Bu tez çalışmasında iki farklı Monte Carlo simülasyon kodu kullanılarak radyasyon güvenliği ana başlığında gama ve nötron radyasyonlarını yayan 241Am-Be kaynak baz alınarak bu kaynağın 10 farklı mineral tarafından zırhlanabilirlik durumları araştırılmıştır. Minerallerin radyasyon soğurma performanslarının değerlendirilebilmesi için ayrıca en sık kullanılan yapı malzemelerinden beton için de aynı simülasyonlar icra edilmiştir. Çalışma deneysel aşamalar içermediği için kullanılan iki farklı simülasyon kodu arasındaki uyum önemlidir. Çizelge 5.1 gama ışınımı, Çizelge 5.2 ise nötron parçacıkları için elde edilen tesir kesiti değerlerinin bir karşılaştırmasını göstermektedir. Çizelgelere bakıldığında iki program arasındaki uyumun yeterli seviyede olduğu görülebilir. Aşağıda elde edilen sonuçlar her bir mineral için ayrı ayrı başlıklar ile verilmiştir.
Çizelge 5.1. Minerallerin Gama Işınları İle Etkileşimi Sonucu Lineer Soğurma Katsayısı Karşılaştırmaları
Sıra No Mineraller GEANT4 FLUKA Fark Lineer Sogurma Lineer Sogurma % Katsayısı (µ) Katsayısı (µ) 1 Arupite 2,8112 2,8173 0,22 2 Andreyivanovite 5,6920 5,6812 0,19 3 Aerugite 4 Allabogdanite 5 Argutite 6 Algodonite 7 Anduoite 8 Abramovite 9 Arsenopalladinite 10 Anyuiite Beton 7,3842 7,6628 3,64 8,3475 8,2804 0,81 8,8457 8,7935 0,59 13,1220 13,6473 3,85 29,0950 27,0081 7,73 36,8510 37,3533 1,35 46,6910 53,4507 12,65 52,9330 57,8844 8,55 0,7270 0,7281 0,15
Çizelge 5.2. Minerallerin Nötronlar İle Etkileşimi Sonucu Toplam Makroskopik Tesir Kesiti Karşılaştırmaları
Sıra No Mineraller GEANT4 FLUKA Fark Toplam Mak. Toplam Mak. % Tesir Kesiti (µ) Tesir Kesiti (µ)
1 Algodonite 2 Aerugite 3 Arsenopalladinite 4 Argutite 0,2283 0,2980 23,39 0,2341 0,2433 3,78 0,2412 0,2513 4,02 0,2454 0,2493 1,56 5 Abramovite 6 Anduoite 7 Andreyivanovite 0,2461 0,2525 2,53 0,2552 0,2431 4,98 0,2737 0,2941 6,94 8 Anyuiite 9 Allabogdanite 10 Arupite Beton 0,2756 0,2616 5,35 0,2981 0,2873 3,76 0,4359 0,4580 4,82 0,1350 0,1478 8,66 5.1. Arupite
Gama ışını lineer soğurma katsayısı en düşük mineral olmasına rağmen nötron toplam makroskopik tesir kesiti en yüksek olan mineraldir. Beton ile karşılaştırıldığında, gama ışını lineer soğurma katsayısı ve nötron toplam makroskopik tesir kesiti daha iyidir. Gama ışını lineer soğurma katsayısının düşük olması mineralin yoğunluğunun çalışılan diğer minerallere göre en düşük değerde olmasından kaynaklanabilir. Nötron toplam makroskopik tesir kesitinin yüksek olmasının nedeni ise içerisinde su moleküllerinin bulunması ve Demir (Fe) ve Nikel (Ni) gibi sertlikleri, yüksek yoğunlukları, iyi ısı iletkenlikleri ve yüksek erime-kaynama sıcaklıklarıyla tanınan ve sertlikleri nedeniyle, saf halde ya da alaşım halinde yapı malzemesi olarakta kullanılan geçiş metallerini barındırmasıdır.
