fen-Edebiyat

Fakültesi Fizik Bölümü Nükleer Fizik A.B.D. bünyesinde bulunan Gamma

Spektroskopi Laboratuarı’nda gerçekleştirilmiştir. Deneysel çalışmalarda NaI(Tl)

detektöründen, NIM modülünden, spektrum analiz yazılımının yüklü olduğu bir

bilgisayardan oluşan gama spektroskopi sistemi ve toplam üç farklı gama enerjisi

sağlayan iki adet radyoaktif kaynak (60Co ve 137Cs) kullanılmıştır. Zayıflatma

katsayılarının kuramsal hesaplamaları ise web tabanlı bir program olan XCOM (v.

3.1) kodu kullanılarak gerçekleştirilmiştir.

3.2.2.1. Gama spektroskopi sistemi

Gama spektroskopi sistemi NaI(Tl) detektörüyle etkileşen gamma ışınlarını

enerjilerine göre spektral olarak ayırabilen bir sistemdir. Detektör bir yüksek gerilim

kaynağı (HV) tarafından beslenmektedir. Yükselteç detektörden gelen atmaları

güçlendirip uygun enerji ayrımını sağlayacak şekillendirmeyi sağlar. Yükselteçten

çıkan sinyal her biri bir enerjiye karşılık gelen 16384 kanallı Çok Kanallı Analizör’e

(Ç.K.A.) gelir ve burada dijital hale getirilir. Her sinyal genliğine bağlı olarak bir

hafıza kanalına atılır. Sayılan darbelerin birikmesiyle pikler oluşur. Ölçüm sistemini

oluşturan bileşenler Şekil 3.3.’de şematik olarak gösterilmiştir.

Şekil 3.3. Gama spektroskopi sistemini oluşturan detektör ve elektronik aygıtlar

50

3.2.2.2. NaI(TI) detektörü

Kullanılan malzemeye göre radyasyon detektörlerini gazlı, yarı-iletken ve sintilasyon

(parıldayıcı) detektörler olmak üzere üç ana gruba ayırmak mümkündür. Bu

çalışmada gama radyasyonu spektrumları Canberra marka 3”x3” boyutlu NaI(Tl)

sintilasyon detektörü kullanılarak ölçülmüştür (Şekil 3.4.).

Şekil 3.4. Kullanılan NaI(Tl) detektörü (üstte) ve çalışma şeklinin tasviri (altta)

Bir sintilasyon detektörü iki ana kısımdan oluşmaktadır: Đçinde parıldayıcı bir

malzeme bulunan sintilatör ve içinde foto katot odaklayıcı elektrot, elektron

çoğaltıcılar (dinotlar), anot bulunduran foto çoğaltıcı tüp. Bir sintilasyon

detektörünün gelen gama ışınlarını kaydetmesi için bazı süreçlerin gerçekleşmesi

gerekir. Öncelikle gama ışını sintilatöre girer ve buradaki malzemeyle 1. bölümde

bahsi edilen etkileşmelere uğrar. Böylece gama ışınının enerjisinin tamamı veya bir

kısmı elektronlara ya da elektron-pozitron çiftlerine aktarılır. Gama ışınları

tarafından uyarılan elektronlar temel seviyelerine geri dönerken dalga boyu görünür

bölgede veya görünür bölgeye çok yakın olan ışık yayınlarlar. Bu yolla üretilen ışık

sinyallerine flüoresan radyasyonu denir.

51

Flüoresan ışınlar detektörün foto çoğaltıcı bölümüne girerler ve ilk olarak ışığa

duyarlı foto katotla etkileşirler. Etkileşme sonucu meydana gelen foto elektronlar

odaklama vazifesi gören bir elektrot tarafından elektron çoğaltıcı (dinot)

tabakalardan ilkine yönlendirilir. Elektron çoğaltıcı tabakayla etkileşen elektronların

başlangıç enerjilerine göre çoğaltıcıdan birden fazla ikincil elektron kopar. Koparılan

bu yeni elektronlar da odaklayıcılar sayesinde bir sonraki elektron çoğaltıcıya

yönlendirilir. Bu işlem anoda kadar devam eder. Her bir çoğaltıcıdan koparılan

elektron miktarı foto katotla anot arasındaki gerilim gradyentine göre değişir. Süreç

sonunda anotta bir akım sinyali oluşur ve bu sinyal yükseltilerek elektronik

elemanlar vasıtasıyla okunabilir spektruma çevrilir.

Sintilatörlü detektörlerde genellikle organik ve inorganik olmak üzere iki tür

sintilasyon malzemesi kullanılır. Organik sintilatörler birbiriyle neredeyse hiç

etkileşmeyen moleküller içerir. Radyasyonla gelen enerji atomik elektronları veya

moleküler titreşimleri uyarabilir. Her iki uyarılma sonucunda da flüoresans ışın

yayımlanır. Organik sintilatörlerin önemli bir avantajı kendi ürettiği radyasyonun

büyük bir kesrine karşı şeffaf olmasıdır. Đnorganik kristal sintilatörlerde kullanılan

yalıtkan malzemenin elektronları uyarılmamış halde iken valans bandında bulunurlar,

yani iletim bandı boştur. Valans bandındaki elektronlar zayıf bir şekilde bağlı

olduklarından gelen gama radyasyonu bazı elektronların iki bant aralığını aşıp iletim

bandına geçmelerini sağlar. Böylece valans bandında artı yüklü boşluklar oluşur. Bu

boşluklar iletim bandından valans bandına geri düşen elektronlar tarafından

doldurulduğunda iki seviye arasındaki enerji farkına eşit enerjili flüoresans ışınlar

yayınlanır. Işınlar foto çoğaltıcı tüpe girdiklerinde yukarıda bahsi edilen süreçler

gerçekleşir. Đnorganik sintilatörlerin önemli bir kusuru sintilatör malzemede oluşan

flüoresans ışınların valans bandındaki elektronları uyararak sahte denilebilecek

atmalar oluşturabilmesidir. Yani bu haliyle inorganik sintilatörler kendi ürettiği

ışınlara karşı şeffaf değildir. Bu handikabı ortadan kaldırmak için sintilatör saf

malzemeye bir miktar etkinleştirici (aktivatör) madde ilave edilir. Bu ilave sayesinde

etkinleştiricinin uyarılmış durumları ve taban durumları saf sintilatör malzemesinin

iletim ve valans bantları arasına yerleşmiş olur. Böylece gama ışınları tarafından

etkinleştiricinin uyarılmış seviyesine çıkarılmış bir elektron etkinleştiricinin taban

52

durumuna geri döndüğünde yayınlanan flüoresan ışınının dalga boyu saf sintilatör

seviyeleri arasındaki geçişlerde yayınlanan ışının dalga boyundan büyüktür (Şekil

3.5.). Dolayısıyla sintilatör kendi ürettiği ışınlara karşı şeffaf hale getirilmiş olur. Bu

uygulamaya en iyi örnek araştırmalarda sıklıkla kullanılan NaI (sodyum iyodür)

kristaline talyum (Tl) eklenerek aktive edilmiş NaI(Tl) sintilatörü oluşturulmasıdır.

Bu sayede saf NaI kristaline ait 333 nm’lik flüoresans ışının dalga boyu 410 nm’ye

kadar yükseltilir.

Şekil 3.5. Aktive edilmiş inorganik sintilatörün bant yapısı

Bir sintilasyon detektörüne ait en önemli parametreler ürettiği ışık miktarı, gama

ışınlarını durdurmadaki yeterliliği ve zaman sabitidir. Zaman sabiti sintilatör

malzemesi uyarıldıktan ne kadar zaman sonra flüoresan ışın verdiğinin ölçüsüdür.

NaI(Tl) gibi inorganik sintilatörler büyük atom numarasına sahip olduklarından gama

ışınlarını durdurma kabiliyetleri yüksektir. Ayrıca ürettikleri ışık miktarı diğer

inorganik sintilatörlerden yüksektir. Deneysel çalışmada kullandığımız NaI(Tl)

sintilatörünün yoğunluğu 3,67 gcm-3, yayılan ışığın dalga boyu 410 nm ve zaman

sabiti 250 ns’dir. Detektörün çalışma gerilimleri katot-anot arası 1100 Volt DC,

dinot-dinot arası 80 Volt DC ve katot-dinot arası 150 Volt DC’dir (Canberra

Industries., 2009).

53

3.2.2.3. Elektronik aygıtlar ve yazılım

NaI(Tl) detektörü ile etkileşen gama radyasyonunun oluşturduğu atmaların anlamlı

sayısal sinyallere dönüşmesi için elektronik cihazlara ve sinyallerin analizi için de

yazılıma ihtiyaç vardır. Radyasyonun detektörde oluşturduğu sinyaller yükseltici

(amplifikatör) yardımıyla yükseltilir, şekillendirilir ve Çok Kanallı Analizöre

(Ç.K.A.) gönderilir. 16384 kanala sahip Ç.K.A. ile sayısal hale çevrilen bilgiler

Genie 2000 (v. 3.0) yazılımı yardımı ile ekranda spektrum olarak gözlenir. Gama

radyasyonu spektrumunu oluşturan pikler Gauss eğrisi şeklindedir. Her bir enerji ve

kanal numarası başına düşen sinyal sayısı yazılım tarafından kaydedilir. Kaydedilen

piklerin matematiksel analizi de Genie 2000 yazılımıyla yapılabilmektedir. Sistem

bir yüksek gerilim birimi ile beslenmektedir. Şekil 3.6. yükselticiyi, Ç.K.A.’ü ve

yüksek gerilim birimini çalıştıran NIM modülünü göstermektedir.

Şekil 3.6. NIM modülü ve elektronik birimlerin modüldeki yerleşimi

3.2.3. Radyoaktif kaynaklar

Deneysel çalışmada Spectrum Techniques firmasından temin edilmiş iki farklı

radyoaktif kaynak kullanılmıştır. Bunlar, her ikisi de 1 µCi aktiviteye sahip 60Co ve 137Cs radyoaktif izotoplarıdır (Şekil 3.7.).

54

Şekil 3.7. Deneylerde kullanılan radyoaktif kaynaklar

Đki izotop da birer β- yayıcıdır. Ancak ürün çekirdekler (Co için 60Ni ve Cs için

137Ba) kararsızdırlar ve fazla enerjilerini γ ışıması yaparak verirler. 60Co 0,1 ns arayla

1,173 MeV ve 1,332 MeV enerjili, 137Cs 0,662 MeV enerjili fotonlar yayar.

Dolayısıyla deneysel çalışmada üç farklı gama enerjisi kullanılmıştır. Çizelge 3.5.’de 60Co ve 137Cs radyoaktif kaynaklarının bazı özellikleri verilmekte, Şekil 3.8.’de ise

bu kaynakların bozunma şemaları tasvir edilmektedir. 137Cs’nin bozunumunda %5

ihtimalle 1,174 MeV enerjili negatron yayınlanması da mümkündür.

Çizelge 3.5. Kullanılan radyoaktif kaynakların bazı özellikleri

Yarı

ömür(yıl) Bozunma modu

γ enerjisi (MeV)

Aktivite (µCi)

Ürün çekirdek

60Co 5,27 β- 1173

1332 1 60Ni

137Cs 30,1 β- 662 1 137Ba

Şekil 3.8. Kullanılan radyoaktif kaynakların bozunma şemaları

55

Yapılan deneyler esnasında kurşun içeren bir önlükten, guatr koruyucudan ve

gözlükten oluşan koruyucu bir takım kullanılmaktadır. Kaynaklar laboratuarda

içerisinde kurşun zırhlar bulunan depoda saklanmaktadır.

