U7. F. Demir, Radyasyon Güvenliği için Ağır Betonlar, Ulusal Nükleer Veya Radyolojik Kaza ve Tehlike Durumu Yönetimi Sempozyumu, 68, GATA, Ankara,

Transkript

1 1 U7. F. Demir, Radyasyon Güvenliği için Ağır Betonlar, Ulusal Nükleer Veya Radyolojik Kaza ve Tehlike Durumu Yönetimi Sempozyumu, 68, GATA, Ankara, 2008.

2 2

3 3 1. GİRİŞ Radyoaktif ışınlar ve parçacıklar vücuda zarar verdikleri için kanserojen etki gösterirler. Bilindiği gibi nötron parçacığı, X- ve γ-ışınları radyasyon türleri madde içerisinde ilerleyebilme kabiliyetine sahiptirler. Ayrıca madde ile atomik ve çekirdek seviyesinde reaksiyona girebilirler. Bu sebeple bu radyoaktif parçacık ve ışınların bir şekilde madde içerisinde durdurulması gerekir. X- ve γ-ışınları yoğunlukları yüksek malzemelerle durdurulabilirken, nötronlar ise hafif elementlerle durdurulabilirler. Radyoaktif ışın ve parçacıkların dışarıya çıkışını engellemek için genelde kullanılan kurşun tabakaların nötronları yakalama kapasiteleri zayıftır. Yani, nötronları hafif element içeren atomlar yönünden zengin olan ortamlar daha iyi durdurabildiklerinden dolayı bu elementleri yoğun olan betonlar bu açıdan önemlidir. Fizik bilimi açısından radyasyon soğurganlığı iyi olan betonları radyasyon türlerinin davranışına göre incelemek gerekir. X- ve γ-ışınlarının zırhlanması esas alınıyorsa ağır betonlar kullanılmalıdır. Nötron parçacıklarının zırhlanması esas alınırsa ağır betonun kullanılmasına gerek yoktur. Ama genelde her ikisinin de zırhlanması hedeflenerek üretilen betonlar yine de ağır betonlar olmalıdır. Ancak tüm bunların yanında elde edilecek betonun inşaat bilimi açısından da geçerliliği olmalıdır. Literatürü bu parametreleri dikkate alarak incelemekte fayda vardır. Nötron parçacıkları, X- ve γ-ışınları soğurganlıkları bakımından yapılan ağır beton çalışmaları incelendiğinde, Türkiye de ve dünyada birçok çalışma yapılmıştır. Ülkemizde daha önce zırhlama malzemesi kolemanit cevheri kaba agrega olarak beton içerisine veya toz halinde çimentoya katılarak barit ve polimer malzemeleri ile birlikte kullanılmıştır (Gündüz 1980; Gündüz and Usanmaz 1986). Beton ile radyasyon zırhlama için Borst 1955 yılında ve Vanvor 2003 yılında Amerikan Patent Ofisi den patent almışlardır. Tschirf (1976) Avusturya da X- ve γ-ışınları ve nötron parçacıkları zırhlanması üzerine geleneksel ve ağır beton üzerinde araştırmalar yapmıştır. Akyüz (1977) çalışmasında, Anamur bölgesindeki barit agregalarını kullanarak farklı birim ağırlığa sahip ağır betonlar üretmiş, 60 Co radyoaktif kaynağı için lineer azaltma katsayısı ile beton yoğunluğu arasında ilişki kurmuştur. Kaplan ın 1989 yılında rapor ettiği çalışmasında birçok beton çeşidi için radyasyon tesir kesitlerini ölçmüş ve hesaplamıştır. Makarious et. al. (1996), yoğunluğu 3,5 t/m 3 olan betonun nötron ve γ- ışınlarına karşı zırhlamasını araştırmışlar, bu betonların nötron zırhlamasında çok etkili olduğunu ve γ- ışınlarını da azalttığını belirtmişlerdir. Abdo (2002) XCom programını kullanarak limonit ve baritli betonlarının zıhlama için kullanımlarında γ-ışını ve hızlı nötron parçacıkları için tesir kesit hesaplamaları yapmıştır. Abdo et al. (2002) barit agregalı betonun hem γ-ışını hem de nötron parçacık radyasyonun azaltma özelliklerini araştırmışlardır. Kılınçarslan (2004) ve Kaçar (2006) çalışmalarında, çeşitli yoğunluklarda ve farklı dayanımlarda barit agregalı betonlar üretmiş ve kontrol betonlarıyla mekanik özellikleri incelemişlerdir. Bu çalışmalarda geleneksel betona ne kadar barit katılırsa radyasyon soğurganlığının o

