Adı Soyadı: No: 4 Ocak 2018 İmza: Soru 1 (20) 2 (20) 3 (30) 4 (30) Toplam Puan

Adı Soyadı:

No: 4 Ocak 2018

İmza:

Soru 1 (20) 2 (20) 3 (30) 4 (30) Toplam Puan

101537 Radyasyon Fiziği Final Sınavı

Soru 1) 0,1 gram tabii rutheryum bir araştırma reaktöründe reaktör çekirdeği yüzeyinde 1013 _{nötron 1cm}2_/sn lik bir akıya 4 dakika maruz bırakılmıştır.eğer tabii rutheryumdaki Ru104 _{un %18,6 ve bunun temel nötronlar} için tesir kesiti 0,7 barn ise bu süre sonunda meydana gelen Ru105 _{in toplam miktarı ne kadar olur?maruz} kalma süresince Ru105 _{in bozunmasını ihmal ediniz.Bunu yapmakla yapılan yüzde hata ne kadardır? (20)}

Soru 2) Monte Carlo Yöntemini ve bu yöntemi kullanarak bir madde üzerine gelen fotonların madde içersindeki Ortalama serbest yol uzunlukları ile etkileşme türlerini nasıl örnekleyeceğimizi bir örnek vererek anlatınız. (20)

Soru 3)

a) Termolüminesans Nedir? Dozimetri olarak kullanılan LiF (TLD-100) kıristalinin başlıca özelliklerini ve bir noktadaki radyasyonu ölçmek istediğinizde yapmanız gerekenleri sırası ile anlatınız. (15)

b) Beş tane TLD kalibre edilmek amacıyla 200 mR de ışınlanıyor ve TLD cihazında okunduğunda tablo1 deki değerler bulunuyor. Daha sonra su maddesi içersinde bir noktadaki dozun ölçümünde kullanılan aynı TLD lerden tablo 2 deki sonuçlar elde ediliyor. Suyun içersindeki dozu ölçülmek istenen noktanın Rad cinsinden değeri nedir. (Su için f = 0.888 ) (15)

Tablo 1 1 2 3 4 5 117.5 nc 120.2 nc 118.8 nc 122.3 nc 119.1 nc Tablo 2 1 2 3 4 5 300.0 nc 307.6 nc 303.1 nc 296.7 nc 302.3 nc

Soru 4: 1 metre mesafede 0.130 Gy/s doz hızına sahip 137_{Cs ile ışınlama yapan bir araştırmacı ışınlamadan}

sonra numuneyi almak için giderken dalgınlıkla kaynağı açık unutuyor ve ışınlama mesafesinde kısa bir süre bekliyor. Daha sonra güvenli bölgeye gittiğinde kaynağı açık unuttuğunun farkına varıyor ve hemen kaynağı kapatıyor. Ayrıca bu sırada aylık düzenli olarak yakasında taşıdığı TLD dozimetresinin de kaza sırasında yanında olmadığını fark ediyor.

a) Çalışanın kaza sırasında maruz kaldığı dozun hesaplanabilmesi için yapılabilecek yaklaşımları kısaca anlatınız.

(10)

b) Aşağıda verilen bilgileri kullanarak kazanın gerçekleştiği zamana kadarki maruz kaldığı dozu yaklaşık olarak

hesaplayınız. (10)

c) Aşağıda verilen bilgileri kullanarak çalışanın kaynağı açık unuttuğu süreyi yaklaşık olarak hesaplayınız. (10)

Görevlinin, doz kalibrasyonu için TLDsini ve radyoaktif kaynağın 1 metre mesafede karşısındaki duvardan elde ettiği kuvars minerali numunesini inceleyerek bulduğu sonuçlar ve doz cevap grafiği aşağıda tablo1 ve

şekil1 gösterilmektedir. Üzerinde taşımadığı ve daha sonradan ölçtüğü TLD dozimetresinden ve kuvars

mineralinden okuduğu toplam sayım sonucunu sırasıyla 0.7x106 _{nC ve 4x10}4 _{nC olarak gözlemiştir.} Not:

-Doz kalibrasyonu aynı radyoaktif kaynak ile aynı mesafede yapmıştır.

-Doğal radyasyon katkısı, saçılan radyasyon dozu ve TL sinyallerindeki olası sönümlenmeler ihmal edilecektir.

