Dergiler / Erzincan Üniversitesi Fen Bilimleri Enstitüsü Dergisi / 2019 / Cilt: 12 - Sayı: 3
Epoksi Bazlı Metal Ve Metal Oksit Katkılı Yeni Kompozit Nötron Ve Gamma Radyasyon Moderatör Malzemesi
- Sayfa
- 1442–1453
- DOI
- —
Özet
Bu çalışmada beş farklı komposit zırh malzemesi geliştirildi ve üretildi. Üretimlerde epoksi reçinesi taban malzeme olarak farklı özelliklere sahip [krom oksit (Cr2O3), lityum florür (LiF), nikel oksit (NiO), bizmut oksit (Bi2O3), manganez oksit (MnO), bakır oksit (CuO), titanyum oksit (TiO2), kobalt oksit (CoO), gadolinyum oksit (Gd2O3), şelit (CaWO4), demir oksit (Fe2O3), kurşun oksit (PbO)] gibi malzemeler kullanılmıştır. Karışım oranları Monte Carlo Simülasyon programının GEANT4 kodu kullanılarak belirlenmiştir. Hızlı nötronlar için Toplam makroskopik tesir kesiti, ortalama serbest yol ve geçen nötron sayısı GEANT4 simülasyon kodu kullanılarak belirlendi. WinXCom yazılımı kullanılarak gamma radyasyonu için kütle zayıflama katsayısı ve yarı değer kalınlıkları (HVL) hesaplandı. Deneysel absorbtion doz ölçümleri yapıldı ve bu ölçümlerde ortalama nötron enerjisinin yaklaşık 4.5 MeV, 74 GBq aktiviteye sahip 241Am-Be nötron kaynağı ve BF3 gazlı dedektör kullanıldı. Hem simülasyon hem de deneysel ölçümler, geleneksel beton ve parafin ile karşılaştırıldı. Yeni kompozit zırh malzemelerinin bu referans malzemelerden çok daha iyi radyasyon emdiği tespit edildi. Bu yeni radyasyon zırh kompozit malzemelerin nükleer tıpta, radyoaktif atıkların taşınması ve depolanmasında ve nükleer santral gibi alanlarda, hem nötron hem de gama radyasyonu için kalkan malzemesi olarak kullanılabileceği önerildi.
Abstract
In this study, five different composite shield materials were developed and produced. Epoxy resin based different proportions, materials such as [chromium oxide (Cr2O3), lithium florür (LiF), nickel oxide (NiO), bismuth oxide (Bi2O3), manganese oxide (MnO), copper oxide (CuO), titanium oxide (TiO2), cobalt oxide (CoO), gadolinium oxide (Gd2O3), selit (CaWO4), iron oxide (Fe2O3), lead oxide (PbO)] were used on production. The GEANT4 code of the Monte Carlo simulation program was used in determining mixing ratios. The total macroscopic cross section, mean free path and transmission neutron number were determined for fast neutron radiation by using GEANT4 simulation code. The mass attenuation coefficient and half-value layer (HVL) were calculated for gamma radiation by using WinXCom software. Experimental absorbed dose measurement was carried out and in these measurements 241Am-Be neutron source with 74 GBq activity which average neutron energy is approximately 4.5 MeV and BF3 gas detector were used. Both simulation and experimental measurements were compared with paraffin, conventional concrete. It was found that the new composite shielding material absorbed radiation much better than these reference materials. It has been suggested that this new radiation shielding composite material can be used in areas such as nuclear medicine, transport and storage of radioactive waste, nuclear power plants and as shield material for both neutron and gamma radiation.