4 4 kadar iyi olduğunu gözlemlemiş ve baritli betonlar ile ilgili yarı kalınlık hesaplamaları yapmışlardır. Akkurt et al. (2005; 2006) beton tarafından γ-ışınlarının zırhlanmasını normal ve barit ağırlıklı agregaların farklı miktarlarını içeren betonlar için araştırdı ve 0,66 MeV, 1,25 MeV, 1,33 MeV foton enerjileri için lineer kütle azaltma katsayılarının 15 farklı beton türü için elde etmişlerdir. Demir ve Gürbüz (2006) kolemanit atıklardan elde edilen betonların 59,54 kev ve 80 kev lik γ-ışınları için radyasyon geçirgenliklerini ölçmüşlerdir. Yarar (1994) çalışmasında, nükleer güç reaktörlerinin biyolojik zırhlama betonlarında kolemanit kullanılması durumunda betonun nötron zırhlama etkinliğinin ve aktivitesinin ne şekilde değişeceğini teorik ve deneysel olarak araştırmıştır. Kolemanit betonlarının mukavemetini çok azalttığı için beton içerisindeki miktarı %10 u aşmamalıdır (Yarar 1987). Yarar ın (1994) bildirdiğine göre; nötron zırhlamasında en çok kullanılan zırh malzemeleri su, çeşitli betonlar, çelik, hidrojen içeren organik bileşikler veya hidritler, bor içeren metaller ve çeşitli tür plastiklerdir (Rockwell 1956; Price et al. 1957). Yarar ve Bayülken (1994), kolemanit içeren zırhlama betonlarının radyoaktifliklerini ve nötron zırhlama verimlerini araştırmışlardır. Betonların zırhlamaları üzerine hızlandırıcılarında kullanıldığı birçok çalışma mevcuttur. Whitehead (1964), 20 GeV lik protonların beton duvarlara çarpması ve saçılan radyasyon üzerine bir rapor yayımlamıştır. Dealmeid et al. (1974), bir betatron ve bir doğrusal hızlandırıcı (LINAC) için 25MV lik X-ışınlarının beton geçirgenliğini ve açısal dağılımını çalışmışlardır. Clark (1986), doğrusal elektron hızlandırıcıların (LINAC) özel boyutlarını belirleyerek ozon ve radyasyon zırhlama ile ilgili ağır betonlar üzerine çalışmalar yapmıştır. Kitis et al. (1993), CERN de 600 MeV lik enerjiye sahip siklotron zırhlamasında kullanılan barit agregalı ağır beton üzerine çalışma yapmışlardır. Radyasyon zırhlama için yapılan ağır beton çalışmalarından en önemlilerinden biri Amerika Birleşik Devletlerindeki Oak Ridge Ulusal Laboratuarında bulunan radyoaktifliği sona ermiş (Depleted) UO 2 üzerine yapılmıştır. Agrega olarak aktifliği sona ermiş UO 2 (DUAGG) kullanılarak ağır betonlar (DUCRETE) elde edilmiştir. Bunlar, belli bir kalınlıkta hem γ- ışınının hem de nötron parçacığının zırhlanması bakımından oldukça iyi betonlardır (Quapp 1999; Dole and Quapp 2002; Mattus and Role 2003; Ferrada et al. 2006; Ermichev et al. 2006; Haire and Lobach 2006). Bu çalışmada elde edilen ağır betonlar, nükleer santrallerin, sığınakların, hastanelerin radyoloji ve onkoloji servisi odalarının duvarlarının zırhlanması amacıyla üretilmişlerdir. X- ve -ışınlarını geçirmemesi için yoğunluğu yüksek olan barit cevheri ve nötron parçacıklarının durdurulması için ise bor kökenli kolemanit cevheri kullanılmıştır. 2. MATERYAL VE YÖNTEM Agrega ve beton deneyleri:

5 5 Üretilen betonlarda barit agregası Osmaniye Barit Maden Türk A.Ş den, kolemanit agregası Bigadiç Bor İşletmesi nden, geleneksel agrega Erzurum Hazır Beton Santrali nden alınarak kullanılmıştır. Agregaların boyutları 0-16 mm aralığında olup özelikleri tayin edilmiştir. Ankara SET çimento fabrikasının 2007 yılı Ocak ayında üretmiş olduğu Normal Portland Çimentosu (PÇ 42,5 R) kullanılmıştır. Çalışmada karışım suyu olarak sıcaklığı 18±2 o C olan Atatürk Üniversitesi içme suyu kullanılmıştır. Kimyasal katkı olarak BASF-YKS firmasından temin edilen Polikarbosilik eter esaslı, yüksek oranda su azaltıcı/yeni nesil süperakışkanlaştırıcı Glenium C 303 (yoğunluğu 1,02-1,06 kg/litre) kullanılmıştır. Su kürü aşamasında kirece doygun su ortamı için söndürülmüş torba kireç, numunelerin kalıplara yapışmasını önlemek için ince motor yağı, sertleşmiş numunelerin başlıklanması amacıyla da kükürt kullanılmıştır. Deneylerde, ELE firmasının ürettiği 60 dm 3 kapasiteli, 25 devir/dakika karıştırma hızına sahip, düşey eksenli laboratuar tipi betonyer, 0,25 mm, 0,5 mm, 1 mm, 2 mm, 4 mm, 8 mm ve 16 mm göz açıklıklı kare delikli tel elekler kullanılmıştır. Kullanılan çökme konisi, taban çapı 200 mm, üst çapı 100 mm ve yüksekliği 300 mm olan metalden yapılı kesik koni şeklinde bir alet olup alt kısmında oynamasını önlemek üzere iki adet basma kulaklığı mevcuttur. Numunelerin mm boyutlarında silindir PVC borulardan ve mm prizma demirden yapılan kalıplara konulup, sıkıştırılması işlemi sırasında 600 mm uzunluğunda, 16 mm çapında standart çelik şişleme çubuğu kullanılmıştır. Sertleşmiş beton deneylerinde numunelerin basınç dayanımlarının belirlenmesinde ELE marka AUTOTEST 3000 tipinde 300 ton kapasiteli, yükleme hızı otomatik olarak ayarlanabilen hidrolik pres kullanılmıştır. Farklı karışım oranları için on yedi grup beton üretilmiştir. Beton karışımları TS 802/Ocak 1985 standardına uygun olarak düzenlenmiştir (Anonim 1985). Betoların üretilmesi: TS 802/Ocak 1985 (Anonim 1985) standardına göre uygun olarak belirlenen malzeme miktarları hassas bir şekilde tartılarak hazırlanmış ve TS 3068/Mart 1978 (Anonim 1978) standardına uygun olarak üretilmiştir. Betoniyere malzeme konulmadan önce iç yüzeyleri ve kanatları iyice temizlenerek ıslak bir bezle hafifçe nemlendirilmiştir. Hazırlanan betonlardan karışımın özeliklerini tam olarak temsil etmesine dikkat edilerek TS 2940/Ocak 1978 (Anonim 1978) standardında belirtilen numune alma yöntemleri uygulanarak taze beton deney numuneleri alınmıştır. Karıştırma işleminin bitiminden itibaren en fazla 15 dakika içerisinde taze beton deneyleri (slump deneyi ve birim ağırlık deneyleri) tamamlanmıştır. Sıkıştırma işlemi için uygulanacak yöntem, betonun işlenebilirliği (çökmesi) gözönüne alınarak tayin edilir. TS 3068/ Mart 1978 standardında belirtildiği üzere çökme değeri 2,5 cm den küçük olan betonlar vibrasyon ile, 7,5 cm den büyük olan betonlar şişleme ile sıkıştırılırlar. Çökme değeri 2,5 cm ile 7,5 cm arasında olan betonlar için her iki sıkıştırma metodu da kullanılabilir (Anonim 1978). Kıvamı ve birim ağırlığı belirlenen betonlar tekrar karışıma eklenmiştir. Beton; basınç dayanımı için mm lik iki adet silindirik; ultrases hızı ve radyasyon deneyleri için mm boyutundaki üç adet prizmatik kalıplara dökülmüştür. Kalıplara yerleştirme işlemi, üç tabaka halinde ve her tabaka 25 er defa şişlenerek yapılmıştır. Sıkıştırma işleminden sonra kalıplardaki beton yüzeyi düzlenip