5.2. Andreyivanovite
Gama ışını lineer soğurma katsayısı ikinci en düşük mineraldir. Nötron toplam makroskopik tesir kesiti yüksektir. Beton ile karşılaştırıldığında, gama ışını lineer soğurma katsayısı ve nötron toplam makroskopik tesir kesiti daha iyidir. Gama ışını lineer soğurma katsayısının düşük olması mineralin yoğunluğunun çalışılan diğer minerallere göre düşük değerde olmasından kaynaklanabilir. Nötron toplam makroskopik tesir kesitinin yüksek olmasının nedeni ise içerisinde Demir (Fe) ve Krom (Cr) gibi sertlikleri, yüksek yoğunlukları, iyi ısı iletkenlikleri ve yüksek erime-kaynama sıcaklıklarıyla tanınan ve sertlikleri nedeniyle, saf halde ya da alaşım halinde yapı malzemesi olarakta kullanılan geçiş metallerini barındırması ve kristal yapısının Orthorombic olmasından kaynaklanabilir.
Şekil 5.1. Orthorombic Kristal Yapı Görünümü 5.3. Aerugite
Gama ışını lineer soğurma katsayısı üçüncü en düşük, nötron toplam makroskopik tesir kesiti ise ikinci en düşük mineraldir. Beton ile karşılaştırıldığında, gama ışını lineer soğurma katsayısı ve nötron toplam makroskopik tesir kesiti daha iyi olmasına rağmen çalışılan mineraller arasında değerleri düşük mineraller arasındadır. Gama ışını lineer soğurma katsayısının düşük olması mineralin yoğunluğunun çalışılan diğer minerallere göre düşük değerde olmasından kaynaklanabilir. Nötron toplam makroskopik tesir kesitinin ikinci en düşük mineral olmasının nedeni içerisinde Arsenik (As) gibi değişken
özellik gösteren, metaller ile tepkirken ametal, ametaller ile tepkirken metal gibi davranan metaloid bir element içermesi olabilir.
5.4. Allabogdanite
Gama ışını lineer soğurma katsayısı dördüncü en düşük mineraldir. Nötron toplam makroskopik tesir kesiti en yüksek ikinci mineraldir. Beton ile karşılaştırıldığında, gama ışını lineer soğurma katsayısı ve nötron toplam makroskopik tesir kesiti çok daha iyidir. Gama ışını lineer soğurma katsayısının düşük olması mineralin yoğunluğunun çalışılan diğer minerallere göre düşük değerde olmasından kaynaklanabilir. Nötron toplam makroskopik tesir kesitinin yüksek olmasının nedeni ise içerisinde Demir (Fe) ve Nikel (Ni) gibi sertlikleri, yüksek yoğunlukları, iyi ısı iletkenlikleri ve yüksek erime-kaynama sıcaklıklarıyla tanınan ve sertlikleri nedeniyle, saf halde ya da alaşım halinde yapı malzemesi olarak ta kullanılan geçiş metallerini barındırması ve kristal yapısının Orthorombic olmasından kaynaklanabilir.
5.5. Argutite
Gama ışını lineer soğurma katsayısı beşinci en düşük mineraldir. Nötron toplam makroskopik tesir kesiti en düşük dördüncü mineraldir. Beton ile karşılaştırıldığında, gama ışını lineer soğurma katsayısı ve nötron toplam makroskopik tesir kesiti daha iyi olmasına rağmen çalışılan mineraller arasında değerleri düşük mineraller arasındadır. Gama ışını lineer soğurma katsayısının düşük olması mineralin yoğunluğunun çalışılan diğer minerallere göre düşük değerde olmasından kaynaklanabilir. Nötron toplam makroskopik tesir kesitinin en düşük dördüncü mineral olmasının nedeni içerisinde Germanyum (Ge) gibi değişken özellik gösteren, metaller ile tepkirken ametal, ametaller ile tepkirken metal gibi davranan bir metaloid element içermesi olabilir.
