FARUK DEMIR BARİT VE TİNKAL AGREGALARI İLE YARI DENEYSEL OLARAK ELDE EDİLEN AĞIR BETONLARIN GAMA RADYASYON SOĞURGANLIKLARININ WINXCOM PROGRAMI İLE BELİRLENMESİ.

... konulu sunumlar: "FARUK DEMIR BARİT VE TİNKAL AGREGALARI İLE YARI DENEYSEL OLARAK ELDE EDİLEN AĞIR BETONLARIN GAMA RADYASYON SOĞURGANLIKLARININ WINXCOM PROGRAMI İLE BELİRLENMESİ."— Sunum transkripti:

1 FARUK DEMIR BARİT VE TİNKAL AGREGALARI İLE YARI DENEYSEL OLARAK ELDE EDİLEN AĞIR BETONLARIN GAMA RADYASYON SOĞURGANLIKLARININ WINXCOM PROGRAMI İLE BELİRLENMESİ FARUK DEMİR*, GÖKHAN BUDAK*, ABDULHALİK KARABULUT*, REMZİ ŞAHİNa, MERAL OLTULUa *Atatürk Üniversitesi, Fen Edebiyat Fakültesi Fizik Bölümü, 25240, Erzurum , Türkiye aAtatürk Üniversitesi, Mühendislik Fakültesi İnşaat Mühendisliği Bölümü, 25240, Erzurum ,Türkiye

2 ÖZET FARUK DEMIR Maddelerin içine girebilme kabiliyeti yüksek olan  - ışınları oldukça tehlikelidir.  -ışınlarını geçirmemesi için ise yoğunluğu yüksek olan malzemeye gereksinim vardır. Bu nedenle, ağır beton üretiminde barit gibi yoğunluğu 4000 kg/m3’ün üzerinde olan ağır agregalar kullanılır. Bor ürünü olan tinkalin ise yoğunluğu çok düşüktür bu nedenle gama için iyi bir zırhlayıcı değildir. Ancak nötron parçacıklarını iyi zırhlaması nedeniyle radyasyon soğurganlığının belirlenmesi gereklidir. Tasarım aşamasında, betonu etkileyen su/çimento oranı ve çimento dozajının optimum değerlerinin belirlenmesi gibi diğer parametrelerin etkileri de ağır beton açısından ayrıca göz önünde bulundurulur. Bu çalışmada, PbO gibi ağır bir malzeme barite ve tinkale katkılandırarak yeni ağır betonlar yarı deneysel olarak elde edildi ve bunların -radyasyon soğurganlıkları WinXCom programıyla belirlendi. Anahtar Kelimeler: - ışını, Kütle azaltma katsayısı, WinXCom, Radyasyon zırhlama, Ağır beton

3 GİRİŞ FARUK DEMIR 20. yüzyılda sanayi devrimine paralel olarak enerji gereksiniminin artması insanoğlunu yeni enerji kaynaklarını arama yönüne itmiştir. Nükleer enerjinin kullanıma girmesi ile de nükleer reaktörlerde ağır beton, radyoaktiviteye karşı kullanılmaya başlanmıştır [1-3]. Nükleer enerji elde edilirken yayınlanan radyoaktif ışınların insan ve çevre sağlığı üzerindeki olumsuz etkisi, nükleer tesislere karşı olumsuz bir tutum oluşturmaktadır [2]. Bu durum göz önüne alınarak radyasyon zıhlanma için ağır betonlarla ilgili literatürde birçok çalışma yapılmıştır [3-15]. Ağır beton agregalarının özgül ağırlıkları genellikle 4000 kg/m3 ‘ün üzerinde olur. Bu amaçla en çok kullanılan agrega barittir. Barit betonunun 1,25 MeV’lik  - ışınlarını yutma katsayısı, barit agregasının yüzdesine bağlı olarak m=0,55 e1,36c cm-1 (c agregadaki barit yüzdesi) ve betonun birim ağırlığına bağlı olarak m=0,006 e1,04Δcm-1 (Δ kg/dm3 olarak betonun birim ağırlığı) şeklinde ifade edilmektedir. Ayrıca barit betonunun ısı genleşme katsayısı 0~38 °C aralığında normal betonun iki katı ve ısı iletkenliği ise normal betonun altında elde edilmiştir [8,12].