6 6 perdahlanmıştır. Bu işlemler en kısa sürede ve en pratik bir şekilde tamamlanmıştır. Elde edilen numune yüzeyi kalıp kenarları ile aynı seviyede olması, yüzeyde kalabilecek girinti veya çıkıntıların boyutları 3 mm yi geçmemesi sağlanmıştır. Numunelerin üzeri mala ile düzeltilmiş ve nem kaybını önlemek için çimento hamuru ile reaksiyona girmeyen ve su emmeyen malzemeden yapılmış naylon örtü ile örtüldükten sonra sarsıntısız bir zeminde sertleşmeye bırakılmıştır. 24 saat boyunca kalıpta duran numuneler bu süre sonunda kalıptan çıkarılmış ve sıcaklığı 23±2 o C olan kirece doygun su ihtiva eden kür havuzunda 28 gün süreyle bırakılmış, daha sonra havuzdan çıkarılan numuneler bir gün de laboratuar şartlarında bekletildikten sonra sertleşmiş betonlar ultrases hızı (3., 7., 14., 21., ve 28. günlerde) ve basınç deneylerine tabii tutulmuşlardır. Radyasyonla bombardıman edilmek için mm lik prizma numunelerden bir tanesi kesme makinesi ile yaklaşık 1, 3, 5, 7, 9 cm lik kalınlıklara kesilerek karot örnekleri alınmıştır (Şekil 2.1). Şekil 2.1. Yaklaşık 1,3,5,7 ve 9 cm lik kesilmiş betonlar. Üretilen betonların nötron parçacığı, X- ve γ-ışını soğurganlıklarının belirlenmesi: Çalışmanın bu aşamasında, üretilen on yedi tür betonun karot örnekleri, radyasyon kaynağı ve dedektör kullanılarak belli enerjilerde nötron parçacıkları, X- ve γ-ışını için lineer ve kütle azaltma katsayıları belirlendi (Şekil 2.2). Denklem 2.1 de öncelikle beton araya konulmadan direk kaynaktan çıkan radyasyon, dedektörde I 0 sayımı olarak ölçüldü. Daha sonra beton konularak alınan sayım ise I olarak ölçüldü. Burada x ise beton kalınlığıdır. Bu denklemde ρ kullanılmadığı takdirde lineer soğurma katsayısı, kullanıldığı takdirde ise kütle soğurma katsayısı bulunmuş olur. Şekil 2.2. Deney geometrisi.

7 7 I x I 0 e (2.1) Çalışmada, bölümümüzde bulunan 241 Am, 133 Ba ve 137 Cs γ-ışını radyoaktif kaynakları, Karadeniz Teknik Üniversitesi Tıp Fakültesi Radyasyon Onkolojisi bölümünde bulunan 60 Co radyoaktif kaynağı (Şekil 2.3), Atatürk Üniversitesi Tıp Fakültesi Radyasyon Onkolojisi bölümünde bulunan Doğrusal hızlandırıcıdan elde edilen X-ışınları radyasyon kaynağı ve Sarayköy Nükleer Araştırma Merkezinde bulunan 241 Am/Be nötron kaynağı (Şekil 2.4) ve bu ölçümler esnasında kullanılan sintilasyon sayacı, CdTe katıhal sayacı ve iyon odaları kullanılmıştır (Çizelge 2.1). Denklem 2.1 de kullanılan I ve I 0 değerleri, CdTe ve sintilasyon sayaçları için enerji piklerinin altında kalan alanlar, iyon odası ve He dedektörleri için doz ölçümleri kullanılmıştır. Şekil 2.3. Karadeniz Teknik Üniversitesi Tıp Fakültesi Radyasyon Onkolojisi bölümü tedavi ünitesinde bulunan 60 Co radyoizotop kaynağının bulunduğu sistem. Şekil 2.4. Türkiye Atom Enerjisi Kurumu Sarayköy Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezinde bulunan 15 Ci lik 241 Am/Be nötron kaynağı su ve kurşun zırhlar içerisinde. Çizelge 2.1. X- ve γ-ışını kaynaklarının enerjileri. Adı Enerji (MeV) Radyasyon türü Kullanılan dedektör