Tablo1: Okuma sonuçları Şekil1: TLD Doz-cevap grafiği

Başarılar Prof. Dr. Niyazi MERİÇ

Işınlama Süresi (s) TL şiddeti (nC) TLD Kuvars 0.5 5x105 _5x105 1 1.1x106 _{1.2 x10}4 1.5 1.5x106 _1.6x104 2 2.1x106 _2.3x104 2.5 2.5x106 _{2.8 x10}4 3 3.0x106 _3.3x104 3.5 3.4x106 _3.8x104 4 4.1x106 _4.2x104 5 4.9x106 _5.3x104 (a) TLD kristali (b) Kuvars minerali y = 976452x + 71290 R² = 0.99 0.0E+00 1.0E+06 2.0E+06 3.0E+06 4.0E+06 5.0E+06 6.0E+06 0 1 2 3 4 5 6 TL şi dd et i ( nC ) Işınlama Süresi (s) y = 10487x + 977 R² = 0.99 0.0E+00 1.0E+04 2.0E+04 3.0E+04 4.0E+04 5.0E+04 6.0E+04 0 1 2 3 4 5 6 TL ş id de ti (n C) Işınlama Süresi (s)

Cevaplar

Soru 1) 0,1 gram tabii rutheryum bir araştırma reaktöründe reaktör çekirdeği yüzeyinde 1013 _{nötron 1cm}2_/sn lik bir akıya 4 dakika maruz bırakılmıştır.eğer tabii rutheryumdaki Ru104 _{un %18,6 ve bunun temel nötronlar} için tesir kesiti 0,7 barn ise bu süre sonunda meydana gelen Ru105 _{in toplam miktarı ne kadar olur? maruz} kalma süresince Ru105 _{in bozunmasını ihmal ediniz. Bunu yapmakla yapılan yüzde hata ne kadardır? (20)}

0,1 gram tabii rutheryum bir araştırma reaktöründe reaktör çekirdeği yüzeyinde 1013 _{nötron 1 cm}2_{/sn lik} bir akıya 4 dakika maruz bırakılmıştır.eğer tabii rutheryumdaki Ru104 _{un %18,6 ve bunun temel nötronlar} için tesir kesiti 0,7 born ise bu süre sonunda meydana gelen Ru105 _{in toplam miktarı ne kadar olur? maruz} kalma süresince Ru105 _{in bozunmasını ihmal ediniz.Bunu yapmakla yapılan yüzde hata ne kadardır?}

105 30 105 5 , 4 105 1 0 104 44Ru n Ru Rh Pd saat saat          _ _ Ru:Rutheryum Rh:Rhodium Pd:Poltadium RH=Nσϕ= dt dN_t Nt = Nσϕt 804 6,02×1023 0,1×0,86 N Nt= 104 186 , 0 . 1 , 0 . 10 . 02 , 6 23 60 4 . 10 10 7 , 0 104 186 , 0 . 10 02 , 6 24 13 22       Nt

Nt=1,81 ×1011 aktif Ru105 atomunun aktivitesi

A=Nλ=1,81×1011 60 60 5 , 4 693 , 0   A=7,7×106 _{parçacık/saniye}

Nt= (1 e t) N    _  A=7,74×106 _{parçacık/saniye} Yapılan hata=  0,005 7 , 7 7 , 7 74 , 7 %0,5 Cevap 2

Monte Carlo yöntemi, istatistiksel ve matematiksel teknikler kullanarak bir deneyi veya çözülmesi istenen fiziksel bir olayı rastgele değişkenler kullanarak bilgisayar ortamında taklit edilmesine dayan bir yöntemdir. Örnek,

5 cm su içerisindeki su maddesi üzerine gelen 90 keV enerjili fotonlar için Monte Carlo yöntemi ile su maddesini geçen foton sayısı örneklendirilebilir.

Fotoelektrik =0.0042 (1/cm) Compton =0.1661 (1/cm) Rayleigh =0.0068 (1/cm) T = 0.1770 (1/cm) Şiddet değeri, 4 e 0.1770 5 10 e x μT I I₀      1 Foton için,

q

0.3194

q

0.6617

q

0.7653

Elde edilen sonuçlara göre ortalama serbest yol değeri 5’den küçük olan etkileşme türü Compton olayı olduğu için gerçekleşen etkileşme türü Compton olayıdır.

61 . 1 ) ln( ) ln( 72 . 60 ) ln( ) ln( 7 . 271 ) ln( ) ln(

1661

.