3.2.4. Detektörün enerji kalibrasyonu

Detektörün kalibrasyonunu amacı, cihazın belirli bir radyasyon enerjisi karşısında

vermesi gereken cevabın cihaza tanıtılmasıdır. Bu sebeple cihazın kalibrasyonunda

yayınladıkları enerjileri daha önceden iyi bir şekilde tanımlanmış olan radyoaktif

kaynaklar kullanılır. Çalışmada kullanılan NaI(Tl) detektörünün kalibrasyonu, 137Cs

(0,662 MeV) ve 60Co (1,173 MeV - 1,332 MeV) standart radyoaktif kaynakları

kullanılarak yapılmıştır. Bunun için her iki kaynak için eşit sürelerde spektrumlar

alınarak bu spektrumlardaki ilgili gama enerjilerinin karşılık geldiği kanal numarası

detektöre Genie 2000 yazılımıyla tanıtılmıştır (Akkurt, vd., 2010b). Şekil 3.9. iki

kaynağa ait pikleri ve karşılık gelen enerji kanal fitini göstermektedir.

Şekil 3.9. Kaynakların enerji spektrumları (üstte) ve enerji-kanal fiti (altta)

56

3.2.5. Zayıflatma katsayısının deney yoluyla elde edilmesi

Deneysel çalışmada incelenen betonların gama radyasyonu zayıflatma özellikleri µ

toplam doğrusal zayıflatma katsayıları elde edilerek araştırılmıştır. Daha önce Bölüm

1.5.3.’de bahsedildiği gibi, bir radyasyon demetinin bir engelle etkileşmesinden

sonra oluşan zayıflatılmış demetin şiddeti Denk. 1.11.’deki Beer-Lambert Yasası’yla

değişmektedir. Bu denklemden toplam zayıflatma katsayısı,

I

I

x

0ln1

=µ (3.1)

ifadesiyle hesaplanır. Burada x soğurucu maddenin cm cinsinden kalınlığını, Io ve I,

sırasıyla zayıflatılmamış ve zayıflatılmış radyasyon demeti şiddetlerini temsil

etmektedir. Dolayısıyla µ=µ(x,Io,I) olacak şekilde üç değişkenli bir fonksiyondur.

Ölçümlerdeki amaç Denk. 3.1.’deki üç değişkenin deneysel olarak belirlenmesidir.

Ölçümler için uygun biçimde tasarlanmış olan deney düzeneği Şekil 3.10.’da

gösterilmiştir.

Şekil 3.10. Ölçümlerde kullanılan kaynak-beton-detektör düzeneği

Deneylerde öncelikle referans ölçümü olarak da adlandırılan Io ölçümü yapılmıştır.

Bunun için radyoaktif kaynak ile detektör arasında beton yokken, belirli bir süre

boyunca kaynağın radyasyon şiddeti ölçülmüştür. Tüm beton türleri için alınan bu Io

referans ölçümü kullanılmıştır. Daha sonra zayıflatma deneyine tabi tutulacak olan

betonlar kaynak ile detektör arasına konularak beton tarafından zayıflatılmış

radyasyon şiddetini temsil eden I şiddeti için ölçüm gerçekleştirilmiştir. Deneylerde,

57

her ölçüm için kaynak – detektör ve kaynak – beton mesafelerinin ve tüm numuneler

için ölçüm sürelerinin aynı olması sağlanmıştır (Akkurt, vd., 2010b). Aşağıdaki

şekilde 60Co kaynağından Genie 2000 spektrum analiz yazılımıyla alınan örnek bir

spektrum verilmiştir. Spektrumda kaynağın 1,173 ve 1,332 MeV enerjili piklerinin

her ikisi de Gauss dağılımına uymaktadır.

Şekil 3.11. 60Co kaynağı ile detektör arasında beton varken ve yokken elde edilen gama ışını spektrumları

Spektrumların elde edilmesinden sonra piklerin analizleri yine Genie 2000 yazılımı

kullanılarak yapılmıştır. Bir pikin analiz edilmesinden kasıt, pikin altında kalan

matematiksel alanın hesaplanmasıdır. Zira bu alanlar, Denk. 3.1.’de belirtilen, ilgili

enerjideki radyasyon şiddetlerine karşılık gelmektedir. Genie 2000 yazılımının sahip

olduğu program paketleri kullanılarak kaydedilen spektrumlardaki piklerin tespiti ve

alanlarının hesaplanması işlemleri gerçekleştirilmiştir.

Denk. 3.1.’deki diğer bir değişken olan beton kalınlığı ise 1/100 cm hassasiyete sahip

kumpas kullanılarak ölçülmüştür. Beton numunelerinin toplam zayıflatma

katsayılarının hesaplanmasında grafik yöntemi adı verilen yöntemden

faydalanılmıştır. Buna göre, her beton türünün en az üç farklı kalınlıktaki örnekleri

için ölçümler yukarıda anlatıldığı şekilde tekrarlanarak zayıflatma katsayıları

58

hesaplanır. ln(Io/I) değerlerinin örneklerin x kalınlıklarına göre grafiği çizdirilirse

veri noktalarına uydurulan doğrunun eğimi bize µ toplam doğrusal zayıflatma

katsayısını verir. Şekil 3.12. yöntemin uygulanışına dair örnek bir grafiktir (Akkurt,

vd., 2006; 2010c).

1 2 3 4 50,25

0,50

0,75

1,00

1,25

1,50

ln(I0/I)

Kalınlık (cm)

y=0,3036x-0,103

R2=0,9934

Şekil 3.12 µ katsayısının grafik yöntemiyle elde edilişi

3.2.6. Hata hesabı

Tez çalışmasında radyasyon zayıflatma özellikleri araştırılan beton numunelerinin

toplam zayıflatma katsayılarındaki en büyük mutlak hatalar hesaplanmıştır.

µ=µ(x,Io,I) üç değişkene bağlı olduğundan zayıflatma katsayısındaki mutlak hata da

üç değişkenin her birinin mutlak hatalarının bir fonksiyonudur. Zayıflatma

katsayılarındaki mutlak hatalar Denk. 3.1.’in iki tarafının diferansiyeli alınarak elde

edilmiş olan aşağıdaki formülle hesaplanmıştır (Akkurt, vd., 2010b).

20

222

0

0

0

ln1

ln1

∆+

∆+

∆=∆

∆=∆

I

I

x

x

I

I

I

I

x

I

I

x

µ

µ

(3.2)

59

Denk. 3.2.’de ∆Io referans, ∆I zayıflatılmış radyasyon şiddeti ve ∆x beton kalınlığı

ölçümlerindeki mutlak hatalara karşılık gelmektedir. ∆Io ve ∆I mutlak hataları Genie

2000 yazılımı tarafından Io ve I alanlarının okunmasıyla birlikte doğrudan

hesaplanmaktadır. ∆x ise, ölçümlerde 1/100 cm hassasiyetli kumpas kullanıldığı için

±0,01 cm kadardır. Yapılan çalışmada toplam zayıflatma katsayılarındaki ortalama

mutlak hatalar %5 mertebesinde bulunmuştur (Akkurt, vd., 2010c).

3.2.7. Zayıflatma katsayısının kuramsal olarak elde edilmesi

Betonların toplam doğrusal zayıflatma katsayılarının mümkün tüm gama

enerjilerinde deneysel yöntemle belirlenmesi teknik olarak mümkün değildir. Zira

bunun için çok sayıda radyoaktif kaynağın bulundurulması gerekir. Üç farklı gama

enerjisi kullanılarak yapılan deneysel ölçümler sonucu elde edilen zayıflatma

katsayısı değerleri Berger ve Hubbell (1987) tarafından geliştirilmiş olan XCOM

bilgisayar programı kullanılarak 10-3 MeV-105 MeV enerji aralığında kuramsal

olarak elde edilen değerlerle kıyaslanmıştır.

XCOM kodu kullanılarak bireysel elementlerin, kimyasal bileşiklerin (H2O gibi) ve

çeşitli element veya bileşiklerin oluşturduğu karışımların (betonlar, alaşımlar gibi)

kısmi (fotoelektrik etki, Rayleigh ve Compton saçılmaları, çekirdek ve elektron

alanında çift oluşumu için) ve toplam zayıflatma katsayıları hesaplanabilmektedir.

Ancak bu kod doğrudan toplam doğrusal zayıflatma katsayısını değil, ona bağlı

önemli başka bir parametre olan toplam kütlesel zayıflatma katsayısını (µm, cm2g-1)

hesaplamaktadır. Kütlesel zayıflatma katsayısı maddenin doğrusal zayıflatma

katsayısının yoğunluğuna oranı olarak tanımlanır (Hubbell, 1982).

ρµ

µ =m (3.3)

Böylece, incelenen betonların doğrusal zayıflatma katsayıları mρµµ = ifadesinden

hesaplanmıştır. XCOM, betonlar gibi birçok bileşikten oluşan karışımların µm

değerlerini hesaplarken karışım kuralı olarak bilinen (Jaeger, vd., 1968) kuralı

60

kullanır. Buna göre, bir karışımın µm değeri, karışımı oluşturan bileşiklerin her

birinin kısmi kütlesel zayıflatma katsayısı değerlerinin ağırlıklı ortalamasıdır ve

aşağıdaki gibi verilmektedir (Jalali ve Mohammadi, 2008).

T

iii

i i

ii

M

Aaw

w

=

= ∑ ρµ

ρµ

(3.5)

Burada µi ve ρi i. bileşenin toplam doğrusal zayıflatma katsayısını ve yoğunluğunu

göstermektedir. µi ve ρi XCOM tarafından otomatik olarak hesaplanmaktadır. wi

terimi ise aynı bileşenin karışım içerisindeki ağırlık kesridir. MT ilgili bileşiğin

toplam atomik kütlesi, ai bileşikteki i. elementin bileşik formülündeki katsayısı ve Ai

o elementin atomik kütlesidir. Bu bilgilerin ışığında incelenen 4 tip betonun Çizelge

3.6.‘da verilen kimyasal içerikleri (Akkurt, vd., 2010b) XCOM programına veri

olarak girilerek µm değerleri ve oradan µ değerleri hesaplanmıştır.

Çizelge 3.6. Betonların kimyasal içeriği ve bileşenlerin ağırlıkça bulunma oranları

N O NB B

CaO 0,39394 0,09980 0,20269 0,04794

MgO 0,10970 0,38269 0,04925 0,00648

NaO 0,00394 0,00000 0,00175 0,00027

K2O 0,00045 0,00016 0,00034 0,00024

Fe2O3 0,00464 0,07108 0,00394 0,00229

P2O5 0,00003 0,00004 0,00013 0,00019

CO2 0,31463 0,00000 0,12810 0,00000

SiO2 0,12700 0,36346 0,07626 0,03290

H2O 0,07420 0,07320 0,06103 0,03909

Al2O3 0,01038 0,01222 0,01353 0,01364

SO2 0,00460 0,00442 0,00378 0,00205

BaSO4 0,00000 0,00000 0,46012 0,83050

MgCO3 0,00000 0,00000 0,00049 0,00090

NaCl 0,00000 0,00000 0,00049 0,00090

CaCO3 0,00000 0,00000 0,00998 0,01801

MnO2 0,00000 0,00000 0,00099 0,00180

NiO 0,00000 0,00000 0,00099 0,00180

61

3.2.8. Zayıflatma katsayısına bağlı olarak hesaplanan diğer nicelikler

Gama radyasyonlarına karşı zırh olarak kullanılacak bir betonun bu konudaki

etkinliği belirlenmek istendiğinde onun doğrusal zayıflatma katsayısının dışında,

betonlar için literatürde de önemli bir yeri olan yarı kalınlık (HVL (Half Value

Layer), cm), onda bir kalınlık (TVL (Tenth Value Layer), cm) ve ortalama serbest

yol (mfp (mean free path), cm) değerlerine bakılır. Bu nicelikler doğrusal zayıflatma

katsayısı cinsinden ifade edilirler. Bir radyasyon zırhı için yarı ve onda bir

kalınlıkları, radyasyonun başlangıçtaki şiddetini yarı değerine ve onda bir değerine

düşürmek için gereken zırh kalınlıkları olarak tanımlanır. x1/2 ve x1/10 sembolleriyle

gösterilen bu niceliklerin değerleri Beer-Lambert yasasından sırasıyla,

µ

µ

10ln

2ln

10/1

2/1

=

=

x

x

(3.6)

denklemleriyle hesaplanır. Ortalama serbest yol ise bir gama fotonunun madde

atomlarıyla yaptığı iki etkileşme arasında kat ettiği ortalama mesafedir ve aşağıdaki

şekilde verilir:

µ1

=mfp (3.7)

Genel olarak HVL, TVL ve mfp değerlerinin artan gama enerjisiyle arttığı

söylenebilir. Ancak bu artış doğrusal değildir. Çünkü daha önce de bahsedildiği gibi,

µ enerjiyle doğrusal olarak değişmemektedir. Tez çalışmasında XCOM kodu ile

hesaplanan ve deneysel yöntemle ölçülen toplam doğrusal zayıflatma katsayıları

kullanılarak yarı ve onda bir kalınlıkları ile ortalama serbest yol değerleri

hesaplanmıştır (Akkurt, vd., 2010b).