4 FARUK DEMIR X-ışını analiz sistemlerinde numune matrisi oldukça önemlidir. Bir numunenin radyasyon için kütle azaltma katsayısı numune matrisine bağlıdır. Polat’a [16] göre; kütle azaltma katsayısı ile ilgili hesaplamalar karışım kuralı adı verilen bir yöntemle yapılır [17]. Mevcut bileşikler için teorik hesaplamalar, karışım kuralını temel alır ve genelde WinXcom programı ile yapılır. Saloman et al. [18] tarafından sunulan bir görüşe göre, elementlerin X-ışını kütle azaltma katsayılarının teorik değerleri ile deneysel olarak ölçülen değerlerin geçerliliğinin test edilmesi gerekliliği vardır. Gerward [17] özellikle bu noktadaki eksikliği işaret etmiştir. Çeşitli elementlere ait kütle azaltma katsayılarını Singh et al. [19] ve Kerur et al. [20] farklı enerjiler için deneysel olarak ölçmüşlerdir.

5 FARUK DEMIR Bu farklılıkları araştırmak için, yeni geliştirilmiş, yüksek ayırma gücüne ve sayma verimine sahip olan dedektörler ile belirtilen parametrelerin yeniden ölçülmesi gerekmektedir. Düşük enerjiler için, kolime edilmiş X-ışını tüpleri ve siklotron kaynakları oldukça yaygın kullanılmaktadır. Bununla beraber, yüksek enerjilerde genellikle radyoaktif kaynaklar kullanılmaktadır [21, 22]. Bazı araştırmacılar, kimyasal etkileri dikkate alarak çeşitli elementlere ve onların bileşiklerine ait kütle azaltma katsayılarını deneysel olarak ölçmüşlerdir [23, 24]. Yapılan bu ölçümlerde numuneleri uyarmak için X-ışını tüpü, farklı enerjili radyoizotop kaynaklar ve ikincil uyarıcılar kullanılmış ve elde edilen değerler çizelgeler halinde verilmiştir [18]. Bazı araştırmacılar da µ/ρ’nun hesaplanmasında önemli parametrelerden biri olan fotoelektrik tesir kesitlerini farklı enerjiler için teorik olarak hesaplamış ve çizelgeler halinde sunmuşlardır [25]. Angelone et al. [26], karbon ve kurşun arasındaki seçilen 22 farklı saf element için keV’lik enerji aralığında kütle azaltma katsayılarını deneysel ve teorik olarak bulmuşlardır. Roy et al. [27], ağır elementlerin soğurma kıyılarına yakın olan 43 ve 59,5 keV foton enerjilerinde atom numarası 41 ≤ Z ≤ 92 arasında seçilen saf elementler için kütle azaltma katsayılarını ölçerek fotoelektrik tesir kesitlerini tayin etmişlerdir. Budak ve Karabulut [28], atom numarası 40 ≤ Z ≤ 52 arasında seçilen Nb, Mo, Ag, In, Sn ve Te saf elementleri için öncelikle toplam kütle azaltma katsayılarını, toplam ve fotoelektrik saçılma tesir kesitlerini farklı bir metotla ölçmüşlerdir.