8 8 241 Am 0,060 γ Sintilasyon 133 Ba 0,080 γ CdTe 133 Ba 0,276 γ CdTe 133 Ba 0,303 γ CdTe 133 Ba 0,356 γ CdTe 133 Ba 0,383 γ CdTe 137 Cs 0,663 γ Sintilasyon 60 Co 1,250 γ İyon odası LİNAC 6 MV(~2) X İyon odası LİNAC 18 MV(~6) X İyon odası 241 Am/Be 4,5 (etkin) Nötron He 3. SONUÇ VE TARTIŞMA Çalışmada, materyal ve yöntem kısmında da belirtildiği gibi 241 Am, 133 Ba, 137 Cs ve 60 Co γ-ışını radyoaktif kaynakları ve doğrusal hızlandırıcı X-ışını kaynağı kullanılmıştır. Bu kaynaklarda kullanılan X- ve γ-ışını foton radyasyon enerjileri 59,5 kev, 80 kev, 276 kev, 303 kev, 356 kev, 383 kev, 663 kev, 1,25 MeV, 6 MV(~2 MeV) ve 18 MV (~6 MeV) dir. Dedektör olarak sintilasyon sayacı, CdTe katıhal sayacı ve iyon odası kullanılmıştır. Tüm beton türleri için çeşitli kalınlıklarda karot numuneleri kullanılarak lineer ve kütle azaltma katsayıları hesaplanmıştır. Çalışmada, kütle azaltma katsayıları tayininde yoğunluk olarak beton karışım hesaplamalarındaki teorik değerler kullanılmıştır. Fakat bütün değerlendirmeler lineer azaltma katsayısı üzerinden yapılmıştır. Çünkü çalışmada radyasyonun ne kadar soğrulduğu esas alınmıştır. Üretilen betonların X- ve γ-ışını radyasyon soğurganlıkları: 59,5 kev ve 80 kev gibi düşük enerjilerde radyasyon geçirgenliğinin incelenmesi atomik seviyelerde uyarmaya sebebiyet verdiği için oldukça zordur. Çünkü farklı kalınlıklarda uyarmalar çok çeşitli olacağı için veya uyarma ihtimaliyetleri değişeceği için azaltma katsayılarında sabit bir değer görmek mümkün olamayacaktır. Özellikle ana agregası barit olan beton türleri için kalınlık arttıkça azaltma katsayılarının küçülmesinin nedeni de budur. Örneğin 59,5 kev için ana agregası barit olan betonların lineer azaltma katsayıları 1cm lik betonlar için 6,850-8,879 cm -1 arasında iken 3cm lik betonlar için ise 2,733-3,158 cm - 1 arasındadır. 80 kev lik foton enerjisi için de benzer durum rahatlıkla söylenebilir. 80 kev lik foron enerjisi için ana agregası barit olan beton türlerinde beş farklı kalınlık için ortalama lineer azaltma katsayıları 1,296-1,447 cm -1 dir. Bu iki enerji için ana agregası barit olan beton ile ana agregası geleneksel olan beton türleri arasında bir kıyaslamada barit agregalı betonların çok daha soğurgan oldukları görülmüştür. Bunun nedeni, bu iki ana agregalı beton türlerinin yoğunlukları arasındaki ciddi farktır. Örneğin 59,5 kev lik foton enerjisi için lineer azaltma katsayıları 1 cm lik betonlarda ana agregası barit olanlarda 6,850-8,879 cm -1 iken, ana agregası geleneksel olanlarda 0,803-1,016 cm -1 ; 3 cm lik betonlarda ana agregası barit olanlarda 2,733-3,158 cm -1 iken, ana agregası geleneksel olanlarda 0,925-