62

4. ARAŞTIRMA BULGULARI

Bu tez çalışması kapsamında, üretilmiş olan 4 değişik tip betonun gama

radyasyonları için toplam doğrusal zayıflatma (µ) ve kütlesel zayıflatma katsayıları

(µ/ρ) araştırılmıştır. Bunlarla beraber, radyasyon zayıflatma özellikleri açısından

önem taşıyan yarı ve onda bir kalınlıklar ve ortalama serbest yol nicelikleri elde

edilmiştir. Betonların radyasyon zayıflatma deneyleri Süleyman Demirel Üniversitesi

Fen-Edebiyat Fakültesi Fizik Bölümü Nükleer Fizik A.B.D. Gamma Spektroskopi

Laboratuarında bulunan NaI(Tl) detektörü ile yapılmıştır (Akkurt, vd., 2010b).

Ölçümlerde 137Cs (0,662 MeV) ve 60Co (1,173 ve 1,332 MeV) radyoaktif kaynakları

kullanılmıştır (Akkurt, vd., 2010c). Deney sonuçları XCOM kodu ile elde edilmiş

olan kuramsal sonuçlarla karşılaştırılmıştır. Betonların üretilmesi işlemi

üniversitemiz Teknik Eğitim Fakültesi Yapı Eğitimi Bölümü bünyesindeki

laboratuarlarda gerçekleştirilmiştir (Akkurt, vd., 2010d).

4.1. Zayıflatma Katsayısı Sonuçları

Araştırma sonucunda elde edilmiş olan toplam doğrusal ve kütlesel zayıflatma

katsayıları %5 mertebesindeki hata paylarıyla birlikte Çizelge 4.1.‘de verilmiştir.

Görüldüğü gibi, sırasıyla B, NB ve O ağır betonları üç enerjide de en yüksek µ

katsayılarına sahipken, hafif beton olan N en düşük değerlere sahiptir. µ/ρ içinse

büyüklük sıralamasının tersine döndüğü görülmektedir.

Çizelge 4.1. Araştırma sonucunda elde edilen µ ve µ /ρ değerleri

µ (cm-1)

Eγ (MeV) N O NB B

0,662 0,2538±0,0127 0,2788±0,0139 0,2870±0,0144 0,2970±0,0149

1,173 0,1741±0,0087 0,1747±0,0087 0,1750±0,0088 0,1800±0,0090

1,332 0,1652±0,0083 0,1661±0,0083 0,1670±0,0083 0,1700±0,0085

µ/ρ (cm2g-1)

0,662 0,1025±0,0051 0,1022±0,0050 0,0959±0,0048 0,0858±0,0043

1,173 0,0703±0,0035 0,0642±0,0031 0,0585±0,0029 0,0520±0,0026

1,332 0,0667±0,0033 0,0611±0,0030 0,0558±0,0028 0,0491±0,0025

63

N O NB B0,14

0,16

0,18

0,20

0,22

0,24

0,26

0,28

0,30

0,32 0,662 MeV 1,173 MeV 1,332 MeV

µµ µµ (cm

-1)

Beton tipi

Şekil 4.1. Doğrusal zayıflatma katsayılarının beton tipine ve enerjiye göre değişimi

N O NB B0,04

0,05

0,06

0,07

0,08

0,09

0,10

0,11 0,662 MeV 1,173 MeV 1,332 MeV

µ/ρ

µ/ρ

µ/ρµ/ρ (cm

2 g-1)

Beton tipi

Şekil 4.2. Kütlesel zayıflatma katsayılarının beton tipine ve enerjiye göre değişimi

64

Şekil 4.1.’de ve Şekil 4.2.’de sırasıyla, toplam doğrusal ve kütlesel zayıflatma

katsayılarının beton tiplerine ve deneylerde kullanılan gama enerjilerine göre

değişimleri görülmektedir. Bu iki şekilden görüldüğü gibi toplam doğrusal

zayıflatma katsayısı (µ) değerleri normal betondan (N tipi) agrega olarak %100 barit

kullanılarak üretilen B tipi betona gidildikçe artış gösterirken, toplam kütlesel

zayıflatma katsayısı (µ/ρ) değerleri ise tersine bir değişim göstermektedir.

Çalışmada incelenen N, O, NB ve B beton tiplerinin 0,662 MeV, 1,173 MeV ve

1,332 MeV gama enerjilerinde deneysel olarak elde edilmiş toplam doğrusal ve

kütlesel zayıflatma katsayıları ile XCOM kodu kullanılarak hesaplanan bunlara ait

kuramsal değerlerin karşılaştırılması işlemi, sırasıyla Şekil 4.3., Şekil 4.4., Şekil 4.5.

ve Şekil 4.6.’da gerçekleştirilmiştir. Kuramsal değerler 10-3 MeV – 105 MeV gama

enerjisi aralığında incelenmiştir.

10-3

10-2

10-1

100

101

102

103

104

105

10-2

10-1

100

101

102

103

104

10-2

10-1

100

101

102

103

104

µµ µµ (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

µ (XCOM) µ (Deney) µ/ρ (XCOM) µ/ρ (Deney)

µ/ρ

µ/ρ

µ/ρµ/ρ (cm

2 g-1)

Şekil 4.3. N tipi betonun µ ve µ/ρ katsayılarının enerjiyle değişimi

65

10-3 10-2 10-1 100 101 102 103 104 10510-2

10-1

100

101

102

103

104

10-2

10-1

100

101

102

103

104

µµ µµ (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

µ (XCOM) µ (Deney) µ/ρ (XCOM) µ/ρ (Deney)

µ/ρ

µ/ρ

µ/ρµ/ρ (cm

2 g-1)

Şekil 4.4. O tipi betonun µ ve µ/ρ katsayılarının enerjiyle değişimi

10-3 10-2 10-1 100 101 102 103 104 10510-2

10-1

100

101

102

103

104

105

10-2

10-1

100

101

102

103

104

105

µµ µµ (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

µ (XCOM) µ (Deney) µ/ρ (XCOM) µ/ρ (Deney)

µ/ρ

µ/ρ

µ/ρµ/ρ (cm

2 g-1)

Şekil 4.5. NB tipi betonun µ ve µ/ρ katsayılarının enerjiyle değişimi

66

10-3

10-2

10-1

100

101

102

103

104

105

10-2

10-1

100

101

102

103

104

105

10-2

10-1

100

101

102

103

104

105

µµ µµ (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

µ (XCOM) µ (Deney) µ/ρ (XCOM) µ/ρ (Deney)

µ/ρ

µ/ρ

µ/ρµ/ρ (cm

2 g-1)

Şekil 4.6. B tipi betonun µ ve µ/ρ katsayılarının enerjiyle değişimi

Bu şekillerden çıkarılabilecek ilk sonuca göre deneysel zayıflatma katsayısı değerleri

ile kuramsal değerler arasında iyi bir uyumun gözlendiği söylenebilir. Özellikle,

1,173 ve 1,332 MeV enerjilerinde ölçülen zayıflatma katsayılarının 0,662 MeV için

ölçülen katsayılara nazaran kuramsal değerlere daha yakın olduğu açıktır.

Şekil 4.3. - 4.6.’dan görüldüğü gibi doğrusal ve kütlesel zayıflatma katsayıları

değişen gama enerjisiyle aynı şekilde değişmektedir. Farklı olan aynı enerjideki

sayısal değerlerdir ki; bu beklenilen bir sonuçtur. Dolayısıyla, bundan sonraki

tartışmamalarımız daha çok doğrusal zayıflatma katsayıları üzerinden

gerçekleşecektir. Bahsi edilen grafiklerden çıkan önemli bir sonuç da zayıflatma

katsayısının farklı enerji aralıklarındaki değişim karakteristiklerinin birbirinden

tamamen ayrı olmasıdır. Bunun sebebi, farklı enerji bölgelerinde gama ışınlarıyla

betonları oluşturan elementler arasındaki farklı etkileşme mekanizmalarının baskın

olmasıdır. Literatürde de belirtildiği gibi bu etkileşmeler görece düşük gama enerjisi

değerlerinde fotoelektrik etkileşme, orta seviyedeki enerjilerde Compton etkileşmesi

ve alt sınır 1,022 MeV olmak üzere, büyük (genellikle >10MeV) gama enerjilerinde

67

çift oluşumudur (Akkurt, vd., 2005; 2010b). Betonlar için bu etkileşmelerin

diğerlerine göre baskın olduğu bölgelerin belirlenmesi radyasyon zayıflatma

özellikleri hakkında önemli bilgiler edinmemize yardımcı olur. Şekil 4.7. – 4.10.

sırasıyla N, O, NB ve B tip betonların τ (fotoelektrik etki), σ (Compton etkileşmesi)

ve κ (çift oluşumu) kısmi doğrusal zayıflatma katsayılarının ve beraberinde µ toplam

doğrusal zayıflatma katsayısının 10-3 – 105 MeV enerji aralığındaki değişimlerini

kuramsal olarak göstermektedir.

N tipi beton için verilen Şekil 4.7.’den görüldüğü gibi 10-3 MeV’de τN ve σN,

9,93×103 ve 5,32 cm-1 değerlerine sahiptirler. Artan enerjiyle beraber τN keskin, σN

ise yumuşak bir şekilde azalır. Buna sebep olarak bu enerji aralığında, aynı gama

enerjisi için fotoelektrik kısmi zayıflatma katsayısının E-7/2 ile Compton kısmi

zayıflatma katsayısının ise E-1 ile değişmesi gösterilebilir. Şekilde işaret edilen

NN στ = noktasında fotoelektrik ve Compton etkileşmelerinin kısmi doğrusal

zayıflatma katsayıları birbirine eşittir. Bu noktanın solundaki bir enerji değeri için τN

σN‘den daha hızlı artarken, sağındaki bir enerji değeri içinse tersi geçerlidir. Bu

noktadan sonra fotoelektrik tesir hızlı bir şekilde azalmaya devam ederek 0,4

MeV‘de 10-3 cm-1 olur. Compton etkileşmesi görece daha yavaş bir azalmayla 800

MeV’de aynı değere ulaşır. 5,20×10-2 MeV’deki NN στ = değerinden önce ve sonra

τN’nun neredeyse doğrusal bir değişime sahip olduğu açıktır. Bununla birlikte, N tipi

beton için bu noktadan itibaren NN στ = olana dek Compton etkileşmesinin de

neredeyse doğrusal bir şekilde değiştiği farz edilebilir. Dikkat edilirse kısmi

zayıflatma katsayıların kesiştiği bu iki nokta arasında toplam zayıflatma katsayısına

katkının neredeyse tamamı Compton etkileşmesinden gelmektedir. Bu enerji aralığı

Compton etkileşmesinin baskın olduğu aralıktır. Benzer şekilde NN στ = olduğu

noktadan önce toplam zayıflatma katsayısına katkının neredeyse tamamı fotoelektrik

etkileşmeden; NN κσ = noktasından sonra ise çift oluşumundan gelmektedir.