5.6. Algodonite
Gama ışını lineer soğurma katsayısı beşinci en yüksek, nötron toplam makroskopik tesir kesiti ise en düşük mineraldir. Beton ile karşılaştırıldığında, gama ışını lineer soğurma
katsayısı ve nötron toplam makroskopik tesir kesiti çok daha iyidir. Gama ışını lineer soğurma katsayısının yüksek olması mineralin yoğunluğunun çalışılan diğer minerallere göre yüksek değerde olmasından kaynaklanabilir. Nötron toplam makroskopik tesir kesitinin en düşük mineral olmasının nedeni kristal yapısının hexagonal olması veya içerisinde Arsenik (As) gibi değişken özellik gösteren, metaller ile tepkirken ametal, ametaller ile tepkirken metal gibi davranan metaloid bir element içermesi olabilir.
Şekil 5.2. Hexagonal Kristal Yapı Görünümü
5.7. Anduoite
Gama ışını lineer soğurma katsayısı dördüncü en yüksek, nötron toplam makroskopik tesir kesiti ise beşinci en yüksek mineraldir. Beton ile karşılaştırıldığında, gama ışını lineer soğurma katsayısı ve nötron toplam makroskopik tesir kesiti çok daha iyidir. Gama ışını lineer soğurma katsayısının yüksek olması mineralin yoğunluğunun çalışılan diğer minerallere göre yüksek değerde olmasından kaynaklanabilir. Nötron toplam makroskopik tesir kesitinin yüksek olmasının nedeni ise içerisinde Rutenyum (Ru) ve Osmiyum (Os) gibi sertlikleri, yüksek yoğunlukları, iyi ısı iletkenlikleri ve yüksek erime-kaynama sıcaklıklarıyla tanınan ve sertlikleri nedeniyle, saf halde ya da alaşım halinde yapı malzemesi olarak ta kullanılan geçiş metallerini barındırması ve kristal yapısının Orthorombic olmasından kaynaklanabilir.
5.8. Abramovite
Gama ışını lineer soğurma katsayısı üçüncü en yüksek, nötron toplam makroskopik tesir kesiti ise beşinci en düşük mineraldir. Beton ile karşılaştırıldığında, gama ışını lineer soğurma katsayısı ve nötron toplam makroskopik tesir kesiti çok daha iyidir. Gama ışını lineer soğurma katsayısının yüksek olması mineralin yoğunluğunun çalışılan diğer minerallere göre yüksek değerde olmasından ve kristal yapısının Triclinic olmasından kaynaklanabilir.
Şekil 5.3. Triclinic Kristal Yapı Görünümü
5.9. Arsenopalladinite
Gama ışını lineer soğurma katsayısı ikinci en yüksek, nötron toplam makroskopik tesir kesiti ise üçüncü en düşük mineraldir. Beton ile karşılaştırıldığında, gama ışını lineer soğurma katsayısı ve nötron toplam makroskopik tesir kesiti çok daha iyidir. Gama ışını lineer soğurma katsayısının yüksek olması mineralin yoğunluğunun çalışılan diğer minerallere göre yüksek değerde olmasından ve kristal yapısının Triclinic olmasından kaynaklanabilir. Nötron toplam makroskopik tesir kesitinin en düşük üçüncü mineral olmasının nedeni içerisinde Arsenik (As) ve Antimon (Sb) gibi değişken özellik gösteren, metaller ile tepkirken ametal, ametaller ile tepkirken metal gibi davranan metaloid elementler içermesi olabilir.
5.10. Anyuiite
Gama ışını lineer soğurma katsayısı en yüksek ve nötron toplam makroskopik tesir kesiti ise üçüncü en yüksek mineral olup çalışmamızın en dikkat çekici mineralidir. Beton ile karşılaştırıldığında, gama ışını lineer soğurma katsayısı yaklaşık 73 kat ve nötron toplam makroskopik tesir kesiti ise yaklaşık 2 kat daha iyi seviyededir. Gama ışını lineer soğurma katsayısının yüksek olması mineralin yoğunluğunun çalışılan diğer minerallere göre en yüksek değerde olmasından kaynaklanabilir.