0

7653

.

0

0068

.

0

6617

.

0

0042

.

0

3194

.

0







q

x

q

x

q

x

Cevap 3

a) Termolüminesans olayı, daha önceden iyonize radyasyona maruz kalmış yarı iletken veya yalıtkan malzemenin ısı ile uyarılması sonucu açığa çıkan bir lüminesans olgusudur. Öncelikle valans bandından uyarılan elektron iletkenlik bandına geçer. Valans bandına geri dönmek isteyen elektron malzeme içerisindeki kusurlar sayesinde elektron tuzaklarında tuzaklanır. Ayrıca valans bandındaki boş kalan deşik (hol) difüzyon aracılığı ile lüminesans (yeniden birleşme) merkezlerinde tuzaklanırlar. Dışarıdan ısı ile uyarılan tuzaklanmış elektronlar belirli bir olasılıkla iletim bandı aracılığı ile lüminesans (yeniden birleşme) merkezlerindeki deşikler (holler) ile yeniden birleşmesi sonucu lüminesans yayımlanır (Bos 2007, Şekil 1 ). Bu olay termolüminesans olarak adlandırılır(Şekil 1).

Şekil 1. Lüminesans olayının şematize edilmiş hali (Bos 2007)

LiF: Mg, Ti (TLD-100) genel özellikleri  Yüksek lüminesans verimine sahiptir.

 Doku eşdeğeri kabul edilir (Zetkin=8.12)

 Geniş bir aralık boyunca lineer doz cevap aralığına sahiptir (10 µGy mertebesinden 1 Gy’e kadar)

 İyi bir tekrarlanabilirliğe özelliğe sahiptir.

 Zamanla sönüm ihmal edilebilir düzeydedir ( Dozimetrik pik için % 5/ yıl ) .

 400 nm civarında ışıma spektrumuna sahiptir.

 İklim ve çevresel değişikliklerine karşı dayanıklıdır.

 Ucuz, üretimi ve temini kolaydır.

 Zehirli (Toksin) değildir.

Yukarıda bahsedilen özellikleri sayesinde LiF: Mg, Ti (TLD-100) dozimetreler bireysel dozimetre ve medikal alanda (radyoterapi, radyoloji) maruz kalınan doz değerlerini belirlemede yaygın olarak kullanılmaktadır.

Dozimetreler ile doz değerlendirme aşamaları

1) Tavlama İşlemi; Bir önceki ışınlama işlemi ya da çevreden soğurulan artık dozların silinmesi amacı ile daha önceden belirlenen uygun sıcaklıklarda dozimetrelere tavlama işlemi uygulanır.

2) Kalibrasyon işlemi; Dozimetreler için ECC ve RCF faktörleri belirlenir. Böylelikle bu faktör aracılığı ile dozimetrelerden elde edilen sayım değerlerinin doz birimine dönüştürülmesi sağlanır.

4) Ön ısıtma işlemi; Elde edilen ışıma eğrilerindeki kararsız piklerin silinmesi amacıyla yapılır.

5) Okuma; Dozimetrelerden sayım değerlerinin elde edilmesi ve 2. kısımda elde edilen ECC ve RCF faktörleri ile okunan değerler soğurulan doz birimine çevrilir.

6) İstatistik; Bir ölçüm noktasında birden fazla dozimetre kullanarak yapılan değerlendirme sonucunda olası hataların ölçüm sonucuna dahil edilmesi

b) Soruda verilen Tablo 1’deki 5 dozimetre aracılığı ile öncelikle her bir dozimetre için ECC katsayıları Eşitlik 1 aracılığı ile hesaplanır:

𝐸𝐶𝐶_𝑖 = 𝑂𝑟𝑡. 𝑇𝐿𝐷 𝑆𝑎𝑦𝚤𝑚

𝑇𝐿𝐷𝑖 (i= dozimetre sayısı) (1) Elde edilen ECC değerleri Tablo 3 de verilmiştir.