Dolayısıyla bu iki bölge N tipi beton için sırasıyla, fotoelektrik ve çift oluşumu

etkileşmelerinin baskın olduğu bölgelerdir. NN στ = için işaret ettiğimiz hususlar

Compton ve çift oluşumu kısmi zayıflatma katsayılarının eşit olduğu NN κσ = (16,2

MeV) noktası için de geçerlidir. Bu noktanın solunda σN değerleri κN değerlerinden,

68

sağında ise κN değerleri σN değerlerinden büyüktür. Çünkü κ gama enerjisinin doğal

logaritmasıyla doğru orantılı bir şekilde artmaktadır. Şekilden görüldüğü gibi κN

1,022 MeV değerinden sonra daima artmaktadır. Sonuç olarak, N tip beton için

NN στ = noktasına dek fotoelektrik, NN κσ = noktasından sonra çift oluşumu ve bu

ikisinin arasındaki bölgede Compton etkileşmesinin baskın olduğunu söylemek

yaklaşıklıkla doğru olur (Dresner, 1968). N tip beton için bu iki noktadaki enerji

değerleri XCOM kodu kullanılarak 5,20×10-2 MeV ve 16,3 MeV olarak tespit

edilmiştir. Dolayısıyla fotoelektrik etkinin 10-3 - 5,20×10-2 MeV; Compton

etkileşmesinin ise 5,20×10-2 – 16,3 MeV aralığında, 16,2 MeV’den sonra da çift

oluşumunun baskın etkileşmeler olduğu söylenebilir. Ayrıca 103 MeV’den sonra

toplam doğrusal zayıflatma katsayısının enerji artsa bile neredeyse sabit kaldığı Şekil

4.7.’de görülmektedir. Şekil 4.3. ile 4.7. karşılaştırıldığında N tipi betona ait deney

sonuçlarının Compton bölgesine denk geldiği görülür. Şekil 4.7.’de fotoelektrik

bölgede görülen süreksizlik beton içeriğindeki demirin (Z=26) K kabuğundaki

zayıflatmalardan kaynaklanmaktadır ve 7,11×10-3 MeV’de oluşmuştur.

10-3

10-2

10-1

100

101

102

103

104

105

10-3

10-2

10-1

100

101

102

103

104

σΝ=κ

Ν

zayıflatma katsayısı (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

τ σ κ µ

τΝ=σ

Ν

KFe

Şekil 4.7. N tipi betonun kısmi doğrusal zayıflatma katsayılarının enerjiyle değişimi

69

Normal beton için gerçekleştirdiğimiz tartışmalar Şekil 4.8., 4.9. ve 4.10.’da kısmi

zayıflatma katsayıları incelenen O, NB ve B tipi betonlar için de bir şablon niteliği

taşımaktadır. Olivinli beton için verilen Şekil 4.8. incelendiğinde kısmi zayıflatma

katsayılarının gama enerjisiyle değişimleri bakımından N tip beton için verilen Şekil

4.7. ile benzerlikler taşıdığı fark edilebilir. Olivinli beton için 10-3 MeV’de τO

9,44×103, σO 5,92 cm-1 değerine sahiptir. τO katsayısı hızlı bir şekilde değişerek 0,4

MeV’den sonra 10-3 cm-1 değerine inerken, σO aynı değere 800 MeV’in biraz üstünde

erişir. Olivinli beton için fotoelektrik etkinin, Compton saçılmasının ve çift

oluşumunun baskın olduğu bölgeler XCOM kodu kullanılarak 10-3 - 5,40×10-2 MeV,

5,40×10-2 – 16,2 MeV ve 16,2 MeV’den sonrası olarak belirlenmiştir. Yine ölçülen

zayıflatma katsayısı değerleri Compton bölgesi içerisinde kalmaktadır. Beton

içeriğindeki demirin K elektron kabuğundan kaynaklanan süreksizlik N beton için

olduğu gibi 7,11×10-3 MeV enerji değerindedir. Ayrıca Şekil 4.4. de göz önüne

alındığında deneysel değerlerin Compton bölgesinde yer aldığı da görülmektedir.

10-3 10-2 10-1 100 101 102 103 104 10510-3

10-2

10-1

100

101

102

103

104

KFe

zayıflatma katsayısı (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

τ σ κ µ

τΟ=σ

Ο

σΟ=κ

Ο

Şekil 4.8. O tipi betonun kısmi doğrusal zayıflatma katsayılarının enerjiyle değişimi

70

10-3

10-2

10-1

100

101

102

103

104

105

10-3

10-2

10-1

100

101

102

103

104

105

(L1,L2,L3)Bazayıflatma katsayısı (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

τ σ κ µ

KBa

τΝΒ

=σΝΒ σ

ΝΒ=κ

ΝΒ

τNB

=κΝΒ

Şekil 4.9. NB tip betonun kısmi doğrusal zayıflatma katsayılarının enerjiyle değişimi

10-3

10-2

10-1

100

101

102

103

104

105

10-3

10-2

10-1

100

101

102

103

104

105

τΒ=σ

Βzayıflatma katsayısı (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

τ σ κ µ

(L1,L2,L3)Ba

KBa

τΒ=κ

Β

σΒ=κ

Β

Şekil 4.10. B tip betonun kısmi doğrusal zayıflatma katsayılarının enerjiyle değişimi

71

Barit minerali (BaSO4) içeren NB ve B tipi betonların kısmi zayıflatma katsayılarının

kuramsal değerlerinin gama enerjisiyle değişimleri Şekil 4.9.’da ve 4.10.’da

gösterilmiştir. Bu iki şekil N ve O tipi betonlar için verilen Şekil 4.7. ve 4.8. ile

karşılaştırıldığında dikkate değer bazı farklılıklar olduğu açıktır. Öncelikle NB ve B

tip betonların Compton etkisinin baskın olduğu bölgelerin daha dar bir enerji

aralığını kapsadığı ve bu bölgede toplam zayıflatma katsayılarının daha konkav bir

yapı sergilediği görülmektedir. Bu konkavlık B tipi beton için daha belirgindir. Diğer

yandan fotoelektrik ve çift oluşumu etkilerinin baskın olduğu aralıkların, B tipi

betonda daha fazla olmak üzere, bu iki beton tipi için de belirgin bir şekilde

genişlemiş olduğu gözlenebilir. NB tip beton için NBNB στ = ve NBNB κσ = olduğu

noktalarda enerji değerleri 1,62×10-1 MeV ve 10,9 MeV olarak tespit edilmiştir. B

tipi beton içinse aynı noktalarda enerjiler 2,10×10-1 MeV ve 8,63 MeV olarak

hesaplanmıştır. NB tip beton için 10-3 MeV’de τNB ve σNB katsayılarının büyüklükleri

1,56×104 cm-1 ve 11,5 cm-1’dir. τNB yaklaşık olarak 2 MeV’de 10-3 cm-1 olurken, σNB

103 MeV enerjisinde aynı değere ulaşır. B tipi beton durumundaysa 10-3 MeV’de

2,14×104 cm-1 olan τB 3 MeV gama enerjisinden sonra 10-3 cm-1 değerini yakalarken,

başlangıçta 18,1 cm-1 olan σB 103 MeV’in ötesinde aynı değeri yakalamaktadır.

Şekil 4.7. ve 4.8.’den farklı olarak Şekil 4.9. ve 4.10.’da NB ve B tipi betonların

fotoelektrik ve çift oluşumu kısmi zayıflatma katsayılarının da birbirine eşit olduğu

noktalar olduğu görülmektedir. Bu durum NB ve B tipi ağır betonlar için belirtilen

iki etkileşmenin diğer betonlara nazaran daha geniş bir aralığa yayıldığının bir

göstergesidir. Zira yukarıda verilen enerji değerlerinden de fotoelektrik etkileşmenin

her iki beton için de 1,022 MeV enerji değerini aşacak şekilde 10-3 cm-1 değerine

kavuştukları anlaşılmaktadır. Diğer yandan NB ve B tipi betonlar için fotoelektrik

etki bölgesinde K ve L elektron kabuklarından kaynaklanan süreksizlikler de oldukça

belirgindir. Bu süreksizlikler betonların kimyasal içeriğindeki baryum (Ba, Z=56)

ağır metalinin bulunmasının sonucudur. Her iki beton için de K kabuğundan

kaynaklanan süreksizlik 3,74×10-2 MeV değerinde; L1, L2 ve L3 alt kabuklarından

kaynaklanan süreksizlikler ise 5,25×10-3 – 5,99×10-3 MeV aralığında ortaya

çıkmaktadır. Esasen, tüm betonların içeriğinde bulunan demir veya manganez gibi

ağır elementlerin de L kabuklarına ait süreksizlikler kuramsal olarak mevcuttur.

72

Ancak bu noktalarda zayıflatma katsayısındaki sıçrama (veya süreksizliğin genliği)

grafik üzerinde ihmal edilebilecek kadar küçüktür.

Çizelge 4.2. Betonlara ait kısmi zayıflatma katsayılarının baskın olduğu gama enerjisi aralıkları

τ (cm-1) σ (cm-1) κ (cm-1)

N 10-3 - 5,20×10-2 MeV 5,20×10-2 – 16,3 MeV 16,3 MeV - …

O 10-3 - 5,40×10-2 MeV 5,40×10-2 – 16,2 MeV 16,2 MeV - …

NB 10-3 - 1,62×10-1 MeV 1,62×10-1 – 10,9 MeV 10,9 MeV - …

B 10-3 - 2,10×10-1 MeV 2,10×10-1 – 8,63 MeV 8,63 MeV - …

Tez kapsamında incelenen betonların kısmi zayıflatma katsayıları üzerine buraya

kadar yapılan tartışmaların sonuçları Çizelge 4.2.’de verilmiştir. Bu çizelge kısmi

zayıflatma katsayılarının 10-3-105 MeV enerji ölçeğinde baskın oldukları sınırları

vermektedir. Gama enerjileri için en küçük değer 10-3 MeV kabul edilmiştir.

Buradaki bilgilerin ve önceki tartışmaların ışığında betonların kısmi ve toplam

radyasyon zayıflatma katsayılarıyla ilgili değerli sonuçlara ulaşılabilir.

4.2. Zayıflatma Katsayısının Enerji ve Yoğunlukla Değişimi

Toplam doğrusal zayıflatma katsayılarının deneysel çalışmada kullanılan 0,662,

1,173 ve 1,332 MeV enerjilerine göre değişimleri Şekil 4.11.–4.14.’deki grafiklerde

verilmektedir. Kütlesel zayıflatma katsayılarının bu enerjilere göre değişimlerinin de

aynı biçimde olacağı açıktır. Çünkü bu katsayılar doğrusal zayıflatma katsayılarının

bir sabitle bölümüdür. Bu nedenle grafiklerde sadece µ–E ilişkisi gösterilmiştir.

Grafiklerden, betonların doğrusal zayıflatma katsayılarının 0,662–1,332 MeV

aralığında gama enerjisine doğrusal bir şekilde bağlı olduğu sonucuna varılabilir.