Sonuç olarak; çalışmamızda hesaplamaları yapılan tüm minerallerin hem gama ışını soğurganlığı hem de nötron parçacıklarını tutuculuğu betondan çok daha iyi seviyededir. Özellikle Anyuiite minerali hem gama ışını soğurganlığı hem de nötron parçacıklarını tutuculuğu yönünden ideal bir mineraldir. Nötron parçacığı ve gama ışının etkileşme yapmadan önce kat edebileceği ortalama mesafe veya bir etkileşim olabilmesi için gereken ortalama hedef kalınlığı olarak tanımladığımız ortalama serbest yol değerleri sırasıyla, gama ışınları için 0,0189 cm (GEANT4) ve 0,0173 cm (FLUKA), nötron parçacıkları için 2,2939 cm (GEANT4) ve 2,1835 cm (FLUKA)’ dir. Bu sonuçlar bize Anyuiite mineralinin radyasyon zırhlama malzemesi olarak kullanılabilecek ideal bir mineral olduğunu göstermektedir. Ancak, Anyuiite mineralinin içeriğinde Altın (Au) elementi bulunduğu için zırhlama materyali olarak kullanımı maliyetli olacağından zırhlama materyali olarak yaygın olarak kullanılan betonla karışım yapılarak kullanılmasının daha uygun olacağı değerlendirilmektedir.
Bu tez çalışmasında Anyuiite mineralinin gama ışını soğurganlığı ve nötron parçacıklarını tutuculuğu yönünden değerleri çok iyi seviyede çıkmıştır. Anyuiite mineralinin gama ışınları ve nötron parçacıkları ile girdiği etkileşim sonucu ikincil parçacık olarak sadece 0,2885.106 adet düşük enerjili nötron çıkmaktadır. Nötron harici ortaya çıkan herhangi bir ikincil parçacığın olmayışı Anyuiite mineralinin kullanılabilirliğinin iyi seviyede olduğunu göstermektedir. Etkileşim sonucu ortaya çıkan radyoizotoplar incelenmiş olup listesi Çizelge 5.3.’te görülmektedir. Listedeki
izotopların hiçbiri radyoaktif özelliğe sahip değildir. Bu da mineralin radyasyon zırhlamada kullanımı konusunda önemli bir avantaj teşkil etmektedir.
Çizelge 5.3.AnyuiiteMineralinin Etkileşimi Sonucu Ortaya Çıkan Radyoizotoplar
Sıra No Radyoizotoplar Oran (n/cm3/106)
1 1H 6,56.10-5 2 2H 7,65.10-7 3 3H 7,71.10-7 4 4He 9,35.10-6 5 118In 1,72.10-6 6 120In 5,74.10-7 7 119Sn 3,83.10-7 8 120Sn 1,34.10-6 9 121Sn 3,39.10-5 10 122Sn 4,78.10-7 11 123Sn 1,76.10-5 12 120Sb 3,72.10-3 13 121Sb 4,78.10-3 14 122Sb 3,30.10-3 15 123Sb 3,30.10-3 16 124Sb 3,30.10-5 17 194Ir 1,13.10-6 18 197Pt 8,39.10-6 19 196Au 2,27.10-2 20 197Au 1,32.10-2 21 198Au 1,89.10-4 22 203Hg 2,03.10-6 23 204Hg 1,26.10-6 24 205Hg 2,52.10-6 25 204Tl 7,75.10-7 26 205Tl 2,91.10-7
27 206Tl 1,16.10-6 28 207Tl 9,69.10-7 29 208Tl 1,36.10-6 30 203Pb 4,88.10-4 31 204Pb 1,98.10-4 32 205Pb 8,16.10-3 33 206Pb 1,11.10-2 34 207Pb 2,14.10-2 35 208Pb 7,04.10-3 36 209Pb 1,77.10-5
KAYNAKLAR
Abdo, A. E., Ali, M. A.M., Ismail, M. R. Natural fibre high-density polyethylene and lead oxide composites for radiation shielding, Rad. Phys. and Chem., 66, 185- 95, (2003).
