235U zenginlik tayininde eş- eksenli grid elektrotlu CdZnTe dedektörlerin uygulanabilirliğinin incelenmesi ve maskelenmiş gama spektrumlarının çözümlenmesi için algoritma geliştirilmesi

Abstract

Uranyum zenginliği tayini uranyum teknolojilerinde büyük öneme sahiptir. Özellikle nükleer tesislerde, nükleer madde akışında kayıtların tutulması, nükleer güvenlik, nükleer emniyet ve nükleer güvence denetimlerinde kullanılan veya bir yerden başka bir yere taşınan uranyumların zenginlik değerlerinin doğru ve hızlı bir şekilde belirlenmesi saha çalışmalarında önemlidir. Ayrıca uranyum veya plütonyum gibi özel nükleer bölünebilir malzemelerin yasal olmayan yollardan nakli ve ticareti gibi durumları engellemek için gümrüklerde ya da limanlarda yapılacak olan hızlı ve doğru bir uranyum tespiti, uranyum kaçakçılığının tespitinde hayati öneme sahiptir. Bu tezde saha çalışmalarına herhangi bir soğutmaya ihtiyaç duymaması ve enerji ayırma gücünün NaI(Tl) sintilasyon dedektörlerine kıyasla daha iyi olan eş-eksenli grid elektrotlu CdZnTe dedektörleri kullanılarak, 235U zenginlik tayinin yapılabilmesi ve farklı ölçüm koşullarında (ölçüm süresi, ölçüm mesafesi ve diğer radyoaktif malzemeler ile maskeleme etkileri) uygulanabilir hızlı ve doğru sonuç veren bir algoritma geliştirilmiştir. Bu araştırmada, farklı 235U zenginlik derecesine sahip uranyum standart referans malzemeler kullanılarak, 15x15x7,5 mm3 CdZnTe dedektörüyle belirli bir ölçüm geometrisinde uranyum spektrumları elde edilmiştir. Yapılan gama analizleri sonrasında yeni bir spektrum çözümleme algoritması geliştirilmiştir. Saha şartlarını simüle etmek için radyometrik benç üzerine kurulan CdZnTe ölçüm sistemi ile farklı ölçüm sürelerinde ve farklı ölçüm mesafelerinde ve diğer radyoaktif kaynaklar tarafından maskelenerek alınan tüketilmiş uranyum(DU),doğal uranyum (NU) ve kütlece %4.5 235U'e kadar düşük zenginlikteki uranyumlar (LEU) için yapılmıştır. Elde edilen deneysel bulgulara göre, uranyum numunelerindeki 235U izotopunun bolluğu, geliştirilen algoritma ile referans değerlerine kıyasla % 10'dan düşük sapmalar ile doğru bir şekilde belirlenmiştir. 235U tayininde, farklı ölçüm şartları etkisiyle oluşan farklılıklar ayrıntılı olarak tartışılmıştır.Bu tez çalışması, `ABH67390007- J02012 kodlu `Nükleer Madde Karakterizasyonunda 235U İzotopik Bolluğunun HPGe ve CdZnTe Dedektörlü Gama Spektroskopisiyle Belirlenmesi-Method Development for HpGe and CdZnTe Detector Based Gamma Spectroscopic Determination of Isotopic Abundance in Nuclear Material Characterization (2017-2020)` UAEA koordineli araştırma projesi(CRP) tarafından desteklenmiştir.

Accurate and rapid determination of uranium enrichment is very important in uranium processing technologies. In addition, fast and accurate detection of uranium at border check-points to prevent illegal trafficking and trade of special nuclear materials, such as uranium or plutonium, is crucial in nuclear material security. In this thesis, an algorithm has been developed for quick and accurate determination of uranium enrichment with a room temperature, co-planar grid CdZnTe detectors which has better resolution than NaI(Tl) scintillation detectors. This spectrum de-convolution algorithm was tested for different measuring parameters such as measurement time, source-to-detector distance and masking of other radioactive materials. To validate the algorithm implementation of 235U enrichment determination, uranium enrichment analysis was carried out from the uranium spectra taken with a 15x15x7.5 mm3 CdZnTe detector at a given measurement geometry using uranium standard reference materials. After these analyses, field conditions were simulated on a radiometric bench and uranium enrichment determination for natural uranium (0.72% 235U) and for low enriched uranium (up to 4.5%wt. 235U) and the materials masked by other radioactive sources was made by using newly developed spectrum de-convolution algorithm. The difference between the calculated enrichment values and the reference values were less than 10%. The difference becomes much lower in favorable conditions such as long counting time, ideal detector-sample distance, and masked by other radioactive materials. The interpretation of discrepancies in the 235U enrichment results due to the effect of different measuring conditions are discussed in detail.This thesis is fully supported by ABH67390007- J02012 coded IAEA Coordinated Research Project `Method Development for HpGe and CdZnTe Detector Based Gamma Spectroscopic Determination of Isotopic Abundance in Nuclear Material Characterization`.