Buna sebep olarak 0,662–1,332 MeV aralığının Compton saçılmasının baskın olduğu

bölgede bulunması gösterilebilir. Ayrıca grafiklerden, zayıflatma katsayıların artan

enerjiyle birlikte azaldığı açıkça görülmektedir.

73

0,6 0,8 1,0 1,2 1,40,14

0,16

0,18

0,20

0,22

0,24

0,26

0,28

µµ µµ (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

y=-0,1380x+0,3434

R2=0,9623

Şekil 4.11. N tipi betonun µ değerlerinin 0,662-1,332 MeV enerji aralığında değişimi

0,6 0,8 1,0 1,2 1,40,14

0,16

0,18

0,20

0,22

0,24

0,26

0,28

0,30

µµ µµ (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

y=-0,1769x+0,3932

R2=0,9489

Şekil 4.12. O tipi betonun µ değerlerinin 0,662-1,332 MeV enerji aralığında değişimi

74

0,6 0,8 1,0 1,2 1,4

0,16

0,18

0,20

0,22

0,24

0,26

0,28

0,30

µµ µµ (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

y=-0,1889x+0,4091

R2=0,9431

Şekil 4.13. NB tip betonun µ değerlerinin 0,662-1,332 MeV enerji aralığında değişimi

0,6 0,8 1,0 1,2 1,4

0,16

0,18

0,20

0,22

0,24

0,26

0,28

0,30

0,32

µµ µµ (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

y=-0,1992x+0,4260

R2=0,9503

Şekil 4.14. B tip betonun µ değerlerinin 0,662-1,332 MeV enerji aralığında değişimi

75

2,4 2,6 2,8 3,0 3,2 3,40,14

0,16

0,18

0,20

0,22

0,24

0,26

0,28

0,30

0,32

0,662 MeV y=0,0405x+0,1609 R2=0,8597

1,173 MeV y=0,0060x+0,1586 R2=0,8552

1,332 MeV y=0,0049x+0,1529 R2=0,9734

µµ µµ (cm

-1)

ρρρρ (gcm-3)

Şekil 4.15. Deneysel µ değerlerin beton yoğunluğuyla değişimi

Şekil 4.15.’de ise toplam zayıflatma katsayılarının deneysel değerlerinin betonların

yoğunluklarıyla olan ilişkileri verilmektedir. Bu şekilden anlaşılacağı üzere üç enerji

değerinde de µ katsayısının büyüklüğü artan beton yoğunluğuyla birlikte doğrusal

şekilde artmaktadır.

4.3. x1/2, x1/10 ve mfp Sonuçları

N, O, NB ve B tipi betonların ölçülmüş doğrusal zayıflatma katsayıları (Çizelge 4.1.)

kullanılarak, daha önce Denk. 3.6. ve 3.7. ile tanımı verilen yarı ve onda bir kalınlık

ile ortalama serbest yol büyüklükleri hesaplanmıştır. Elde edilen değerler her gama

enerjisi için Çizelge 4.3.’de verilmektedir. Ayrıca, N tip beton referans alındığında

ilgili niceliklerde meydana gelen % azalmalar NiN xxx /100% −=∆ ifadesinden

hesaplanmıştır. Burada xN N tipi beton için, xi ise diğer beton tipleri için yarı, onda

bir kalınlık ve ortalama serbest yol niceliklerini temsil etmektedir. Değerlerden

anlaşılacağı üzere her beton tipi için bu parametrelerin her biri artan gama enerjisiyle

76

birlikte artmaktadır. Her enerjide ihtiyaç duyulan yarı ve onda bir beton kalınlığı B

tipi beton için diğerlerine nazaran daha küçüktür. Ayrıca, bir fotonun B tipi beton

içerisinde etkileşmeye uğramadan kat edebileceği en küçük mesafe yine B tipi betona

aittir.

Çizelge 4.3. 0,662, 1,173 ve 1,332 MeV enerjileri için elde edilen yarı, onda bir ve ortalama serbest yol değerleri

x1/2 (cm) x1/10 (cm) mfp (cm) %∆

0,662 MeV

N 2,7316 9,0741 3,9408 0

O 2,4933 8,2827 3,5971 8,7238

NB 2,4151 8,0229 3,4843 11,5866

B 2,3338 7,7528 3,3670 14,5629

1,173 MeV

N 3,9813 13,2256 5,7438 0

O 3,9676 13,1802 5,7241 0,3441

NB 3,9608 13,1576 5,7143 0,5149

B 3,8508 12,7921 5,5556 3,2778

1,332 MeV

N 4,1958 13,9382 6,0533 0

O 4,1731 13,8626 6,0205 0,5410

NB 4,1506 13,7879 5,9880 1,0773

B 4,0773 13,5446 5,8824 2,8243

4.4. Barit Miktarının Radyasyon Zayıflatma Özelliklerine Etkisi

Çalışmada irdelenen önemli bir konu da beton içeriğindeki barit miktarının betonun

gama radyasyonu doğrusal zayıflatma katsayısı üzerine etkisidir. Bu amaçla

tamamıyla normal agregadan üretilmiş N tipi beton referans beton tipi olarak kabul

edilmiştir. Dolayısıyla %50 ve %100 oranında barit (BaSO4) içeren NB ve B tipi

betonlar bu özellikleriyle baritin zayıflatma katsayısı üzerindeki etkisini

göstermektedir. Đlgili betonlara ait bazı özellikler Çizelge 4.4.’de verilmiştir.

77

Çizelge 4.4. Farklı miktarda barit içeren betonların bazı özellikleri

Barit oranı (%)

w/c oranı

Đnce agrega (kgm-3)

Kaba agrega (kgm-3)

Đnce barit (kgm-3)

Kaba barit (kgm-3)

N 0 0,5 697 1092 0 0

NB 50 0,5 0 1092 1114 0

B 100 0,5 0 0 1114 1701

Çizelge 4.1., 4.3. ve 4.4.’deki veriler kullanılarak çizilen grafiklerden beton

içerisindeki barit miktarının artışıyla birlikte doğrusal zayıflatma katsayılarının

büyüdüğü (Şekil 4.16.); mfp değerlerinin küçüldüğü (Şekil 4.17.) görülmektedir.

Böylece beton içeriğindeki barit miktarının artmasıyla radyasyon zayıflatma

özelliklerinin müspet yönde değiştiği tespit edilmiştir (Akkurt, vd., 2010b).

0 25 50 75 1000,14

0,16

0,18

0,20

0,22

0,24

0,26

0,28

0,30

0,32

0,662 MeV y=4E-4x+0,2606 R2=0,9238

1,173 MeV y=6E-5x+0,1738 R2=0,8834

1,332 MeV y=5E-5x+0,1648 R2=0,9868µµ µµ

(cm

-1)

Barit miktarı (%)

Şekil 4.16. Barit miktarının doğrusal zayıflatma katsayısına etkisi

78

0 25 50 75 1003,0

3,5

4,0

4,5

5,0

5,5

6,0

0,662 MeV 1,173 MeV 1,332 MeV

mfp (cm)

Barit miktarı (%)

Şekil 4.17. Barit miktarının ortalama serbest yol üzerine etkisi

79

5. TARTIŞMA ve SONUÇ

“Ağır betonların nükleer radyasyon zırhlama özelliklerinin araştırılması” konulu tez

kapsamında üçü ağır, birisi de hafif beton olmak üzere dört tip betonun gama

radyasyonlarına karşı zırhlama özellikleri betonların kısmi ve toplam doğrusal

zayıflatma katsayıları ile toplam doğrusal zayıflatma katsayılarına bağlı yarı, onda

bir kalınlıklar ve ortalama serbest yol değişkenleri bakımından araştırılmıştır. Ayrıca

toplam doğrusal zayıflatma katsayısına ait sonuçlar standart zırh malzemesi olarak

kullanılan kurşun için elde edilenlerle kıyaslanmıştır. Deneylerde enerjileri 0,662,

1,173 ve 1,332 MeV olan gama ışınları ve ışınların tespitinde NaI(Tl) detektörü

kullanılmıştır. Zayıflatma katsayılarının kuramsal analizinde ise XCOM kodu

kullanılmıştır. Elde edilen sonuçlar ve bu sonuçlara dayalı tartışma başlıkları

aşağıdaki gibidir.

• Đncelenen betonların deneysel ve kuramsal yolla hesaplanan radyasyon

zayıflatma katsayıları gama enerjisiyle değişmektedir. Bu değişimler farklı enerji

aralıklarında farklı fonksiyonlarla temsil edilecek şekildedir. Radyasyon

zayıflatma katsayılarının bu değişimi gama ışınlarıyla betonların içeriklerindeki

bileşiklerin (dolayısıyla elementlerin) arasındaki etkileşme mekanizmalarının

fiziksel özelliklerine tabidir.

• %100 normal agrega kullanılarak üretilmiş N tipi beton referans kabul

edildiğinde beton içeriğindeki barit minerali miktarının artması sonucunda (NB

için %50, B için %100) radyasyon zayıflatma özellikleri müspet yönde

değişmiştir. Bunun nedeni baritin (BaSO4) kimyasal yapısındaki baryum

elementidir. Ba tüm betonların kimyasal içerikleri karşılaştırıldığında (Çizelge

3.6.) en yüksek atom numarasına (Z=56) ve yoğunluğa (3,51 gcm-3) sahip

elementtir. Dolayısıyla, beton içeriğindeki barit oranının artmasıyla betonun

yoğunluğu ve buna bağlı olarak da Denk. 1.26. ile öngörüldüğü gibi toplam

doğrusal zayıflatma katsayısı büyümüştür (Akkurt, vd., 2010c). Doğrusal

zayıflatma katsayısının beton yoğunluğuna bağlı olarak arttığı da tespit

edilmiştir. Buradan, değişik oranlarda barit eklenmesiyle normal betonun

80

radyasyon zayıflatma özelliklerinin istenilen şekilde değiştirilebileceği sonucu da

çıkar.

10-3 10-2 10-1 100 101 102 103 104 10510-2

10-1

100

101

102

103

104

105

µµ µµ (cm

-1)

Eγγγγ (MeV)

Pb (XCOM) B (XCOM) NB (XCOM) O (XCOM) N (XCOM) Pb (Deney) B (Deney) NB (Deney) O (Deney) N (Deney)

Şekil 5.1. Betonların deneysel ve kuramsal zayıflatma katsayılarının Pb için elde edilmiş değerlerle karşılaştırılması

81

• Çizelge 4.2.’de verilen bilgilerin ışığında beton malzemesiyle gama ışınları

arasında meydana gelen fotoelektrik etkileşme, Compton saçılması ve çift

oluşumunun baskın olduğu enerji aralıklarının belirli bir düzen içinde değiştiği

söylenebilir. Fotoelektrik etkileşme ve çift oluşumu kısmi doğrusal zayıflatma

katsayılarının (sırasıyla τ ve σ) baskın olduğu enerji aralıkları N tipi betondan B

tipi betona gidildikçe genişlemiştir. Compton saçılmasına ait kısmi zayıflatma

katsayısının (κ) baskın olduğu aralık ise N tipi betondan B tipi betona gidildikçe

daralmıştır. Bunun nedeni, N, O, NB ve B sıralamasında beton yoğunluğunun ve

beton kimyasındaki yüksek atom numaralı elementlerin içerikte bulunma

miktarlarının artmasıdır. Beton içeriğindeki her element gama ışınlarıyla

etkileştiğinde kısmi ve dolayısıyla toplam zayıflatma katsayısına bir katkıda

bulunur. Aynı gama enerjisinde fotoelektrik etki söz konusu ise bu katkı Z5 ile,

Compton saçılması söz konusu ise Z ile doğru orantılıdır. Dolayısıyla küçük

gama enerjisi bölgesindeki bir enerji değerinde daha yüksek atom numarasına

sahip maddelerin fotoelektrik etki kısmi zayıflatma katsayıları Compton

saçılmasınınkine göre daha büyük olur ki; bu da fotoelektrik etkinin baskın

olduğu aralığın genişlemesi olarak kendini gösterir. 1,022 MeV’den sonra ise çift

oluşumunun kısmi zayıflatma katsayısı Z2lnEγ ile doğru orantılı olarak değişir.