9 9 1,168 cm -1 dir. 80 kev lik foton enerjisinde beş farklı beton türü için ortalama lineer azaltma katsayıları ana agregası barit olanlarda 1,296-1,447 cm -1 iken ana agregası geleneksel olanlarda 0,463-0,469 cm - 1 dir. Radyoaktif kaynakların yayımladıkları 276, 303, 353, 383, 663 ve 1250 kev lik enerjiye sahip γ-ışınları ve doğrusal hızlandırıcılardan elde edilen 6 MV (~2 MeV) ve 18 MV (~6 MeV) lik enerjiye sahip X- ışınları için yapılacak yorumlar aşağı yukarı aynıdır. Bilindiği gibi bir fotonun, bir atom ile etkileşmesi sonucunda o atomdan bir elektronun uyarılması için gerekli enerji elektronun bağlanma enerjisiyle ilgilidir. Eğer bağlanma enerjisine veya soğurma kıyısına yakın bir enerjide bir foton gelirse elektron uyarılabilir. Oluşan boşluk doldurulurken dışarıya salınan karakteristik X-ışınlarının değeri yaklaşık 140 kev dir. Ancak 276 kev lik ve diğer daha yüksek enerjili fotonlar herhangi bir elektronun bağlanma enerjisinden çok farklı olduğu için o elektronu uyaramaz ve o atomdan karakteristik X-ışını yayımlanamaz. Bu seviyede olacak bir etkileşme atomik olamaz. Betonun soğurganlıklarına bakılırken bu enerjiler gibi yüksek enerjilerde incelenmesinin isabetli olduğu söylenebilir. Çalışma enerjiler türünden incelendiğinde, her bir beton türü için enerji arttıkça azaltma katsayılarının azaldığı rahatlıkla söylenebilir (Şekil 3.1). Sadece 133 Ba radyoaktif kaynağının 276, 303, 353 ve 383 kev enerjilerinde istisna olarak dalgalanmalar görülebilir. Bunun nedeni ise dedektörlerin rezolüsyonu ve yayımlanma ihtimaliyeti ile ilgili olup 276 kev ile 303 kev ve 353 kev ile 383 kev lik enerji değerlerinin birbirine yakın olması ve CdTe dedektörünün pikleri tam net ayıramamasıdır. Ayrıca 276 kev lik enerjinin yayımlanma ihtimali 303 kev lik enerjiden yaklaşık iki buçuk kat, 383 kev lik enerjinin yayımlanma ihtimali 353 kev lik enerjiden yaklaşık sekiz kat daha azdır. 276, 303, 353, 383, 663 ve 1250 kev lik enerjiye sahip γ-ışınları ile 6 MV (~2 MeV) ve 18 MV (~6 MeV) lik enerjiye sahip X-ışınları için ana agregası barit olan betonların geleneksel olan betonlara göre lineer azaltma katsayılarının daha büyük olduğu açıkça görülmektedir. Yani, tüm enerjilerden lineer azaltma katsayısı ana agregası barit olan betonlardan en küçük olanının değeri, ana agregası geleneksel olan betonlardan en büyük olanından yine de büyüktür. Örneğin, ana agregası barit olan betonlardan en küçük lineer azaltma katsayısı değeri ve ana agregası geleneksel olan betonlardan en büyük lineer azaltma katsayıları değeri sırasıyla 276 kev için 0,440 cm -1 ve 0,263 cm -1 ; 303 kev için 0,423 cm -1 ve 0,271 cm -1 ; 356 kev için 0,345 cm -1 ve 0,236 cm -1 ; 383 kev için 0,327 cm -1 ve 0,252 cm -1 ; 663 kev için 0,228 cm -1 ve 0,187 cm -1 ; 1250 kev için 0,171 cm -1 ve 0,143 cm -1 ; 6 MV (~2 MeV) lik foton enerjisi için 0,132 cm -1 ve 0,106 cm -1 ; 18 MV (~6 MeV) lik foton enerjisi için 0,100 cm -1 ve 0,073 cm -1 dir. 276, 303, 353, 383, 663 ve 1250 kev lik enerjiye sahip γ-ışınları ile 6 MV (~2 MeV) ve 18 MV (~6 MeV) lik enerjiye sahip X-ışınları için barit agregasının iri kısmına eser miktarda kolemanit agregasının artırılarak katılması ile elde edilen beton türlerinde lineer azaltma katsayılarının genelde giderek azaldığı tespit edildi. Bunun nedeni barit cevherinin yoğunluğunun kolemanit cevherinin yoğunluğuna göre

10 10 yaklaşık iki kat daha fazla olmasıdır. Örneğin, %100 barit agregalı betonda ve barit agregasının iri kısmına %15 kolemanit agregası katkılı betonda lineer azaltma katsayıları sırasıyla 276 kev lik foton enerjisi için 0,537 cm -1 ve 0,515 cm -1 ; 303 kev lik foton enerjisi için 0,485 cm -1 ve 0,454 cm -1 ; 356 kev lik foton enerjisi için 0,409 cm -1 ve 0,386 cm -1 ; 383 kev lik foton enerjisi için 0,401 cm -1 ve 0,376 cm -1 ; 663 kev lik foton enerjisi için 0,261 cm -1 ve 0,248 cm -1 ; 1,250 MeV lik foton enerjisi için 0,193 cm - 1 ve 0,180 cm -1 ; 6 MV (~2 MeV) lik foton enerjisi için 0,155 cm -1 ve 0,132 cm -1 ; 18 MV (~6 MeV) lik foton enerjisi için 0,124 cm -1 ve 0,103 cm -1 dir.

11 Lineer azaltma kats. (1/cm) 9 0,5 0,4 d e m o d e m o d e m o d e m o d e m o d e m o d e m o d e m o d e m o d e m o d e m o d e m o d e m o 276 kev 303 kev d e m356kev o 383keV 663keV 1,25 MeV 2 MeV (6MV) d e m6 omev (18 MV) 0,3 d e m o d e m o d e m o d e m o d e m o 0,2 d e m o d e m o d e m o d e m o d e m o 0,1 d e m o d e m o d e m o d e m o d e m o 0,0 B100 B95K5 B90K10 B85K15 X* Y** Z*** B95N5 B90N10 B85N15 B75N25 B50N50 B25N75 N95K5 N90K10 N85K15 N B100P2,5 Beton türü *B90K5N5; **B80K10N10; ***B70K15N15 Şekil 3.1. Çalışmada kullanılan tüm enerji değerleri için her bir beton türünün lineer azaltma katsayısına karşılık grafiği.