6 FARUK DEMIR  Bilindiği gibi tinkal gibi bor içerikli betonlar γ-ışını zırhlaması bakımından iyi bir zırhlayıcı değildir, ancak nötron zırhlaması bakımından diğer hafif elementler gibi iyi zırhlayıcılardır. Barit ise yukarıda da belirttiğimiz gibi  -ışını zırhlaması bakımından oldukça iyidir. Bu çalışmada, tinkal ve barit agregalı betonlara PbO, PbSO4 ve Fe3O4 gibi yoğunlukları yüksek malzemeler katılarak  -ışını radyasyonunun soğrulması için gerekli beton kalınlığı WinXCom programı ve Lambert-Beer denklemi yardımıyla yarı deneysel olarak belirlendi. Betonlar deneysel olarak hazırlanmadan önce yarı deneysel olarak hazırlanarak  -ışını zırhlaması için ideal beton türü hakkında bilgi sahibi olunmaya çalışıldı.

7 MALZEME VE YÖNEMLER FARUK DEMIR Kullanılması düşünülen barit agregası (Bahçe Barit Maden A.Ş.), tinkal agregası (Kırka Bor Maden A.Ş.), agregaya katkı malzemeleri (PbO, PSO4, Fe2O3), su (H2O) ve portland çimentosu (Uluslararası standart değerleri) öncelikle belirlendi. Burada betonu oluşturan her bir katkının içerisindeki bileşikler ve bu bileşiklerin miktarları belirlendi. Bu miktarların beton içerisindeki yüzde miktarları beton hazırlama verilerine göre belirlenerek WinXCom programına girilerek ilgili betonun kütle azaltma katsayıları bulundu. Tüm matematiksel hesaplamalar excel programında yapıldı. Burada ilgili beton türü için elde edilen kütle azaltma katsayısı değerleri 6, 12 ve 18 MeV’lik - ışını enerjilerine göre belirlendi.

8 ..……………………………………………………………..1
FARUK DEMIR Kullanılan - ışını enerjileri her bir bileşiğin değerinin hesaplandığı ve programa girildiği beton dosyası seçilerek geçiş (koherent) kütle azaltma katsayıları WinXCom programıyla belirlendi. Elde edilen kütle azaltma katsayısı (µ/ρ) ..……………………………………………………………..1 denkleminde kullanıldı. Burada I0, - ışını radyasyonun şiddeti; I duvarın karşı tarafına geçen radyasyonun şiddeti; x ise duvarın kalınlığıdır. Bu çalışmada I0 değeri her enerji değeri için aynı kabul edilirse radyasyonun tamamının soğrulması için gerekli duvar kalınlığı düşünüldüğünde (1) denklemine göre lnI/I0 değeri teorik olarak hep sabit bir değer çıkacaktır. Dolayısı ile buradan radyasyonun tamamının soğrulması için gerekli duvar kalınlığı bulundu.

9 SONUÇ VE TARTIŞMA FARUK DEMIR Ağır betonlar Türk standartları dikkate alınarak hazırlanmıştır (Tablo 1). Hesaplanmalarda kullanılan barit agregası Barit Maden Fabrikası ve tinkal agregası ise Kırka Bor fabrikasının ham ürünlerinin kimyasal bileşik değerleridir (Tablo 2). Çimento olarak portland çimentosu değerleri (Tablo 3) kullanıldı. Tüm bu veriler dikkate alınarak her bir bileşiğin beton içerisindeki % miktarları WinXCom programına girilerek daha önce belirttiğimiz - ışını enerji değerleri için kütle azaltma katsayıları, barit ve tinkal agregalı ve bu agregalara %2, %6 ve %10 PbO, PbSO4 ve Fe2O3 katkılı ağır betonların her biri için hesaplandı. Bu kütle azaltma katsayıları (1) denkleminde kullanılarak radyasyonun tamamının soğrulması için gerekli beton kalınlıkları teorik olarak belirlendi. Sonuçlar 6, 12, 18 MeV’lik enerjilerde barit agregalı betonlar için şekil 1’de tinkal agregalı betonlar için ise şekil 2’de grafiksel olarak gösterildi.

