| Popis: |
Uranium needs to be enriched in order to be used in Light Water Reactors (LWR) as fuel cells. This process can be accomplished in enrichment facilities by increasing U-235 isotope mass content in the uranium element. Monitoring the enrichment process and checking the enrichment level of uranium are crucial in the terms of fuel cell convenience and nuclear safeguard. Enrichment determination could be achieved by examining gamma spectrometry of radioactive uranium element. Gamma spectrum of isotopes of radioactive elements carry information of enrichment level of material. In this way, detection of enrichment could be performed without using any reference material. Specific regions on gamma spectrum or full energy peaks of specific gamma rays were used in order to determine the enrichment level in the studies until now. However, in this work whole spectrum information was taken into account, thanks to that all gamma ray peaks information can be used in determination process. In this thesis, different types of detectors were examined by their performance during enrichment determination. Gamma spectrums were created via using MCNP program. Based on Monte Carlo Technique, result of MCNP program were developed to simulate real life gamma spectrums. This process achieved by determining of energy resolution of detectors and time information for the system via Python programming language. Results show that detector volume and resolution is important for both whole spectrum and peak ratio techniques. In second step, enrichment, density and production time information were defined for the system and Levenberg-Marquardt Method was used over whole spectrum. In this method, separate isotope spectrums were not used as it was used in previous step. Only desired spectrum itself was used in determination process. In this way, dependency of seperate isotope gamma spectrums was eliminated. Usage of enrichment and production time information detection together has failed since both affect the spectrum in similar way. For this reason, only enrichment and density variables were set for the process and results show that system converges the desired variable values. ÖZET i ABSTRACT iii TEŞEKKÜR v İÇİNDEKİLER vi ÇİZELGELER viii ŞEKİLLER ix SİMGELER VE KISALTMALAR xi 1. Giriş 12 1.1. Nükleer Silahların Yayılmasının Önlenmesi Antlaşması 12 1.2. Literatürde Yapılan Çalışmalar 17 1.3. Amaç 18 2. Kullanılan Programlar 19 2.1. Monte Carlo Metodu ve MCNP 19 2.2. Python 20 3. Dedektör Performansları ve Hata Analizleri 21 3.1. U-235 Bozunum Şeması 21 3.2. U-238 Bozunum Şeması 21 3.3. Uranyum Yakıt Malzemesi 22 3.4. U-234 Miktarı 23 3.5. Prosedür 24 3.5.1. MCNP F8 Çetelesi ile Spektrumları Oluşturmak 25 3.5.2. Dedektörler ve Enerjiye Bağlı Yanıt Fonksiyonları 28 3.5.3. Dedektörlerin Enerjiye Bağlı Yanıt Fonksiyonlarının Spektrumlara Tanımlanması 29 3.5.4. Zaman Üzerinden Örnekleme ile Spektrumların Güncellenmesi 30 3.6. Tepe Oranları Tekniği ile Yapılan Zenginlik Hesabı 31 3.7. Tüm Spektrum Kullanılarak Yapılan Zenginlik Hesabı 32 4. Yakıt Malzemesinin Zenginlik, Yoğunluk ve Üretim Zamanı Tayini 34 4.1. Levenberg-Marquardt Metodu 34 4.2. Levenberg-Marquardt Metodunun Malzeme Tayininde Kullanılması 35 4.2.1. Bozunum Ürünlerinin Zamana Bağlı Denklemleri 36 4.2.2. Prosedür 39 5. Sonuçlar ve Tartışma 41 KAYNAKLAR 51 ÖZGEÇMİŞ 53 Hafif su soğutmalı nükleer reaktörlerin (LWR) kullandıkları yakıtların reaktörlerde kullanılabilmesi için kullanılan uranyum elementinin zenginleştirilmesi gerekmektedir. Bu işlem zenginleştirme tesislerinde uranyum elementinin içinde bulunan U-235 izotopunun malzeme içinde kütlece yüzdesinin yükseltilmesiyle yapılmaktadır. Zenginleştirme sürecini izlemek, istenilen zenginleştirme seviyesinde yakıt üretilip üretilmediğini kontrol etmek hem yakıt uygunluğu hem de güvenlik açısından büyük öneme sahiptir. Zenginlik tayini radyoaktif olan uranyum yakıt elemanının gama spektrumu oluşturularak tahribatsız bir şekilde gerçekleştirilebilmektedir. Radyoaktif elementlerin izotoplarının önceden tanımlanmış gama spektrumları zenginlik tayini yapılacak içeriği bilinmeyen malzeme için gerekli bilgiyi sağlayabilmektedir. Böylece malzemeye zarar vermeden ve herhangi bir referans malzemeye ihtiyaç duyulmadan radyoaktif materyalin aranılan zenginliği kolayca tayin edilebilmektedir. Şimdiye kadar yapılan zenginlik tayini araştırmalarında radyoaktif izotopların saldığı gama ışınının tüm enerjisini bıraktığı tepe noktaları ya da spektrum üzerinde belli enerji bölgeleri kullanılmaktaydı. Bu çalışmada ise tüm spektrum üzerindeki bilgi kullanılacaktır. Böylece gelen tüm gama ışınlarının dedektöre bıraktığı enerji bilgileri kullanılarak belli enerji aralıklarına bakılmaksızın ve o enerji aralıklarında bağlı kalınmaksızın tayin işlemi gerçekleştirilebilecektir. Bu tez kapsamında gama ışınlarını ölçümünde kullanılan farklı dedektör tipleri incelenmiştir ve kullanılacak spektrumlar MCNP programı kullanılarak hazırlanmıştır. Monte Carlo Metodu ile alınacak ölçüm sonuçları gerçek ölçüm verilerine benzetilmiş, gerçek ölçüm koşullarında karşılaşılan dedektörün göstermiş olduğu enerjiye bağlı yanıt fonksiyonları ve zaman bilgisi sisteme Python programlama dili kullanılarak tanımlanmıştır. Alınan sonuçlar dedektör hacminin ve çözünürlüğünün kullanılan tüm spektrum ve tepe oranları tekniği için önemini göstermiştir. İkinci aşamada kullanılan Levenberg Marquardt Metodu ile zenginlik, yoğunluk ve zaman değişkenleri referans malzeme kullanılmadan ve tüm spektrum üzerinde çalışılarak tanılanmaya çalışılmıştır. Bu metotta önceki adımda takip edilen tüm spektrum ve tepe oranları tekniğinde olduğu gibi izotop spektrumları ayrıca tanımlanmamış ve aranan malzeme spektrumu üzerinden işlemler yürütülmüştür. Böylelikle izotopların ayrıca üretilen spektrumlarına bağlılık ortadan kalkmıştır. Zenginlik ve zaman bilgisinin spektrum üzerindeki etkisinin benzer sonuçlar doğurması iki değişkenin bu metotta beraber kullanımında problem yaratmıştır. Ancak sadece zenginlik ve yoğunluk değişkenlerinin tanımlandığı durumda verilen tahmin değerleri aranan değişken değerlerine yakınsayabilmiştir. |