Adamiec, G., Iniguez, M.P., Lorente, A., Voytchev, M., Gallego, E., 2004. Response of a silicon PIN photodiode to an Am-Be neutron source. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment 534 (3) 544-550.
Agosteo, S., Nakamura, T., Silari, M., Zajacova, Z. Attenuation curves in concrete of neutrons from 100 to 400 MeV per nucleon He, C, Ne, Ar, Fe and Xe ions on various targets, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 217, 221–236 (2004).
Agosteo, S., Fehrenbacher, G., Silari, M., Attenuation curves in concrete of neutrons from 1 GeV/u C and U ions on a Fe target for shielding design of RIB in-flight facilities, Nucl. Inst. and Meth. in Phys. B., 226, 231-42, (2004).
Akaho, E.H.K., Jonah, S.A., Nyarko, B.J.B., Osae, S., Maakuu, B.T., Serfor-Armah, Y., Kyre, A.W.K., 2002. Simultaneous use of neutron transmission and reflection techniques for the classification of crude oil samples. Applied Radiation and Isotopes 57, 831–836 (2002).
Alam, M. N., Miah, M. M. H., Chowdhury, M. I., Kamal, M., Ghose, S., Rahman, R., Attenuation coefficients of soils and some building materials of Bangladesh in the energy range 276-1332 keV, Appl. Rad. and Isotop., 54, 973- 6 (2001).
Bashter, I. I., Abdo, A. E., Makarious, A. S. A comparative study of the attenuation of reactor thermal neutrons in different types of concrete, Ann. of Nucl. En., 23(14), 1189-1195 (1996).
Bernier, D.R., Christian, P.E., Langan, J. K. Nuclear Medicine, Mosby, New York ( 1997).
Brittingham, J., Townsend, L., Barzilla J., Lee,K., Using FLUKA Monte Carlo transport code to develop parameterizations for fluence and energy deposition data for
high-energy heavy charged particles, Bulletin of the American Physical Society, Volume 57, Number 3 (2012)
Blatt, J. M. and Weiskopf, W. E., Theoretical nuclear physics, Wiley, New York, (1952).
Boncukçuoğlu, R., İçelli, O., Erzeneoğlu, S. and Kocakerim, M. M. Comprasion of radioactive transmission and mechanical properties of Portland cement and modified cement with trommel sieve waste, Cem. and Conc. Res. 35,1082-7 (2005).
Briesmeister, J., “RSIC Computer Code Collection MCNP4A, Monte Carlo N-Particle Transport Code System”, Los Alamos National Laboratory, New Mexico (1993).
Burns, P. C., Hawthorne, F. C. Hydrogen bonding in colemanite: An X-ray and structure-energy study, The Canadian Mineralogist, 31, 297-304, (1993). Cengiz, A. Elektron ve β- Parçacıklarının Menzil, Enerji ve Açısal Dağılımlarının
Monte Carlo Yöntemi ile İncelenmesi. Doktora Tezi. Uludağ Üniversitesi Fen Bilimleri Enstitüsü (1991).
Chilian, C., St-Pierre, J., Kennedy, G. Complete thermal and epithermal neutron self- shielding corrections for NAA using a spreadsheet Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 278 3, 745–749 (2008).
Colville, A. A. and Staudhammer, K., A refinement of the structure of Barite, from cow green mine, American Mineralogist, 52, 1877-80, (1967).
Csikai, J, Elagib, I, Buczko, Cs-M. Studies on the neutron reflection, scattering and transmission methods used for bulk hydrogen analysis. Progress Report on IAEA CRP on Bulk Hydrogen Analysis using Neutrons (1999).