12 10 Barit agregasının iri kısmına belli oranlarda geleneksel agregasının artırılarak katılması ile elde edilen beton türlerinde lineer azaltma katsayılarının yine genelde giderek azaldığı belirlendi. Yine bunun nedeni barit cevherinin yoğunluğunun geleneksel agreganın yoğunluğuna göre yaklaşık iki kat daha fazla olmasıdır. Örneğin, %100 barit agregalı betonda ve barit agregasının iri kısmına %75 geleneksel agrega katkılı betonda lineer azaltma katsayıları sırasıyla 276 kev lik foton enerjisi için 0,537 cm -1 ve 0,440 cm -1 ; 303 kev lik foton enerjisi için 0,485 cm -1 ve 0,423 cm -1 ; 356 kev lik foton enerjisi için 0,409 cm -1 ve 0,345 cm -1 ; 383 kev lik foton enerjisi için 0,401 cm -1 ve 0,327 cm -1 ; 663 kev lik foton enerjisi için 0,261 cm -1 ve 0,228 cm -1 ; 1,250 MeV lik foton enerjisi için 0,193 cm -1 ve 0,171 cm -1 ; 6 MV (~2 MeV) lik foton enerjisi için 0,155 cm -1 ve 0,132 cm -1 ; 18 MV (~6 MeV) lik foton enerjisi için 0,124 cm -1 ve 0,100 cm -1 dir. Barit agregasının iri kısmına eser miktarda kolemanit ve geleneksel agregalarının artırılarak katılması ile elde edilen beton türlerinde lineer azaltma katsayılarının yine genelde giderek azaldığı belirlendi. Yine bunun nedeni barit cevherinin yoğunluğunun geleneksel ve kolemanit agregalarının yoğunluğuna göre yaklaşık iki kat daha fazla olmasıdır. Örneğin, %100 barit agregalı betonda ve barit agregasının iri kısmına %15 er geleneksel ve kolemanit agregası katkılı betonda lineer azaltma katsayıları sırasıyla 276 kev lik foton enerjisi için 0,537 cm -1 ve 0,515 cm -1 ; 303 kev lik foton enerjisi için 0,485 cm -1 ve 0,465 cm -1 ; 356 kev lik foton enerjisi için 0,409 cm - 1 ve 0,372 cm -1 ; 383 kev lik foton enerjisi için 0,401 cm -1 ve 0,388 cm -1 ; 663 kev lik foton enerjisi için 0,261 cm -1 ve 0,245 cm -1 ; 1,250 MeV lik foton enerjisi için 0,193 cm -1 ve 0,184 cm -1 ; 6 MV (~2 MeV) lik foton enerjisi için 0,155 cm -1 ve 0,140 cm -1 ; 18 MV (~6 MeV) lik foton enerjisi için 0,124 cm -1 ve 0,109 cm -1 dir. Geleneksel agreganın iri kısmına eser miktarda kolemanit agregasının artırılarak katılması ile elde edilen beton türlerinde lineer azaltma katsayılarının değerlerinde dalgalanmalar olduğu belirlendi. Bunun nedeni geleneksel agreganın yoğunluğunun kolemanit cevherinin yoğunluğu ile yaklaşık aynı olmasıdır. Örneğin, %100 geleneksel agregalı betonda ve geleneksel agregasının iri kısmına %15 kolemanit agregası katkılı betonda lineer azaltma katsayıları sırasıyla 276 kev lik foton enerjisi için 0,256 cm -1 ve 0,256 cm -1 ; 303 kev lik foton enerjisi için 0,264 cm -1 ve 0,270 cm -1 ; 356 kev lik foton enerjisi için 0,226 cm -1 ve 0,232 cm -1 ; 383 kev lik foton enerjisi için 0,238 cm -1 ve 0,252 cm -1 ; 663 kev lik foton enerjisi için 0,187 cm -1 ve 0,185 cm -1 ; 1,250 MeV lik foton enerjisi için 0,143 cm -1 ve 0,137 cm -1 ; 6 MV (~2 MeV) lik foton enerjisi için 0,105 cm -1 ve 0,106 cm -1 ; 18 MV (~6 MeV) lik foton enerjisi için 0,073 cm -1 ve 0,073 cm -1 dir. Üretilen betonların nötron parçacığı radyasyon soğurganlıkları: Çalışmada kullanılan nötron kaynağının enerjisinin etkin değeri 4,5 MeV dir. Nötron parçacıkları beton içerisinde saçılmaya uğradıkları için belli bir enerjiden bahsetmek oldukça güçtür. Buradaki nötronlar beton içerisindeki etkileşmelerden dolayı sürekli olarak enerjilerini değiştirebilirler. Bilindiği üzere kainattaki tüm nötron kaynakları hızlı nötron kaynaklarıdır. Ancak başka cisimlerle etkileşerek yavaşlatılırlar (özellikle parafin vaks) veya durdurulurlar. Özellikle hidrojen (H) elementi hızlı nötronları durdurmaya yarar. Termal nötronlar ise bor (B) elementi ile durdurulurlar. Çalışmada kullanılan betonların hepsi hidratlı yapılar oldukları için hızlı nötronları durdurma özellikleri vardır. Ancak bu hızlı nötronlar ilk olarak hidrojen elementi ile etkileşmeyip başka bir elementle etkileşmesi sonucu yavaşlatılarak termal hale gelebilirler ve dolayısıyla da termal nötronları durdurmak için bor elementine ihtiyaç duyulabilir.