Yani, ilgili şekillerden de görüldüğü gibi κ daima artmaktadır. Aynı gama

enerjisinde Compton etkileşmesiyle karşılaştırıldığında çift oluşumu kısmi

zayıflatma katsayısı artan Z ile beraber daha büyük değerler alır; yani baskın

olmaya başladığı enerji değeri küçülür. Kısmi zayıflatma katsayılarının

sınırlarına dair ulaştığımız bu sonuç literatürle de uyum içerisindedir (Hubbell,

1982; Bashter, 1997). Daha önce verilen Şekil 1.11. incelendiğinde yüksek Z ve

gama enerjisi değerlerinde Compton saçılmasının baskınlığını yitirdiği; buna

mukabil fotoelektrik ve çift oluşumu etkileşmelerinin etkilerini artırdıkları

görülmektedir.

• Deneysel çalışmada kullanılan gama enerjileri betonların Compton

etkileşmesinin baskın olduğu aralıktadır. 0,662–1,332 MeV aralığında toplam

doğrusal zayıflatma katsayılarının enerjiyle değişimleri incelendiğinde, bu

değişimlerin enerjiyle doğrusal azalan olduğu söylenebilir.

82

6. KAYNAKLAR

Akkurt, I., Kilinçarslan, S., Basyigit, C., 2004. The photon attenuation coefficients of barite, marble and limra. Annals of Nuclear Energy, 31, 577–582.

Akkurt, I., Mavi, B., Akkurt, A., Basyigit, C., Kilinçarslan, S., Yalim, H.A., 2005a.

Study on Z dependence of partial and total mass attenuation coefficients. Journal of Quantiative Spectroscopy and Radiative Transfer, 94, 379–385.

Akkurt, I., Basyigit, C., Kilinçarslan, S., Mavi, B., 2005b. The shielding of γ-rays by

concretes produced with barite. Progress in Nuclear Energy, 46(1), 1–11. Akkurt, I., Basyigit, C., Kilinçarslan, S., Mavi, B., Akkurt, A., 2006. Radiation

shielding of concretes containing different aggregates. Cement and Concrete Composites, 28, 153–157.

Akkurt, I., Akyildirim, H., Ozdemir, A.F., Aldemir, D.A., 2010a. Neutron irradiation

effects on I – V characteristics of Au/n-GaAs Schottky diodes. Radiation Measurements, 45(10), 1381-1383.

Akkurt, I., Akyildirim, H., Mavi, B., Kilinçarslan, S., Basyigit, C., 2010b. Gamma-

ray shielding properties of concrete ıncluding barite at different energies. Progress in Nuclear Energy, 52, 620–623.

Akkurt, I., Akyildirim, H., Mavi, B., Kilinçarslan, S., Basyigit, C., 2010c. Photon

attenuation coefficients of concrete ıncludes barite in different rate. Annals of Nuclear Energy, 37, 910-914.

Akkurt, I. Akyildirim, H., Mavi, B., Kilinçarslan, S., Basyigit, C., 2010d. Radiation

shielding of concrete containing zeolite. Radiation Measurements, 45, 827–830.

Akyüz, S., 1977. Gamma Işınlarından Korunmada Barit Agregalı Ağır Beton, ĐTÜ

Dergisi, Cilt 35, Yıl 35, Sayı 5, 59-69. Annunziata, M.F., 2003. Handbook of Radioactivity Analysis. Elsevier Science,

1282 s., U.S.A. Appleby, L.J., Luttrell SP., 1993. Case-Studies of Significant Radioactive Releases.

in: Warner F, Harrison RM, Editors. Radioecology After Chernobyl. Chichester’ John Wiley & Sons.

Arshak, K., Korostynska, O., 2006. Advanced Materials and Techniques for

Radiation Dosimetry. 220 s., Artech House, London. Ashok, S., vd., 1976. Neutron radiation effects in gold and aluminum GaAs Schottky

diodes. IEEE Transactions on Nuclear Science. NS-23(6), 1671-78.

83

Ashok, S., vd., 1978a. Gamma irradiation intensity of Schottky diodes. IEEE Transactions on Nuclear Science. NS-25(2), 999-1000.

Ashok, S., vd., 1978b. Radiation effects in GaAs MIS Schottky diodes. IEEE

Transactions on Nuclear Science. NS-25(6), 1473-1478. Bashter, I.I., Makarious, A.S., El-Sayed Abdo, A., 1996. Investigation of hematite-

serpentine and ilmenite-limonite concretes for reactor radiation shielding. Annals of Nuclear Energy, 23(1), 65-71.

Bashter, I.I., 1997. Calculation of radiation attenuation for shielding concrete. Annals

of Nuclear Energy, 24(17), 1389-1401. Basyigit, C., Akkurt, I., Altindag, R., Kilinçarslan, S., Akkurt, A., Mavi, B.,

Karagüzel, R., 2006. The effect of freezing-thawing (F-T) cycles on the radiation shieilding properties of concretes. Building and Environment, 41(8), 1070–1073.

Beiser, A., 1972. Basic Concepts of Physics, 2nd Ed., Addison-Wesley Publishing

Company, London. Berger, M.J., Hubbell, J.H., 1987. Photon cross sections on a personal computer.

National Institute of Standarts, Gaithersburg. MD 20899, U.S.A.. http://physics.nist.gov/PhysRefData/Xcom/Text/XCOM.html

Callan, E.J., 1962. Concrete for radiation shielding. Concrete For Radiation

Shielding. (American Concrete Institute, 2nd Ed., s., 3-30, American Concrete Institute, U.S.A.).

Canberra Industries, 2009. Model 802 Scintillation Detectors Data Sheet. USA.

www.canberra.com Carron, N.J., 2007. An Introduction to The Passage of Energetic Particles Through

Matter. Taylor & Francis, 386 s., California. Cember, E., Johnson, T.E., 2009. Introduction to Health Physics. 4th Ed., McGraw

Hill, 888 s., New York. Cooper, J.R., Randle, K., Sokhi, R.S., 2003. Radioactive Releases in The

Environment-Impact and Assessment. John Wiley & Sons, 490 s., England. Davis, H.S., 1962. Concrete for Radiation Shielding. Concrete for Radiation

Shielding. (American Concrete Institute, 2nd Ed., s., 61-73, American Concrete Institute, U.S.A.).

Değerlier, M., 2007. Adana Đli ve Çevresinin Çevresel Doğal Radyoaktivitesinin

Saptanması ve Doğal Radyasyonların Yıllık Etkin Doz Eşdeğerinin

84

Bulunması. Çukurova Üniversitesi Fen Bilimleri Enstitüsü, Doktora Tezi. 197 s., Adana.

Demir, F., 2010. Determination of mass attenuation coefficients of some boron ores

at 59,54 keV by using scintillation detector. Applied Radiation And Isotopes, 68, 175-179.

DOE, 1995. DOE Occupational Radiation Exposure, 1992-1995 Report. DOE/EH-

0533, U.S.A. DOE, 1997. DOE Occupational Radiation Exposure, 1992-1995 Report DOE/EH-

0575, U.S.A. Eaves, G., 1964. Principles of Radiation Protection. Iliffe Books L.T.D., 185 s.,

London. Eisenbud, M., Gesell, T., 1997. Environmental Radioactivity From Natural,

Industrial and Military Sources. Academic Pres, 683 s., London. Erdem, M., Baykara, O., Doğru, M., Kuluöztürk, F., 2010. A novel shielding

material prepared from solid waste containing lead for gamma ray. Radiation Physics and Chemistry, 79(9), 917-922.

Goswami, B., Chaudhuri, N., 1973. Measurements of gamma-ray attenuation

coefficients of organic scintillators. Nuclear Instruments and Methods, 106, 317-318.

Hanor, J., 2000. Barite-celestine Geochemistry and Environments of Formation.

Reviews in Mineralogy, 40, 193–275. Heitler, W., 1954. Quantum Theory of Radiation. 3rd Ed., Oxford University Pres,

430 s., Oxford. Henrie, J.O., 1962a. Concrete for radiation shielding. Concrete For Radiation

Shielding. (American Concrete Institute, 2nd Ed., s., 31-40, American Concrete Institute, U.S.A.).

Henrie, J.O., 1962b. Concrete for radiation shielding. Concrete For Radiation

Shielding. (American Concrete Institute, 2nd Ed., s., 143-152, American Concrete Institute, U.S.A.).

Henriksen, T., Maillie, H.D., 2003. Radiation and Health. Taylor & Francis, 421 s.,

London. Hubbell, J.H., 1969. Photon cross sections, attenuation coefficients, and energy

absorption coefficients from 10 keV to 100 GeV. Report NSRDS-NBS 29, National Bureau of Standards, Washington DC.

85

Hubbell, J.H., 1982. Photon mass attenuation and energy-absoption coefficients from 1 keV to 20 MeV. International Journal of Applied Radiations and. Isotopes, 33, 1269–1290.

ICRU, 1971. Radiation quantities and units. Report 19, 7910 Woodmont Ave.,

Bethesda, M.D., 20814. ICRP, 1993. Protection against Radon-222 at home and at work. ICRP Publication

65, Annals of The ICRP, Pergamon Press, 23(4). Oxford. ICRP, 1996. Conversion coefficients for use in radiological protection. A Joint

Report With ICRU. ICRP Publication 74. Annals of The ICRP Pergamon Pres, 26(2), Oxford.

ICRP, 1997. General Principles for the radiation protection of workers. ICRP

Publication, Annals of The ICRP, Pergamon Pres, 27(1), Oxford. Igashira, M., Kitazawa, H., Yamomuro, N., 1986. A heavy shield for the gamma-ray

detector used in fast neutron experiments. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 245, 432-437.

Jalali, M., ve Mohammadi, A., 2008. Gamma ray attenuation measurement for

neutron-absorbent materials. Radiation Physics and Chemistry, 77, 523-527. Jaeger, T., 1965. Principles of Radiation Protection Engineering, McGraw-Hill Book

Comp. 451 s., New York. Jaeger, R.G., Blizard, E.P., Chilton, A.B., Grotenhuis, M., Hönig, A., Jaeger, T.A.,

Eisenlohr, H., 1968. Engineering Compendium on Radiation Shielding. Springer-Verlag, 537 s., New York.

Jevremovic, T., 2009. Nuclear Principles in Engineering. 2nd Ed., Springer, 558 s,

New York. Kaplan, M.F., 1989. Concrete Radiation Shielding. Longman Scientific and

Technology, Longman, Group U.K. Ltd., Essex, 457 s., U.K. Kaplan, I., 1964. Nuclear Physics. 2nd Ed., Addison-Wesley Publishing Company

Inc., 770 s., London. Çeviren: Nusret Kürkçüoğlu, 1965, Berksoy Matbaası, 806 s., Đstanbul.

Kharita, M.H., Takeyeddin, M., Alnassar, M., Yousef, S., 2008. Development of

special radiation shielding concretes using natural local materials and evaluation of their shielding characteristics. Progress in Nuclear Energy, 50, 33–36.

86

Kılınçarslan, Ş., 2004. Barit Agregalı Betonların Radyasyon Zırhlamasındaki Özellikleri ve Optimal Karışımlarının Araştırılması. Süleyman Demirel Üniversitesi Fen Bilimleri Enstitüsü, Doktora Tezi. 118 s., Isparta.