Çevik, U., Baltaş, H., Çelik, A. and Bacaksız, E. Determination of attenuation coefficients, thickness and atomic numbers for CuInSe2 semiconductor, Nucl. Inst. and Tech. in Phys. B., 247, 173-9 (2006).
Engizek, Tülay, Sağlık Fiziği, İ.Ü. Fen Fakültesi Basımevi, İstanbul (1999).
Etherington, H, Nuclear Engineering Handbook, McGraw-Hill Book Company (1958). Ferrari, A., Mitaroff, A., Silari, M. A Reference Radiation Facility for Dosimetry at
Flight Altitude and in Space, Phys. Medica, 17.115–118 Suppl. (2001). Földiak, G. Industrial Application of Radioisotopes, Elsevier, Amsterdam (1986).
Gardner, R.P. and Ely, R.L. Radioisotopes Measurement Applications in Engineering, Reinhold Publishing Company, N.Y. (1967).
Grifoni, S. Shield against radiations, Patent Number, 4727257 (1988). Goldsmith, H. H. Rev. Mod. Phys., 19, 259 (1947).
Guthoff M., Brovchenko O., De Boer W., Dierlamm A., Müller T., Ritter A., Schmanau M., Simonis J., Geant4 simulation of a filtered X-ray source for radiation damage studies, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section, Volume 675 (2012)
Hançerlioğulları, A., “APEX Hibrid Reaktör Modellemesi için Monte Carlo Yöntemi Kullanılarak Nötron Transport Hesaplamalarının Yapılması”, Doktora Tezi, Gazi Üniversitesi, Ankara (2003).
Huges, D. J. and Schwartz, R. B., Brookhaven National Laboratory Report BNL, 325, (1958).
Ibrahim, M. A., Heat generation and corresponding rise in temperature due to absorption of thermal neutrons in several shielding materials, Ann. of Nucl. En., 29, 1131–6, (2002).
Jamil M., Hyun Yong J., Rhee J.T., Jeon Y.J., GEANT4 Monte Carlo simulation response of parallel plate avalanche counter for fast neutrons detection, Radiation Measurements, Volume 47, Issue 4 (2012)
Khanna, A., Bhatti, S. S., Singh, K. J., Thind, K. S. Gamma - ray attenuation Coefficients in some borate glasses at 662 keV, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B, 114 (3-4), 217-20, (1996).
Khater, A. E. M. and Ebaid, Y. Y. A simplified gamma-ray self-attenuation correction in bulk samples, Appl. Rad. and Isotop., 66, 407-13, (2008).
Kirko, V. I. New composite materials for radiation protection, J. of Mat. of Proces. Tech., 181, 222-24, (2007).
Korkut,T., Korkut,H., Karabulut,A., Budak,G., A new radiation shielding material: Amethyst ore, Annals of Nuclear Energy, Volume 38, Issue 1 (2011)
Korkut,T. and Korkut,H., FLUKA Simulations of DPA in 6H–SiC Reactor Blanket Material Induced by Different Radiation Fields Frequently Mentioned in Literature, Journal of Fusion Energy, Article in Press, Doi: 10.1007/s10894- 012-9525-5 (2012)
Korkut,T., Karabulut,A., Budak,G., Aygün B., Gencel O., Hançerlioğulları A., Investigation of neutron shielding properties depending on number of boron atoms for colemanite, ulexite and tincal ores by experiments and FLUKA Monte Carlo simulations, Applied Radiation and Isotopes, Volume 70, Issue 1 (2010)
Lorch, E. A., Int. J. Appl. Rad. Isotop., 24, 585, (1973).
Midgley, S., Angular width of a narrow beams for X-ray linear attenuation coefficient measurements, Rad. Phys. and Chem., 75, 945-53, (2006).
Mollah, A. S., Ahmad, G. U., Husain, S. R., Measurements of neutron shielding properties of heavy concretes using a Cf-252 source, Nucl. En. and Des., 135 (3), 321-25, (1992).
