Geri Dön

İzotropik nötron alanında ışınlanan sonlu silindir numune geometrisi için numune miktarı ile termal nötron öz soğurma faktörünün ilişkisi

The relationship of sample mass to thermal neutron self shielding factor for a finite cylinder sample geometry irradiated in an isotropic neutron field

PDF İndir

  1. Tez No: 125946
  2. Yazar: MUSTAFA GÜRAY BUDAK
  3. Danışmanlar: DOÇ. DR. HALUK YÜCEL
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Termal nötron, öz-soğurma, düzeltme faktörü, nötron aktivasyonu, indiyum, izotropik nötron. alanı, Nötron, Nötron aktivasyon analizi, Öz soğurma, Thermal neutron, self-shielding, correction factor, neutron activation, indium, isotropic neutron field, Neutron, Neutron activation analysis, Self shielding
  7. Yıl: 2002
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Gazi Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.

Özet

İZOTROPİK NÖTRON ALANINDA IŞINLANAN SONLU SİLİNDİR NUMUNE GEOMETRİSİ İÇİN NUMUNE MİKTARI İLE TERMAL NÖTRON ÖZ SOĞURMA FAKTÖRÜNÜN İLİŞKİSİ (YÜKSEK LİSANS TEZİ) Mustafa Güray BUDAK GAZİ ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ AĞUSTOS 2002 ÖZET Termal nötron öz-soğurma etkisi, yüksek nötron soğurma tesir kesitli elementlerin nisbeten büyük miktarlardaki numunelerinin nötronlarla bombardımanı sırasında, ihmal edilemez derecedeki değerlere ulaşabilir. Bu nedenle, nötron aktivasyon analizlerinde doğru sonuçlar elde etmek için nötron öz-soğurma etkileri elimine edilmeli veya düzeltilmelidir. Termal ve epitermal nötronlar için öz-soğurma düzeltme faktörleri, çeşitli fiziksel ve nükleer değişkenlere bağlı olduğundan, gerek izotropik (yönden bağımsız) gerekse paralel demet halindeki nötron alanlarında ışınlanan dilim, küre, silindir gibi farklı geometrideki numuneler incelenirken uygun yaklaşımlar kullanılarak hesaplanmalıdır. Bu tezde, izotropik bir nötron alanında ışınlanan, sonlu silindir numune geometrisinde ve 0,2 ile 2,2 gram arasında değişen miktarlarda hazırlanan çok küçük taneli indiyum oksit için termal nötron öz-soğurma etkileri aktivasyon metodu ile incelenmiştir. 1 mm kalınlığındaki silindirik Cd kılıf içinde ve kadmiyum kılıf olmadan, çıplak olarak ışınlanan numuneler için İndiyum'un aktiviteleri yüksek saflıktaki germanyum (Ge) dedektörle ölçülmüştür. Ölçülen özgül aktivitelerden, izotropik nötron alanında ışınlanan sonlu silindir geometrisindeki numune için, ışınlanan numune miktarı ile termal nötron öz-soğurma faktörü arasında bir bağıntı önerilmiştir. Belirli bir boyuttaki sonlu silindirde, numune kütlesi ile ilişkilendirilen bu bağıntı deneysel sonuçlarla uyumludur. Teklif edilen bağıntı, izotropik nötron alanında ışınlanacak aynı numune geometrisi için, farklı soğurma tesir kesitine sahip çeşitli maddelere de uygulanabilir. Bilim Kodu : 404.04.01

Özet (Çeviri)

THE RELATIONSHIP OF SAMPLE MASS TO THERMAL NEUTRON SELF SHIELDING FACTOR FOR A FINITE CYLINDER SAMPLE GEOMETRY IRRADIATED IN AN ISOTROPIC NEUTRON FIELD ( M. Sc. Thesis) Mustafa Güray BUDAK GAZİ UNIVERSITY INSTITUTE OF SCD2NCE AND TECHNOLOGY AUGUST 2002 ABSTRACT The neutron self-shielding of samples against thermal neutrons may occur substantially during neutron irradiations of relatively large amounts of elements with very high neutron absorption cross sections. Therefore, the use of neutron activation analysis to obtain accurate analytical results requires that neutron self-shielding effects be eliminated or corrected. Since the self-shielding correction factors for thermal and epithermal neutrons depend on various physical and nuclear parameters; they must be calculated for different sample geometries such as slab, sphere, cylinder etc. in both isotropic and beam neutron fields, using suitable models. An experimental study of thermal neutron self-shielding of the finely grained indium oxides ranging in large amounts from 0,2 to 2,2 g for a finite cylinder sample geometry in an isotropic neutron field has been made by activation technique. The induced specific activities of indium with a 1 mm-thick Cd shield case and without Cd were measured in a high pure Ge detector. From the measured results, a relationship between sample mass and thermal neutron self-shieldind factor for a finite cylinder geometry of sample for the case of isotropic neutron field is proposed. The obtained empirical relationship is in good agreement with the experimental results. The relationship, which depends on the sample mass and the macroscopic total cross section in a given size of a finite cylinder, is also applicable for various materials with different absorption cross sections for the same sample geometry for the case of isotropic neutron irradiation. Science code : 404.04.01

Benzer Tezler

  1. Tez No

    133447

    71Ga, 74As, 133Cs, 139La, 148Nd, 164Dy, 165Ho ve 186W izotoplarının (n,y) tepkimeleri için termal nötron ve rezonans integral tesir kesitlerinin 55Mn monitörü kullanılarak ölçülmesi

    Measurement of thermal neutron and resonance integral cross sections of (n,y) reactions for 71Ga, 74As, 133Cs, 139La, 148Nd, 164Dy, 165Ho and 186W isotopes using single monitor 55Mn

    MUSTAFA KARADAĞ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2003

    Fizik ve Fizik MühendisliğiGazi Üniversitesi

    Fizik Eğitimi Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. HALUK YÜCEL

  2. Tez No

    76665

    İzotropik ve anizotropik saçılma için FN ve yeni geliştirilen bir yöntemle uygulamalar

    Applications with a new approach and with the FN method for isotropic and anisotropic scattering

    AYŞE KAŞKAŞ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    1998

    Fizik ve Fizik MühendisliğiAnkara Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. CEVDET TEZCAN

  3. Tez No

    133167

    CN yöntemi, yeni yaklaşım yönteminin izotropik saçılmalı yarı uzay Albedo problemine uygulanması

    CN method, the new approach method the application to the isotropic scattered half-space Albedo problem

    ÖZKAN KESİCİ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2003

    Fizik ve Fizik MühendisliğiAnkara Üniversitesi

    Fizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. FATMA ERDOĞAN

  4. Tez No

    180007

    Tek boyutlu dilim geometride nötron transport denkleminin TN yaklaşımı ile çözümü

    Solution of the neutron transport equation with TN approximation in one dimensional slab geometry

    MEHMET ÇETİN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2006

    Fizik ve Fizik MühendisliğiKahramanmaraş Sütçü İmam Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    DOÇ.DR. FİKRET ANLI

  5. Tez No

    150026

    Nötron transport teorisinde Hn yöntemi ve Milne problemine uygulanması

    The Hn method in neutron transport theory and application to the Milne problem

    YEŞİM AKGÜN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2004

    Fizik ve Fizik MühendisliğiAnkara Üniversitesi

    Fizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF.DR. FATMA ERDOĞAN

Geri Dön