Tablo 3

1 2 3 4 5

1.018 0.995 1.007 0.978 1.004

Daha sonra 5 TLD için geçerli olan RCF katsayısı Eşitlik 2 aracılığı ile hesaplanır: 𝑅𝐶𝐹 =𝑂𝑟𝑡. 𝑇𝐿𝐷 𝑆𝑎𝑦𝚤𝑚

𝐾𝑎𝑙𝑖𝑏.𝐷𝑜𝑧𝑢 =

119.58 𝑛𝐶

200 𝑚𝑅 = 0.598 𝑛𝐶/𝑚𝑅 (2)

Bulunan ECC ve RCF katsayılarını Tablo 3 deki her bir dozimetreden elde edilen doz değerleri Eşitlik 3’de kullanılarak doz değerleri hesaplanır:

𝐷𝑜𝑧_𝑖 =𝐸𝐶𝐶𝑖 ×𝑇𝐿𝐷𝑖

𝑅𝐶𝐹 (3)

Buna göre her bir dozimetre için elde edilen havadaki doz değerleri mR cinsinden Tablo 4 deki gibidir.

Tablo 4

1 2 3 4 5

510.6 511.8 510.3 485.2 507.6

Bu doz değerleri aracılığı ile su maddesi içerisindeki noktanın almış olduğu dozun hesaplanabilmesi için f faktörü ( 0.888) ile çarpılması sonucu su maddesi içerisindeki doza geçiş yapılır (Eşitlik 4).

Tablo 5

Böylece su içerisindeki doz değerleri mRad cinsinden elde edilmiş olur. Tablo 5’de her bir dozimetreden elde edilen değerler verilmiştir. Buna göre bir noktadaki doz değeri 5 TLD’nin ortalaması ve standart sapması hesaplanarak bulunur.

Doz= 448. 5 ±10 mRad = 0.45 ± 0.1 Rad

Cevap 4

a) Dozimetrenin olmadığı durumlarda, kaza dozunun ölçülebilmesi için geçmişe yönelik dozimetri çalışması yapılması gerekir: Fiziksel veya biyolojik yöntemlerdir. En yaygın fiziksel ölçüm teknikleri; TL, OSL, ESR teknikleridir. Bu kapsamda maruz kalınan kaza dozu, çevrede yaygın olarak bulunan ve dozimetrik özellikler gösteren malzemeler (tuğla, kiremit, seramik, diş, tırnak, korozyon, sediment vb.) aracılığı ile yaklaşık olarak tahmin edilir. Bu teknikler aracılığı ile hesaplanan toplam soğurulan doz, doğal doz değerinden çıkarılarak kaza dozu hesaplanır.

b) Soruda verilen bilgilere, ihmallere ve kabullere göre Tablo 1 deki değerlere göre çizilen Şekil 1 deki doz cevap grafiklerinin aracılığı ile kazanın gerçekleştiği zamana kadar maruz kalınan doz değeri TLD aracılığı ile hesaplanır: Buna göre değerler grafikteki denklemde (Şekil1a) yerine yazılırsa:

x= (0.7× 106_{-71290)/976452= 0.64}

olarak bulunur. Bu değer grafiğin x ekseninde olduğu için süre (s) mertebesindedir. Kaynağın doz hızı ile çarpılırsa maruz kalınana doz hesaplanabilir.

TLD Dozu= 0.64 s x 0.130 Gy/s = 0.08 Gy

olarak hesaplanır. Bu değer yaklaşık olarak TLD dozimetresinden ölçülen dozu vermektedir.

c) Kaynağın açık kaldığı kaza süresi, kuvars ve TLD dozimetrelerindeki dozun birlikte değerlendirilmesiyle hesaplanabilir. Kuvars mineralinden okunan doz değerinden TLD üzerindeki doz değerinin çıkarılarak hesap yapılabilir. Bu amaçla önce ikinci grafikteki (Şekil1 b) denklemi kullanarak kuvars minerali üzerinde biriken toplam doz tahmin edilir.

X=4× 104_{-977/10487= 3.72}

olarak bulunur ve bu değer grafiğin x eksenindeki süre (s) mertebesindedir. Kaynağın doz hızı ile çarpılırsa: Kuvars Dozu= 3.72 s x 0.130 Gy/s = 0.48 Gy

Kuvars mineralinde biriken toplam doz= Kuvars Dozu - TLD Dozu =0.48 Gy - 0.8 Gy = 0.40 Gy Kaza Dozu Süresi kaynağın doz hızı bilgisi kullanılarak hesaplanabilir.

Kaynağın açık kaldığı süre (s) = 0.40 Gy / 0.13 Gy/s = 3.08 s’dir.

Not: Bu hesaplar yaklaşık bir hesaptır. Gerçek doz bilgisi için ileri teknikler kullanılarak doz hesapları yapılmalıdır.

1 2 3 4 5