NUKEM Market Report, A 'Proliferation-Proof' Reactor, NUKEM Nuclear Technologies (1997).
Oberhofer, M. Advances in Radiation Protection, Kluwer Academic Publisher (1991). Okuno, K. Neutron shielding material based on colemanite and epoxy resin, Rad.
Protec. Dos., 115(1-4), 258-61, (2005).
Onur, S. Gama Radyasyonu Zırhlanması Amacıyla Farklı Betonların Değerlendirilmesi. Yüksek Lisans Tezi. İTÜ Nükleer Enerji Enstitüsü (2002).
Peralta, L. Monte Carlo simulation of neutron thermalization in matter’’ Eur. J. Phys. 23, 307–314 (2002).
Polivka, M. and Davis, H. S. The shielding ability of concrete, ASTM STP 169B, 26, 420-434 (1979).
Price, B. T., Horton O. O, Spinney K. T., Radiation shielding, Perqamon Press, London- New York (1957).
Rockwell, T. Reactor shielding design manual, (1. press), D. Van Nostrand Company, Inc., Princeton, New Jersey, (1956).
Sanz, R. B. , Villafane, R. M., İniguez, M. P. , Bayo, T. , Vega, H. R. , 2001. Determination of Neutron Dose to Patients From a18 MeV Lınac. 5as Jornadas de Investigación Universidad Autónoma de Zacatecas Trabajo: CB/UFIS-(07/039) 1–8.
Sawkey D., Constantin M., Svatos, M., Comparison of electron scattering algorithms in Geant4, Physics in Medicine and Biology, Volume 57, Number 11 (2012)
Shera, E. B. and Hafemeister D. W., Phys. Rev. 150, 894, (1966).
Sidhu, G. S., Singh K., Singh P. S. and Mudahar G. S., Effect of collimator size and absorber thickness on gamma ray attenuation measurements, Rad. Phys. and Chem., 56, 535-537 (1999).
Singh, C., Singh T., Kumar A., Mudahar G. S., Energy and chemical composition dependence of mass attenuation coefficients of building materials. Ann. of Nucl. En. 31, 1199-1205, (2004a).
Singh, H., Singh K., Gerward L., Singh K., Sahota, H. S. and Nathuram R., ZnO-PbO- B2O3 glasses as gamma-ray shielding materials, Nucl. Inst. and Met. in Phys.
Res. B., 207, 257-262, (2003a).
Singh, H., Singh K., Sharma G., Gerward L., Nathuram R., Lark B. S., Sahota H. S. and Khanna A., Barium and calcium borate glasses as shielding materials for x- rays and gamma-rays, Phys. and Chem. of Glass., 44(1), 5-8, (2003b).
Singh, K., Singh H., Sharma G., Gerward L., Khanna A., Kumar R., Nathuram R., Sahota, H. S., Gamma - ray shielding properties of CaO-SrO-B2O3
glasses. Rad. Phys. and Chem., 72, 225-228, (2005b).
Singh, N., Aulakh H. S., Allawadhi K. L. and Sood, B. S., J. Phys. 33, 505- 511, (1989). Singh, N., Singh K. J., Singh K. and Singh H., Comparative study of lead borate and
bismuth lead borate glass systems as gamma-radiation shielding materials, Nucl. Inst. and Meth. in Phys. Res. B., 225, 305-309 (2004b).
Singh, N., Singh R., Singh K. J. and Singh K., Gamma - ray properties of lead and bismuth borosilicate glasses, Glass Tech., 46(4), 311-314, (2005a).
Singh, N., Singh K. J., Singh K. and Singh H., Gamma - ray attenuation studies of PbO-BaO-B2O3 glass system, Rad. Meas., 41, 84-88, (2006).
Singh, S., Kumar A., Singh D., Singh K. J. and Mudahar G. S., Barium- borate-fly ash glasses: As radiation shielding materials, Nucl. Inst. and Meth. in Phys. Res. B., 140-146, (2008).
