Radyolojik güvenlik amaçlı kullanım için NAI(TI) dedektörlü gama spektroskopi tekniğinin yerinde taramayla radyoizotop tanımlanması ve doz hızı ölçümlerine uygulanabilirliğinin incelenmesi
Abstract
Günümüzde, Nükleer Düzenleme Otoriteleri lisansı haricinde kontrolsüz kalmış veya sahipsiz (orphan) tüm radyoaktif maddelerin/kaynakların (Material Out of Regulatory Control-MORC) tüm Dünya'da radyolojik tehdit kaynağı oluşturduğu bilinen bir gerçektir. Pratikte, MORC malzemelerin kötü niyetli kişilerin, suçluların veya teröristlerin eline geçmesi her zaman toplum sağlığı açısından kötü niyetli eylemlerde (malicious acts) olasıdır. Ayrıca, nükleer ve/veya radyoaktif malzemelerin yetkisiz kişilerce tesisten çıkarılması, çalınması, satılması, bir yerden başka yere taşınması veya transferiyle yasadışı ticareti her zaman karşılaşılabilen nükleer emniyet hadiseleridir. Ancak bu ve benzeri çalıntı radyoaktif kaynakların yayınladığı iyonlaştırıcı radyasyonun görsel tespitinin mümkün olmadığı dikkate alınırsa, topluma getirdiği radyolojik güvenlik risklerinin tahmin edilebilmesi ve bu bağlamda ön alıcı tedbirlerin alınabilmesi için yerinde taramayla, çevresel izleme yapılması bir gerekliliktir. Dolayısıyla, bu tür kaynakların tespitinde, yerinde (in-situ) yapılacak taramayla ve spektroskopik ölçümlerle çevresel doz hızı izlemenin ve olası radyoizotopların tanımlanmasının hızlı ve doğru bir biçimde yapılması önemlidir. Bu tez çalışmasında; dedeksiyon verimi yüksek, elde taşınabilir, sıcaklıkla kazanç kayması engellenen yeni bir teknolojik özelliğe sahip 5,08cmx5,08cm NaI(Tl) sintilasyon dedektörü (Intelligent Gamma NDI 65/50) yardımıyla laboratuvarda ve sahada(in-situ) havada, toprak altında (5cm) veya adi beton (6cm) arasında spektroskopik ölçümler yapılmıştır. Aynı zamanda, bir G-M sayacı kullanılarak havada doz hızı(µSv/h) ölçülerek, ortam doz hızının belirlenmesinde NaI(Tl) spektral dağılımı arasında bir koreleasyon (bağıntı) araştırılmıştır. Tezde, düşük enerji ayırma güçlü silindirik NaI(Tl) kristalli taşınabilir dedektörün, gama spektroskopi tekniğine dayalı, sahada taramayla radyoizotop tanımlama kabiliyetinin incelenmesi için 137Cs, 57Co, 54Mn, 60Co, 133Ba nokta kaynaklarla ölçümler yapılmıştır. Bu kaynaklara ait farklı ölçüm parametrelerinde spektrumlar elde edilmiş ve spektrum analizleri yapılarak radyoizotop tanımlama işlemindeki basit bir algoritma çalışılmıştır. Ölçüm parametrelerinin (ölçüm süresi, ölçüm mesafesi, sayım hızı, soğurucu malzeme) bu algoritmanın performansını nasıl etkilediği değerlendirilmiştir. Tezde elde edilen bulgular, 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 (2017-2022)" UAEA Koordineli Araştırma Projesi (CRP) tarafından desteklenmiştir.