Kilincarslan, S., Akkurt, I., Basyigit, C., 2006. The effect of barite rate on some

physical and mechanical properties of concrete. Materials Science and Engineering: A, 424 (1-2), 83-86.

Kinsman, S., (Editor) 1957. Radiological Health Handbook. U.S. Dept. of Health,

Education, and Welfare, Public Health Service, 355 s, Cincinnati. Krane, S.K., 1988. Nuclear Physics Vol 1, John Wiley & Sons, 404 s, New York. Korkut, T., Korkut, H., Karabulut, A., Budak, G., 2010. A new radiation shielding

material: amethyst ore. Annals of Nuclear Energy, 38(1), 56–59. Lee, S.Y., 2004. Accelerator Physics. 2nd Ed., World Scientific, 588 s., Singapore. Lowenthal, G.C., Airey, P.L., 2001. Practical Applications of Radioactivity and

Nuclear Radiations. Cambridge University Pres, 367 s., Cambridge. Magill, J., Kally, J., 2005. Radioactivity, Radionuclides, Radiation. Springer, 266 s.,

New York. Makarious, A.S., El-Kolaly, M.A., Bashter, I.I., Kansouh, W.A., 1989. Radiation

distribution through ılmenite-limonite concrete and ıts application as a reactor biological shield. Applied Radiation and Isotopes, 40(3), 257-260.

Martin, J.E., 2006. Physics For Radiation Protection. 2nd Ed., Wiley-VCH Verlag

Gmbh & Co., 844 s., Weinheim. Mollah, A.S., Ahmad, G.U., Husain, S.R., 1992. Measurements of neutron shieilding

properties of heavy concretes using a Cf-252 source. Nuclear Engineering and Design, 135, 321–325.

Mudahar, G.S., Modi, S., Singh, M., 1991. Total and partial mass attenuation

coefficients of soil as a function of chemical composition. Applied Radiation and Isotopes, 42(1), 13-18.

Mudahar, G.S., Singh, M., Singh, G.,, 1991. Energy dependence of the effective

atomic number of alloys. Applied Radiation and Isotopes, 42(6), 509–512. Noz, M.E., Maguire, G.Q., 2007. Radiation Protection in Health Sciences. 2nd Ed.,

World Scientific Publishing Co. Ltd., 325 s., Singapore. NRC, 1999. Health Effects of Exposure to Radon. National Academy Press, 500 s.,

Washington D.C.

87

Podgorsak, E.B., 2010. Radiation Physics For Medical Physicists. 2nd Ed., Springer-Verlag, 759 s., New York.

Price, B:T:, Horton, C.C., Spinney, K.T., 1957. Radiation Shielding. Pergamon Pres,

350 s, London. Ralph, E., Lapp, R.E., Andrews, H.L., 1964. Nuclear Radiation Physics. Prentice-

Hall. Inc., Englewood Cliffs, N.J. Rockwell, T. (Editör), 1956. Reactor Shielding Design Manual. 1st Ed., U.S.A.

Atomic Energy Comission, 476 s., U.S.A. Shultis, J.K., Faw, R.E., 2002. Fundamentals of Nuclear Science and Engineering,

Marcel Dekker Inc., 519 s., Kansas. Singh, B., ve Batra, R.K., 1987. A method for calculating mass-attenuation

coefficients of beta particles. Applied Radiation and Isotopes, 38(12), 1027–1031.

Singh, M., Mudahar, G.S.; 1992. Energy dependence of total photon attenuation

coefficients of composite materials. International Journal of Radiation Applications and Instrumentation. Part A. Applied Radiation and Isotopes, 43(7), 907-911.

Sychev, B.S., Mal’kov, V.V., Komochkov, M.M., Zaitsev, L.I., 1967. Penetration of

heavy concrete shields by high-energy neutrons. Journal Of Nuclear Energy, 21(3), 315-317.

TAEK Bilgi Köşesi, Doğal Radyasyon Kaynakları.

http://www.taek.gov.tr/tr/bilgi-kosesi/radyasyon-insan-ve-cevre/81-radyasyonla-birlikte-yasiyoruz/181-dogal-radyasyon-kaynaklari.html. ErişimTarihi:07.05.2010.

Taşdemir, M.A., 2005. Betonun Dayanım ve Durabiliteye Göre Tasarım ve Üretimi.

ĐMO Đstanbul Şubesi, Beton Kurs Notları, 15 s. Tataroğlu, A. vd., 2006. 60Co irradiation effects on the current-voltage (I-V)

characteristics of Al/SiO2/p-Si (MIS) Schottky diodes. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 568, 863-868.

Teli, M.T., Chaudhari, L.M., Malode, S.S., 1994. Attenuation coefficients of 123

keV γ-radiation by dilute solutions of sodium chloride. Applied Radiation Isotopes, 45(10), 987–990.

Topçu, Đ.B., 2006. Beton Teknolojisi. Uğur Ofset, 570 s., Eskişehir. TS EN 206-1, 2002. Beton-Bölüm1: Özellik, Performans, Đmalat ve Uygunluk, Türk

Standartları Enstitüsü, Ankara.

88

Türkmen, Đ., Özdemir, Y., Kurudirek, M., Demir, F., Simsek, Ö., Demirboğa, R., 2008. Calculation of radiation attenuation coefficients in portland cements mixed with silica fume, blast furnace slag and natural zeolite. Annals of Nuclear Energy, 35, 1937–1943.

UNSCEAR, 1993. Annex E: Medical radiation exposures – sources and effects of

ıonizing. 249 s., New York. UNSCEAR, 1994. Annex I: Epidemiological evaluation of radiation-induced cancer.

New York. UNSCEAR, 2000. ANNEX B: Sources and effects of ıonizing radiation, Volume 1

Sources, -exposures from natural radiation sources. UNSCEAR, 2000. ANNEX G: Sources and effects of ıonizing radiation, Volume 2

Effects - biological effects at low radiation doses.

Vasil’ev, G.A., Veselkin, A.P., Egorov, Y.A., Moiseev, G.G., Pankrat’ev, Y,.V., 1966. Attenuation of reactor radiations in serpentine sand. Journal of Nuclear Energy Parts A/B, 20, 1001-1009.

Yülek, G.G., 1994. Nükleer Enerji ve Çevre. S/E/K Yayınları, Ankara.

89

ÖZGEÇMĐŞ

Adı Soyadı : Hakan AKYILDIRIM

Doğum Yeri ve Yılı: Ereğli-1978

Medeni Hali : Evli

Yabancı Dili : Đngilizce

Eğitim Durumu (Kurum ve Yıl)

Lise : Mahmut Esat Kadaster Anadolu Lisesi 1994-1997

Lisans : Süleyman Demirel Üniversitesi Fen Edebiyat Fakültesi, Fizik Bölümü,

1998-2003

Yüksek Lisans : Süleyman Demirel Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü, Fizik

Anabilim Dalı, 2003-2005

Çalıştığı Kurum/Kurumlar ve Yıl:

Süleyman Demirel Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü, 2004–2010.

Süleyman Demirel Üniversitesi, Fen Edebiyat Fakültesi, 2010-…

Yayınları (SCI ve diğer makaleler):

SCI, SSCI ve AHCI tarafından taranan dergilerde yayımlanan teknik not,

editöre mektup, tartışma, vaka takdimi ve özet türünden yayınlar dışındaki

makale

1. Akkurt I.,Mavi B.,Akyıldırım H.,Kilincarslan S.,Basyigit C., 2007. Investigation

of radiation shielding properties of some building materials. American Institute

of Physics 978, 533.

2. Akkurt Đ., Calik A., Akyıldırım H., Mavi B., 2008. The effect of boronizing on

the radiation shielding properties of steel. Z. Naturforsch, 63(a), 445-447.

3. Akkurt I., Mavi B., Akyıldırım H., Gunoglu K., 2009. Natural radioactivity of

coals and its risk assessment. International Journal of Physical Sciences, 4(7),

403-406.

4. Akkurt I., Kılıncarslan S., Basyıgıt C., Mavı B., Akyıldırım H., 2009.

Investigation of photon attenuation coefficent for pumice. International Journal

of Physical Sciences, 4(9), 588-591.

90

5. I. Akkurt, H. Akyildirim, A.F. Özdemir, D.A. Aldemir, 2010. Neutron irradiation

effects on I - V characteristics of Au/n-GaAs Schottky diodes. Radiation

Measurements, 45(10), 1381-1383.

6. I. Akkurt, H. Akyıldırım, B. Mavi, S. Kilincarslan, C. Basyigit, 2010. Photon

attenuation coefficients of concrete includes barite in different rate. Annals of

Nuclear Energy, 37(7), 910-914.

7. I. Akkurt, H. Akyildirim, B. Mavi, S. Kilincarslan, C. Basyigit, 2010. Gamma-

ray shielding properties of concrete including barite at different energies.

Progress in Nuclear Energy, 52(7), 620-623.

8. Iskender Akkurt, Adnan Calik, Hakan Akyıldırım, 2011. The boronizing effect

on the radiation shielding and magnetization properties of AISI 316L austenitic

stainless steel. Nuclear Engineering and Design, 241, 55-58.

SCI, SSCI ve AHCI dışındaki indeks ve özler tarafından taranan dergilerde

yayımlanan teknik not, editöre mektup, tartışma, vaka takdimi ve özet

türünden yayın

1. Akkurt, H. Akyıldırım, B. Mavi, S. Kilincarslan, C. Basyigit, 2010. Radiation

shielding of concrete containing zeolite. Radiation Measurements, 45(7), 827-

830.

2. Akkurt, H. Akyıldırım, A. Calik, O.B. Aytar, N. Ucar, 2011. Gamma ray

attenuation coefficient of microalloyed stainless steel. Arab J. Sci. Eng., 36, 145-

149.

Hakemli dergilerde yayımlanan teknik not, editöre mektup, tartışma, vaka

takdimi ve özet türünden yayınlar dışındaki makale

1. Özkorucuklu S., Akyıldırım H., Çapalı V., 2005. Isparta Đli'nde radon yoğunluk

ölçümleri. Süleyman Demirel Üniversitesi Fen Bilimleri Enstitüsü Dergisi, 10(3),

Isparta.

Ulusal kuruluşlarca desteklenen projede görev alma

1. Değişik Tipteki Betonların Nükleer ve Kimyasal Saldırılara Karşı Zırhlama

Özelliklerinin Araştırılması (TUBĐTAK Projesi, 106M127) (2010).

91

2. Ağır Betonların Nükleer Radyasyon Zırhlama Özelliklerinin Araştırılması

(Süleyman Demirel Üniversitesi Bilimsel Araştırma Projeleri Koordinasyon

Birimi, proje no: 1715D08) (2011).

3. Isparta Đli'nde Radon Gazı Konsantrasyonunun Ölçülmesi ve Haritalandırılması

(Süleyman Demirel Üniversitesi Bilimsel Araştırma Projeleri Koordinasyon

Birimi) (2004).

4. Đnsan Sağlığı ve Çevre Kirliliği Açısından Isparta ve Çevre Đllerinde Havada,

Toprakta, Kayaçlarda ve Suda Radon Gazı Konsantrasyonunun Ölçülmesi

(Süleyman Demirel Üniversitesi Bilimsel Araştırma Projeleri Koordinasyon

Birimi) (2003).

Ulusal toplantıda sunularak özet metin olarak yayımlanan bildiri

1. AKKURT Đ., MAVĐ B., AKYILDIRIM H., GÜNOĞLU K., 1-3/10/2009, Bazı

kil örneklerinde radyoaktivite tayini, 14. Ulusal Kil Sempozyumu, s., 3-5,

Karadeniz Teknik Üniversitesi, Trabzon.