Şarer, B. Nükleer Fizik 2, Palme Yayıncılık, Ankara, Türkiye (2002).
Tuğrul, A.B., A New Approach for Calculating the Geometry Factor for Flow Measurements with Radioactive Tracers Kerntechnik, Vol.68, No.260, 638- 640 (1995).
Turgut, Ü., Şimşek, Ö., Büyükkasap, E., and Ertuğrul, M., X-ray attenuation measurements for photon energies 4,508-13,375 keV in Cu, Cr and their compounds and the validity of mixture rule, Analy. Chi. Acta., 515, 349-352 (2004).
Turgut, Ü., Büyükkasap, E., Şimşek, O., Ertuğrul, M. X-ray attenuation coefficients of Fe compounds in the K-edge region at different energies and the validity of mixture rule, J. of Quan. Spec. and Rad. Trans., 92, 143-151, (2005).
Topçu, İ. B., Beton teknolojisi, Eskişehir, sayfa 319-334, (2006).
Tümer, Aykut- Zararsız, Sema- Tanrıkut, Ali, Dr., Türkiye’nin Nadir Toprak Elementleri-Toryum Kompleks Cevheri İle İlgili Yapılmış Olan Çalışmalar Ve İleriye Yönelik Öneriler, Türkiye Atom Enerjisi Kurumu.
Wikipedia, the free encyclopedia, http://en.wikipedia.org/wiki/
Yarar, Y., Türk Kolemanitlerinin nötronlara karşı taşınabilir beton zırhlama bloklarında kullanımı, (Yüksek Lisans Tezi), İ.T.Ü., Nükleer Enerji Enstitüsü,
(1987).
Yarar, Y., Kolemanitli Betonların Nötron Zırhlanma Etkinliğinin ve aktivitesinin incelemesi, (Doktora Tezi), İ.T.Ü., Nükleer Enerji Enstitüsü (1994).
Yarar, Y. and Bayülken, A., Investigation of neutron shielding efficiency and radioactivity of concrete shields containing colemanite, J. of Nucl.Mat., 212- 215, 1720–1720 (1994).
Yousif Ali M, El-Megrab AM, Jonah SA, Daw May Su, Varadi M, Csikai J Investigations of neutron fields used in elemental analysis of bulk samples. Nucl Geophys 9(3):203–217 (1995).
Zazula, J. M. and Tesch, K., Analysis of the transverse shielding problem at proton accelerators using a hadronic cascade code with low energy particle modules, Nucl. Inst. and Meth. in Phys. Res., 279-294 (1990).
http://www.fluka.org
http://www.taek.gov.tr/index/html http://www.ship.gr/gems/crystal.htm http://www.mindat.org/photo-410603.html http://www.mindat.org/photo-154934.html
http://webmineral.com/specimens/picshow.php?id=1353&target=Algodonite http://webmineral.com/specimens/picshow.php?id=2810&target=Allabogdanite http://webmineral.com/specimens/picshow.php?id=3149&target=Andreyivanovite http://webmineral.com/specimens/picshow.php?id=2855&target=Anduoite http://webmineral.com/specimens/picshow.php?id=3909&target=Argutite http://webmineral.com/specimens/picshow.php?id=1515&target=Arsenopalladinite http://www.rstp.uwaterloo.ca/manual/radiation/types/neutron_production.htm
ÖZGEÇMİŞ
1981 yılında Burdur’da doğdu. İlk, orta ve lise öğrenimini sırasıyla Burdur Tefenni Namık Kemal İlköğretim Okulu, Isparta Sütçüler Ortaokulu ve Konya Merkez Veteriner Sağlık Meslek Lisesi’nde tamamladı. 1998-2003 yılları arasında lisansla birleştirilmiş tezsiz yüksek lisans eğitimini Marmara Üniversitesi Atatürk Eğitim Fakültesi Fizik