10 FARUK DEMIR    Şekil 1’de görüldüğü gibi barit agregalı ağır betonlarda agregaya Fe3O4 katılması - ışını zırhlaması bakımından 6, 12, 18 MeV’lik enerjilerde soğurmayı azalttı. Ancak PbO ve PbSO4’ün agregaya katılması bu enerjilerde soğurmayı artırdı. Şekil 2’ye bakıldığında ise tinkal agregasına PbO, PbSO4 ve Fe3O4 bileşiklerinin eklenmesi soğurganlığı artırdı. Her iki agrega türü içinde soğurganlığın daha artırılması için bu bileşikler %2, %6 ve %10 oranında artan bir şekilde katıldığında soğurganlık etkisi arttı. Bu oranın teorik hesaplamalarda %10 ile sınırlı tutulmasının nedeni bileşiklerin pahalı olması ve beton dayanımlarına olumsuz etki yapacağının düşünülmesidir. Zaten üretim aşamasında kimyasalların pahalı olması nedeniyle bu bileşiklerin pratikte kullanılması ancak sınırlı değerlerde kalacaktır. Bu bileşikler çok özel durumlarda betonun dayanım sınırına kadar kullanılabilirler. Barit agrealı betonlarla tinkal agregalı betonlar kıyaslandığında 6 MeV’lik enerjide 50 g/cm2, 12 ve 18 MeV’ lik enerjilerde ise yaklaşık 150 g/cm2’ lik bir beton kalınlığı farkı vardır. Şekillerde görüldüğü gibi - ışını zırhlaması için en ideal beton türü barit agregasına PbO katarak oluşturulan beton türüdür.

11 FARUK DEMIR YORUM Çalışmada barit agregasının yoğunluğunun yüksek olması - ışını zırhlaması için çok büyük bir avantajdır. Ancak tinkalin bu çalışmada kullanılması - ışını soğurganlığı yönünden iyi değildir. Daha öncede belirtildiği gibi nötron parçacıkları hafif elementlerle durdurulabilir. Çünkü nötronlar hafif elementlerle elastik ve inelastik saçılmalar yaparak enerjilerini kaybederler ve soğurulma ihtimalleri artar. Başlangıç enerjileri 1 MeV düzeyinde olan nötronların enerjileri eV bölgesine azalana kadar birçok saçılma işlemine uğrarlar. Bu düşük enerjili nötronların rezonanslarda veya rezonanslar dışında soğurulma olasılığı yüksektir. Bu çalışmada tinkalin nötron zırhlamasının özellikleri araştırılmadı, ancak pratik çalışmalara ışık tutması açısından önemli olduğu için - ışını zırhlamasının mertebesi belirlendi.      

12 FARUK DEMIR Burada yarı deneysel olarak elde edilen en ideal beton türünün barit agregasına PbO katkısı yapılarak bulunduğunu belirtmiştik. Pratik aşamada bu beton türüne dayanımı bozmayacak şekilde tinkal eklenmesi hem - ışını hem de nötron parçacığının zırhlanması için avantaj olacaktır. - ışının zırhlanması için ideal beton türünün deneysel olarak betonlar elde edilmeden WinXCom programı ve Lambert-Beer denklemi ile yarı deneysel belirlenmesi çalışmanın önemini göstermektedir. Böylece deney aşamasında gereksiz malzeme kullanımından kaçınılmış olacaktır.

13 FARUK DEMIR TEŞEKKÜR Bu çalışma Tübitak tarafından 107 T 199 nolu proje tarafından desteklenmektedir. Faruk DEMİR, Gökhan BUDAK, Abdulhalik KARABULUT, Remzi ŞAHİN ve Meral OLTULU katkılarından dolayı Türkiye Çimento Müstahsilleri Birliği’ne teşekkür eder.