2. AKKURT Đ., MAVĐ B., AKYILDIRIM H., GÜNOĞLU K., 1-3/10/2009, Isparta

yöresindeki pomzanın radyasyon zayıflatma katsayısının ölçülmesi, 14. Ulusal

Kil Sempozyumu, s., 6-10, Karadeniz Teknik Üniversitesi, Trabzon.

Ulusal toplantıda sunularak özet metin olarak yayımlanan bildiri

1. AKYILDIRIM H., MAVĐ B., AKKURT Đ., 29-30/06/2006, Isparta'da bazı

binaların radyasyon tutuculuk özelliklerinin araştırılması, Radyasyon ve Çevre

Sempozyumu, Çanakkale Onsekiz Mart Üniversitesi, Çanakkale.

2. AKKURT Đ., AKYILDIRIM H., MAVĐ B., 29-30/06/2006, Nötron ve zırhlama

problemleri, Radyasyon ve Çevre Sempozyumu, Çanakkale Onsekiz Mart

Üniversitesi, Çanakkale.

3. Akkurt I., Mavi B., Akyıldırım H., Gunoglu K., 23-26 Haziran 2009, Gamma

spektrometresi ile radyoaktivite tayini, XI. Ulusal SpektroskopĐ Kongresi,

Ankara.

4. Đskender AKKURT, Adnan ÇALIK, Hakan AKYILDIRIM, Betül MAVĐ, Kadir

GÜNOĞLU, 6-9 Ekim 2009, Paslanmaz ferritik 430 tipi çeliğin radyasyon

zırhlama özellikleri, 10. Nükleer Bilimler ve Teknolojileri Kongresi, Muğla.

92

5. Hakan AKYILDIRIM, Đskender AKKURT, Betül MAVĐ, Kadir GÜNOĞLU,

Şemsettin KILIÇARSLAN, Celalettin BAŞYĐĞĐT, 6-9 Ekim 2009, Baritli

betonlar ve nötron zırhlaması, 10. Nükleer Bilimler ve Teknolojileri Kongresi,

Muğla.

Uluslararası toplantıda sunularak tam metin olarak yayımlanan bildiri

1. Calık A., Akkurt I., Akyıldırım H., Mayıs 13-15 2009, Borun radyasyon zırh

malzemesi olarak kullanılmasının araştırılması, 5th International Advanced

Technologies Symposium IATS09, Karabuk/Zonguldak

2. A. ÇALIK, I. AKKURT, H.AKYILDIRIM, K.GÜNOĞLU, 15-17 October 2009,

Boronizing to improve radiation shielding properties of materials, IV

International Boron Symposium, Eskişehir.

3. Iskender Akkurt, Hakan Akyıldırım, Betül Mavi, Murat Öztürk, Nuri Özek, 8-

9/07/2010. Nuclear energy: An alternative energy source for Turkey, 2nd

International Symposium on Sustainable Development, 448-450, Bosnia and

Herzegovina.

4. Iskender Akkurt, Adnan Çalık, Hakan Akyıldırım, Nazım Uçar, 8-9/07/2010.

Boronizing: Radiation Shielding of Stainless Steel, 2nd International Symposium

on Sustainable Development, 292-293, Bosnia and Herzegovina.

Uluslararası toplantıda sunularak özet metin olarak yayımlanan bildiri

1. ÖZKORUCUKLU S., AKYILDIRIM H., ÇAPALI V., ÖZGÜR N., 13-16 Eylül

2005, Isparta Đli'nde Radon Gazı Konsantrasyonunun Ölçülmesi ve

Haritalandırılması, Türk Fizik Derneği 23. Fizik Kongresi, Muğla-TÜRKĐYE,

2. AKKURT Đ., MAVĐ B., AKYILDIRIM H., KILINÇARSLAN S., BAŞYĐĞĐT C.,

22-26/8/2006, Investigation of Radiation Shielding Properties of Some Building

Materials, 6th International Conference of The Balkan Physics Union, Istanbul-

Turkey, p 571.

3. AKKURT Đ., YALĐM H.A., AKYILDIRIM H., AKKURT A., ÖZDEMĐR F.B.,

ÜNAL R., SANDIKÇIOĞLU A., 19-24 Şubat 2007,Investigation of Radon Risk

in Well Water, International Conference on Environment:Survival and

Sustainability s 555, Uzak Doğu Üniversitesi, Lefkoşa-Kıbrıs

93

4. AKKURT Đ., BEZĐR N.Ç., MAVĐ B., AKYILDIRIM H., YALÇIN C., KULALI

F., 19-24 Şubat 2007,The effect of Solar-Cosmic Rayson The Background

Radiation, International Conference on Environment:Survival and Sustainability,

Uzak Doğu Üniversitesi, Lefkoşa-Kıbrıs, s 556.

5. AKKURT Đ.,MAVĐ B.,ÇELEBĐ Ç.,AKYILDIRIM H.,28-31 Agustos 2007,

KĐTĐN: BÖCEKLERI RADYASYONDAN KORUYAN ZIRH, Türk Fizik

Derneği (T.F.D. 24) Uluslararası Fizik Kongresi Đnönü Üniv. Malatya-Türkiye

6. AKKURT Đ.,ÇALIK A.,AKYILDIRIM H.,MAVĐ B.,28-31 Agustos2007,

RADIATION SHIELDING PROPERTIES OF SOME TYPE OF STEEL, Türk

Fizik Derneği (T.F.D. 24) Uluslararası Fizik Kongresi Đnönü Üniv. Malatya-

Türkiye

7. AKKURT Đ.,MAVĐ B.,AKYILDIRIM H.,ERSOZ A.,KILINÇARSLAN

S.,BAŞYĐĞĐT C.,KARĐPCĐN F.,28-31 Agustos 2007, BARĐTLĐ BETONLARIN

RADYASYON SOĞURMA ÖZELLĐKLERĐNĐN KĐMYASAL ETKĐ ĐLE

DEĞĐŞĐMĐ, Türk Fizik Derneği (T.F.D 24) Uluslararası Fizik Kongresi Đnönü

Üniv. Malatya-Türkiye.

8. MAVĐ B.,AKYILDIRIM H.,AKKURT Đ.,28-31 Agustos 2007, YAPI

MALZEMELERĐNDE DOĞAL RADYOAKTĐVĐTE TAYĐNĐ, Türk Fizik

Derneği (T.F.D. 24) Uluslararası Fizik Kongresi Đnönü Üniv. Malatya-Türkiye.

9. AKKURT Đ., ÇALIK A., AKYILDIRIM H., MAVĐ B., 25-29 Ağustos 2008,

BORLAMANIN ÇELĐKLERĐN MANYETĐK ÖZELLĐKLERĐNE ETKĐSĐNĐN

ARAŞTIRILMASI, Türk Fizik Derneği (T.F.D. 25) Uluslararası Fizik Kongresi,

Bodrum-Muğla.

10. AKKURT Đ., ÇALIK A., AKYILDIRIM H., MAVĐ B., 25-29 Ağustos 2008,

BORLAMANIN BAZI ÇELĐKLERĐN RADYASYON SOĞURMA

ÖZELLĐKLERĐNE ETKĐSĐNĐN ARAŞTIRILMASI, Türk Fizik Derneği (T.F.D.

25) Uluslararası Fizik Kongresi, Bodrum-Muğla.

11. AKKURT Đ., MAVĐ B., AKYILDIRIM H., 25-29 Ağustos 2008,

ISPARTA’DAKĐ BAZI BĐNA DUVARLARININ RADYASYON SOĞURMA

ÖZELLĐKLERĐNĐN ĐNCELENMESĐ, Türk Fizik Derneği (T.F.D. 25)

Uluslararası Fizik Kongresi, Bodrum-Muğla.

94

12. AKKURT Đ., MAVĐ B., AKYILDIRIM H., ÇELEBĐ Ç., 25-29 Ağustos 2008,

KAKTÜS: RADYASYON ABSORBLAYAN BĐR BĐTKĐ, Türk Fizik Derneği

(T.F.D. 25) Uluslararası Fizik Kongresi, Bodrum-Muğla.

13. MAVI B., AKYILDIRIM H., AKKURT I., October 2008, Radioactivity

Measurement on Coal Samples, THE FIFTH EUROASIAN CONFERENCE

NUCLEAR SCIENCES AND ITS APPLICATION, TAEK, Ankara-Turkey.

14. BATUR H., AKKURT Đ., AKYILDIRIM H., MAVĐ B., GÜNOĞLU K., 24-27

Eylül 2009, CEP TELEFONLARINDA RADYASYON ÖLÇÜMLERĐ, Türk

Fizik Derneği (T.F.D. 26) Uluslararası Fizik Kongresi, S 533, Bodrum-Muğla

15. AKYILDIRIM H., AKKURT Đ., 24-27 Eylül 2009, OLĐVĐN ĐÇEREN AĞIR

BETONLARIN GAMA RADYASYONU SOĞURMA ÖZELLĐKLERĐNĐN

ARAŞTIRILMASI, Türk Fizik Derneği (T.F.D. 26) Uluslararası Fizik Kongresi,

S 534, Bodrum-Muğla.

16. AKYILDIRIM H., ALDEMĐR D.A., GÜNOĞLU K., ÖZDEMĐR A.F.,

AKKURT Đ., 24-27 Eylül 2009, RADIATION HAZARDS ON ELECTRICAL

PROPERTIES OF SCHOTTKY DIODES, Türk Fizik Derneği (T.F.D. 26)

Uluslararası Fizik Kongresi, S 536, Bodrum-Muğla.

17. TEKĐN H.O, AKKURT Đ., AKYILDIRIM H., MAVĐ B., GÜNOĞLU K., 24-27

Eylül 2009, VARIATION OF RADIATION LEVEL IN A HOUSE IN

ISPARTA, Türk Fizik Derneği (T.F.D. 26) Uluslararası Fizik Kongresi, S 560,

Bodrum-Muğla.

18. AKYILDIRIM H., AYTAR O.B., GÜNOĞLU K., ÇALIK A., AKKURT Đ.,

UÇAR N., 24-27 Eylül 2009, DÜŞÜK KARBONLU MĐKRO ALAŞIMLI

ÇELĐKLERĐN RADYASYON SOĞURMA ÖZELLĐKLERĐ, Türk Fizik Derneği

(T.F.D. 26) Uluslararası Fizik Kongresi, S 561, Bodrum-Muğla.

19. AKKURT Đ, MAVĐ B., AKYILDIRIM H., KILINÇARSLAN S., BAŞYĐĞĐT C.,

KARĐPÇĐN F., 23-25 Mart 2009, Chemical Effects On The Radiation Shielding

Properties of Some Types of Concrete, Taibah International Chemistry

Conference, p 441.

20. I. Akkurt, H. Akyıldırım, B. Mavi, S. Kılınçarslan, C. Başyiğit, 12-16 Ekim

2009, A test of different types of concrete for radiation protection, 11th Neutron

And Ion Dosimetry Symposium, iThemba Labs Cape Town – South Africa

95

21. H. Akyıldırım, I. Akkurt, B. Mavi, K. Günoğlu, 12-16 Ekim 2009, Investigation

of neutron shielding properties of barite concrete, 11th Neutron And Ion

Dosimetry Symposium, iThemba Labs Cape Town – South Africa

22. I. Akkurt, H. Akyıldırım, A.F. Özdemir, D.A. Aldemir, 12-16 Ekim 2009,

Neutron irradiation effects on current-to-voltage effects of Schottky diyote, 11th

Neutron And Ion Dosimetry Symposium, iThemba Labs Cape Town – South

Africa