Uranyum zenginlik ölçer prensibine göre uranyum malzemelerde 235U zenginliğinin ölçülmesinde belirli bir kaynak-dedektör geometrisinde soğurucu ve kolimatör etkisinin incelenmesi

Abstract

Nükleer maddelerin karakterizasyonu, nükleer güvenlik denetimi, yurt savunması ve nükleer adli bilim kapsamında yer alan önemli bir konudur. U, Pu, Th gibi nükleer maddelerin ve radyoaktif maddelerin yasadışı kaçakçılığı, uluslararası topluma ciddi bir radyolojik tehdit oluşturabilir. Bu yüzden uluslararası güvenlik denetimi sistemi, bir ülkenin nükleer faaliyetler ve malzemelerle ilgili beyanlarının doğru, tam ve eksiksiz olduğunu doğrulamak amacıyla kurulmuştur. Bu türden malzemeler ele geçirildiğinde, malzemenin geldiği yer (menşei) ve tehlikesi hakkında bilgi sağlamak için U ve Pu' un kimyasal safsızlıkları ve izotopik bileşimleri gibi çeşitli fiziksel ve kimyasal parametrelerinin detaylı ölçümlerinin yapılması gerekmektedir. Bu bağlamda ?- ve X-ışınlarının tahribatsız olarak ölçülmesiyle yapılan analizler, özel nükleer maddelerin tanımlanmasında önemli bir rol oynar. U ve Pu izotopik bileşimlerinin belirlenmesi için uranyum zenginlik ölçer prensibi ve çok gruplu gama analiz (MGA) yöntemi olarak bilinen gama spektroskopik yöntemler yaygın olarak kullanılır. Analizde, uranyum zenginlik ölçer prensibi 235U izotopunun 185,7 keV' lik pikini kullanırken, MGA yöntemi, U ve Pu spektrumlarının daha karmaşık 80-130 keV enerji bölgesinde yer alan gama ve X-ışınlarını kullanır. Bu tezde, belirli bir kaynak-dedektör geometrisinde, uranyum malzemelerde 235U zenginliğinin belirlenmesinde soğurucu ve kolimatör etkisi incelenmiştir. En iyi sayım istatistiğini elde etmek için delik çapları Dc=15, 20, 25, 30 ve 50 mm ve yüksekliği Hc=25 mm olan Pb-kolimatörler kullanılarak, sertifikalı uranyum (235U zenginlik %0,32-4,51) standartları ölçülmüştür. Verilen geometride optimum kolimatör çap/yükseklik oranı, Dc/Hc = 1,4-1,6 olarak belirlenmiştir. Uranyum kabını simüle etmek için 141 ila 840 mg.cm-2 yüzey kütle yoğunluklu Al-soğurucu ve 1120 ila 7367 mg.cm-2 yüzey kütle yoğunluklu Pb-soğurucu foiller, dedektör ile numune arasına yerleştirilmiştir. Her bir geometri için kalibrasyon katsayıları (%zenginlik / cps) belirlenmiştir. Kalınlığı ?0,98 mm (1120 mg.cm-2) olan Pb-soğurucu kullanıldığında, 185,7 keV' lik pikin sayım hızı çok düşük olduğu için herhangi bir zenginlik değeri ölçülememiştir. Al-soğurucular kullanıldığında ise 235U için belirlenen zenginlik değerlerinin doğruluğu etkilenmemiştir. Zenginlik ölçer prensibinden elde edilen 235U sonuçları MGA yönteminden elde edilen sonuçlara göre daha hassas ve kesinliği yüksektir.Anahtar Kelimeler: Gamma spektroskopisi, Ge dedektör, soğurucu, kolimatör, 235U zenginlik ölçer prensibi, MGA, düşük zenginleştirilmiş uranyum (LEU)

The characterization of nuclear materials is an important issue within the context of nuclear safeguards, homeland security and nuclear forensics. Illicit trafficking of radioactive and nuclear materials such as U, Th and Pu poses a serious radiological threat to the international community. Hence the international safeguards system has been set up to verify to correctness and completeness of declarations related to nuclear materials and activities. If such materials are intercepted, the detailed measurements of various physical and chemical parameters, such as isotopic composition of U and Pu or chemical impurities have to be performed in order get information on its hazard and provenance. Non-destructive measurements of ?- and X-rays emissions play an important role to identify the special nuclear materials. For the determination of the isotopic compositions of U and Pu, the ?-ray spectroscopic methods are commonly used which are called as uranium enrichment meter principle and multigroup analyis (MGA). While the enrichment meter principle uses the peak at 185.7 keV of 235U isotope, MGA method uses the complex ?- and X-rays lying in 80-130 keV energy region of the U and Pu spectra. In the thesis, the effect of absorber and collimator on the enrichment determination of 235U in uranium has been investigated in a given source to detector geometry. For this, the certified uranium samples with the enrichment range of 0.32-4.51 % 235U are measured by using different hole diameters of Dc=15, 20, 25, 30 and 50 mm in Pb-collimator with Hc=25 mm thick to obtain good counting statistics. The optimum diameter/height ratio for the Pb-collimator was determined to be Dc/Hc=1.4-1.6 in the present geometry. In order to simulate the container walls, ten different thicknesses of Al-sheets of 141 to 840 mg.cm-2 and Pb-sheets of 1120 to 7367 mg.cm-2 are interposed between sample and detector. The calibration coefficients (%enrichment / cps) were obtained for each geometry. When 1120 mg.cm-2 (?0.98 mm) Pb-absorber is used, the count rate of 185.7 peak is very low, thus not giving any enrichment value. However, when Al-absorbers are used they did not affect the accuracy of the results for the enrichment of 235U. The results for 235U from enrichment meter method are clearly more accurate and precise than those obtained by MGA method.Key Words: Gamma-ray spectrometry, Ge detector, absorber, collimator, 235U enrichment meter principle, MGA, low enriched uranium (LEU)