13 11 Çalışmada kullanılan nötron kaynağının enerjisine göre barit agregasının iri kısmına eser mikratda kolemanit agregasının artırılarak katılması ile elde edilen beton türlerinde lineer azaltma katsayılarının değerlerinde bir artışın olduğu belirlendi. Fakat kolemanitin nötronu durdurma özelliğinin sadece %100 barit agregalı betona göre daha iyi olduğu net söylenebilir. Fakat kolemanit oranının artışıyla ne denli bir artışın olduğunu kestirmek oldukça güçtür. Sonuçlardan net olarak beklenildiği gibi, kolemanit artışıyla lineer azaltma katsayılarının net bir biçimde artmamasının nedeni, kullanılan betonların sadece 5 cm lik beton olması ve beton içerisindeki hidratlı ve borlu yapıların rasgeleliğindeki farkın %5 lik artışlarla net belirlenememesidir. Örneğin, %100 barit agregalı betonda, geleneksel agregasının iri kısmına belli oranlarda kolemanit agregası katkılı betonda lineer azaltma katsayıları sırasıyla 0,029 cm -1, 0,032 cm -1, 0,031 ve 0,031 cm -1 dir. Yine çalışmada kullanılan nötron kaynağının enerjisine göre barit agregasının iri kısmına belli oranlarda geleneksel agregasının artırılarak katılması ile elde edilen beton türlerinde lineer azaltma katsayılarının değerlerinde dalgalanmaların olduğu gözlemlendi. Nötron durdurma özelliği ile ilgili bu betonların bir biri ile kıyası mümkün olmamaktadır. Yani 5 cm lik betonlar içerisinde elementlerin dizilişleri, sonuçlarda belirgin bir ilişki kurulmasına izin vermemektedir. Çalışmada kullanılan nötron kaynağının enersisine göre barit agreganın iri kısmına eser miktarda kolemanit ve geleneksel agregalarının artırılarak katılması ile elde edilen beton türlerinde lineer azaltma katsayılarının değerlerinde artışın olduğu gözlemlendi. Ancak, % 100 barit agregalı betona göre bu gruptaki diğer betonların nötron soğurucu özelliklerinin iyi olduğu söylenemez. Fakat hem kolemanitin hem de geleneksel agreganın barit agregasındaki artışı ile nötron soğurganlığı artıyor. Bu sonuçlar yine kullanılan betonların sadece 5 cm lik beton olması ve beton içerisindeki hidratlı ve borlu yapıların rasgeleliğindeki farkın %5 lik artışlarla net belirlenememesidir diye yorumlanabilir. Nötron kaynağının enerjisine göre geleneksel agreganın iri kısmına eser miktarda kolemanit agregasının artırılarak katılması ile elde edilen beton türlerinde lineer azaltma katsayılarının değerlerinde artışın olduğu net olarak söylenebilir. Örneğin, %100 geleneksel agregalı betonda, geleneksel agregasının iri kısmına %5, %10 ve %15 kolemanit agregası katkılı betonlarda lineer azaltma katsayıları sırasıyla 0,025 cm -1, 0,028 cm -1, 0,032 ve 0,033 cm -1 dir. Nötronlarla ilgili bulunan bu sonuçlarda yapılan yorumlar net değildir. Buradaki en önemli etken enerjinin sabit bir değer kabul edilerek lineer azaltma katsayıları üzerinden yorum yapılmaya çalışılmış olmasıdır. Belli bir enerjiye sahip nötronların betonda ilk olarak etkileşecekleri elementlerin ne olacağıdır. Çünkü betonlar hazırlanırken cevherlerin cinsinden dolayı ne tür bir heterojenliğe sahip olacaklarının belirlenememesi ile enerjinin ne şekilde değiştiğidir. Ayrıca çalışmada imkanlar daha fazla el verseydi farklı kalınlıklar ve farklı radyoaktif kaynaklar kullanılabilirdi. Böylece daha net sonuçlara ulaşılabilirdi. Ancak burada kolemanit agregasının mevcut olduğu dokuz grup beton ile mevcut olmadığı dokuz grup betonun lineer azaltma katsayılarının ortalamaları alınarak daha doğru bir yorum yapılmıştır. Kolemanit agregasının mevcut olduğu betonların ve mevcut olmayan betonların lineer azaltma katsayıları sırasıyla 0,0307 cm -1 ve 0,0283 cm -1 dir. Bu ortalama sonuçlarına göre rahatlıkla kolemanitli betonların nötron soğurgan özelliğinin daha iyi olduğu söylenebilir.

14 12 4. YORUM Bu çalışmada elde edilen beton türlerinin yeni bir beton türleri olduğu rahatlıkla söylenebilir. Çünkü çalışma birçok parametre dikkate alınarak sürdürülmüştür. İnşaat bilimi açısından getirilen yenilik incelenecek olursa, karışım oranlarının farklı varyasyon yöntemi ile en uygun beton türünün elde edilmeye çalışılması, yüksek yoğunluklu cevher olan baritin ve düşük yoğunluklu cevher olan kolemanit ve geleneksel agreganın birlikte kullanımının zorluğundan kaynaklanmaktadır. Çünkü geleneksel betonlarda bilinen standarların farklı varyasyon yapılmadan kullanılması oldukça kolaydır. Çalışmadaki önemli farklı varyasyon işlemleri ise geleneksel agrega, barit ve kolemanit cevherlerinin karışım oranları, su/çimento oranı, kullanılan akışkanlaştırıcının cinsi ve miktarı ile çimento miktarıdır. Buradaki en önemli yenilik baritin ana agrega olarak seçilmesi ve kolemanitin sadece iri agrega kısmına eser miktarda katılmasının düşünülmesidir. Kıyas yapılabilmesi açısından ana agrega barit cevheri seçilip geleneksel agrega iri agrega kısmına katılmıştır. Ayrıca kıyas yapılabilmesi açısından ana agregası geleneksel olan betonların iri agrega kısmına kolemanit cevherini eser miktarda katılmıştır. Tüm bu beton türleri literatürde olmayan tamamen bu çalışma öncesinde bulunan teorik verilere dayalı farklı varyasyon yoluyla elde edilmiş beton türleridir. Çalışma Fizik bilimi açısından incelendiğinde ise çok geniş enerji aralığında birçok radyasyon kaynağının ve birçok dedektörün, tüm dünyaca kabul edilen azaltma katsayı denklemi (Lambert-Beer denklemi) ile birlikte kullanılması oldukça önemlidir. Özellikle sağlık alanında önemli bir tedavi cihazı olan doğrusal hızlandırıcının (LINAC) kullanılması çalışmanın boyutlarını göstermektedir. İnşaat mühendisliği ve fiziğin bu derece birlikte kullanılması disiplinlerarası çalışma açısından oldukça önemlidir. Bu çalışmada elde edilen teknik bilgilerden faydanılarak radyasyon güvenliği için konuya muhatap olan Türkiye Atom Enerjisi Kurumu (TAEK), Türk Silahlı Kuvetleri (TSK), Türkiye Bilimsel ve Teknolojik Araştırmalar Kurumu (TÜBİTAK), Sağlık ve Enerji Bakanlıkları gibi kurumların mevzuatlarına bir takım önerilerde bulunulabilir. TEŞEKKÜR Bu çalışma, 107T199 nolu Türkiye Bilimsel ve Teknolojik Araştırmalar Kurumu (TÜBİTAK) tarafından desteklenen projesinin önemli bir kısmını teşkil etmektedir. Desteklerinden dolayı TÜBİTAK a; çalışma boyunca fikirlerinden faydalandığımız Yıldız Teknik Üniversitesi Fen Edebiyat Fakültesi Fizik Bölümü öğretim üyesi ve aynı zamanda Namık Kemal Üniversitesi Fen Edebiyat Fakültesi Dekanı Prof. Dr. Yasemin YARAR a; lineer hızlandırıcının (LİNAC) kullanılmasında yardımcı olan Atatürk Üniversitesi Tıp Fakültesi Radyasyon Onkolojisi Bölümüne ve özellikle Fizik Mühendisi Uzman Korkmaz ŞERİFOĞLU na; 60 Co radyoaktif kaynağının kullanılmasında yardımcı olan Karadeniz Teknik Üniversitesi Tıp Fakültesi Radyasyon Onkolojisi Bölümü çalışanlarına, çalışmamız boyunca çok önemli bilgiler edindiğimiz ve imkanlarından faydalandığımız Türkiye Atom Enerjisi Kurumu (TAEK) Sarayköy ve Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezlerine; bu kurumda 241 Am/Be nötron kaynağı ve He nötron dedektörünün kullanılmasında yardımcı olan Dr. Levent AKSU ya, çalışmada kullandığımız barit ve kolemanit cevherlerinin kimyasal analiz sonuçlarını ve kendilerini ücretsiz olarak veren Osmaniye Barit Maden Türk A. Ş ye ve Balıkesir Bigadiç Bor İşletme lerine; çimento ve