14 FARUK DEMIR KAYNAKLAR [1] S. Akman, Yapı Malzemeleri, İ.T.Ü. İnşaat Fakültesi Matbaası, İstanbul (1987). [2] İ. B. Topçu, Beton teknolojisi, Eskişehir, Türkiye (2006). [3] J. Wiley, Special Concrete Mortars and Products, PCA, Sonc. lnc., U.S.A., (1980). [4] B. T. Price, O. O. Horton and K. T. Spinney, Radiation Shielding, Perqamon Press, London, New York, (1957). [5] K. Mather, Journal of ACI. Proc., 62 (1965) 951. [6] S. Akyüz, İ.T.Ü. Dergisi, 35:5 (1977) 59. [7] J. W. Lamarsh, lntroduction to Nuclear Reactor Engineering, Addison-Westey Publishing Company, Massachusetts, (1977). [8] G. Dusil and B. Beier, Betontechnik, 10:3 (1989) 84. [9] Y. Yarar, Kolemanitli Betonların Nötron Zırhlanma Etkinliğinin ve aktivitesinin incelemesi, Doktora Tezi, İ.T.Ü. Nükleer Enerji Enstitüsü, İstanbul, (1994) 103. [10] A. Durmuş, Y. Gürsoy and Y. Ayvaz, İnşaat Mühendisliğinde Ağır Betonlar, İ.M.O., Mühendislik Bülteni, 49 (1996)25. [11] İ. B. Topçu ve C. Karakurt, Ağır Betonlar, T.M.O. Eskişehir Şubesi Bülteni, 14 (2002) 15. [12] İ. B. Topçu, Cement and concrete Research, 33 (2003) 815.

15 FARUK DEMIR [13] İ. Akkurt, Ş. Kılınçarslan ve C. Başyiğit, The Annals of Nuclear Energy, 31 (2004) 577. [14] İ. Akkurt, C. Basyigit, S. Kilincarslan ve B. Mavi, Progress in Nuclear Energy, 46:l (2005) 1. [15] Ş. Kılınçarslan, Barit Agregalı Ağır Betonların Radyasyon Zırhlanmasındaki Özellikeri ve Optimal Karışımlarının Araştırılması, Doktora Tezi, Fen Bil. Ens., Isparta, SDÜ, 2004 [16] R. Polat, EDXRF tekniği kullanılarak bazı elementlerin K tabakası soğurma-sıçrama faktörleri ve sıçrama- oranlarının tayini, Doktora Tezi, Atatürk Üniversitesi Fen Bilimleri Enstitüsü, Erzurum, 2002. [17] L. Gerward, Radiat. Phys. Chem., 41 (1993) 783. [18] E. B. Saloman, J. H. Hubbell and J. H. Scofield, Atomic Data and Nuclear DataTables, 38 (1988)1. [19] N. Singh, H. S. Aulakh, K. L. Allawadhi and B. S. Sood, J. Phys., 33 (1989) 505. [20] B. R. Kerur, S. R. Thonturadya and B. Hanumaiah, X-Ray Spectrom., 21 (1993) 133. [21] T. R. Canada, R. C. Bearse and J. W.Tape, Nuc. Instrum. Meth., 142 (1977) 609. [22] P. J. Ouspeh, K. D. Hoskins, J. I. Bermen and A. Bolander, Am. J. Phys., 50 (1982) 275. [23] B. R. Kerur, S. R. Thonturadya and B. Hanumaiah, Appl. Radiat. Isot., 42 (1991) 571. [24] B. R. Kerur, S. R. Thonturadya, and B. Hanumaiah,. Appl. Radiat. Isot., 45 (1994) 159. [25] J. H. Hubbell, and S.M. Seltzer, NISTIR, 5632, 1995. [26] M. Angelone, T. Bubba and A. Esposito, Appl. Radiat.and Isot., 55 (2001) 505. [27] B. Roy, K. Chatterjee, S.C. Roy, N. Bhattacharya, N. Choudhury, Appl. Radiat. And. Isot., 48 (1997) 785. [28] G. Budak, A. Karabulut Ö. Şimşek, M. Ertuğrul, NucI. Inst. and. Meth B, 149 (1999) 379.