15 13 beton konusundaki çalışmalarından dolayı Arş. Gör. Faruk DEMİR i İz Bırakanlar doktora bursu ile ödüllendiren Türkiye Çimento Müstahsilleri Birliğine çok teşekkür ederiz. KAYNAKLAR Abdo, A. E., Calculation of the cross-sections for fast neutrons Ann. of Nucl. En., 29, and gamma-rays in concrete shields, Abdo, A. E., Kansouh, W. A. and Megahid, R. M., Investigation of radiation properties for baryte concrete, Jpn. J. Appl. Phys., 41, Akkurt, I., Basyigit, C., Kilincarslan, S. and Mavi, B., The shielding of γ-rays by produced with barite, Prog. in Nucl. En., 46(l), Akkurt, I., Basyigit, C., Kilincarslan, S., Mavi, B. and Akkurt, A., Radiation concretes containing different aggregates, Cem. & Conc. Comp.,28, attenuation concretes shielding of Akyüz, S., Gama ışınlarından korunmada barit agregalı ağır beton, İ.T.Ü. Dergisi, 35(5), Anonim, TS Taze Betondan Numune Alma Metotları. TSE, Ankara. Anonim, TS Beton Deney Numunelerinin Hazırlanması ve Bakımı. TSE, Ankara Anonim, TS 802. Beton Karışım Hesap Esasları. TSE, Ankara. Borst, L. B., Concrete radiation shielding means, United States Patent Office, Patented Dec., 6, Clark, W. H. M., Electron linear accelerator building, DOE-Construction, 28, Dealmeid, C. E., Almond, P. R. and Rosansky, S. L., Transmission in concrete and scatter angular distribution of 25 MV x-rays for a betatron and a LINAC, Health Physics, 27 (6), Demir, D. and Keleş, G., Radiation transmission of concrete including boron waste for and kev gamma rays, Nucl. Inst. Meth. in Phys. Res. B., 245, Dole, L. R., Quapp, W. J., 2002, Radiation shielding using depleted uranium oxide in Matrices, ORNL. TM-2002, 111. nonmetalic Ermichev, S. G., Shapovalov, V. I., Sviridov, N. V., Orlov, V. K., Sergeev, V. M., Semyenov, A. G., Visik, A. M., Maslov, A. A., Demin, A. V., Petrov, D. D., Noskov, V. V., Sorokin, V. I., Uferov, O. I. and Dole, L., High-Density concrete with ceramic aggregate based on depleted uranium dioxide, IHLRWM 2006, Las Vegas, NV, April 30-May 4. Ferrada, J. J., Dole, L. R. and Ermichev, S. G., Analyses of U. S. and R. F. depleted - uranium concrete / steel transport and storage cask for spent nuclear fuel, IHLRWM 2006, Las Vegas, NV, April 30 May 4. Gündüz, G., Kolemanit, barit ve polimer kullanarak nükleer ışınlara karşı yeni zırhlama malzemelerinin yapımı, O.D.T.Ü. Müh. Fak., Doçentlik Tezi, Ankara. Gündüz, G. and Usanmaz A., Development of new nuclear shielding materials containing vitrified colemanite and impregnated polymer, J. of Nucl. Mat., 140, Haire, M. J. and Lobach, S. Y., Cask size and weight reduction through the use of depleted uranium dioxide (DU 2 ) - concrete material. WM 06 Conference, February26- March 2, Tuscon, AZ.

16 14 Kaçar, A., Yapılarda radyasyon kalkanı olarak kullanılan barit agregalı ağır betonların zırh hesaplamalarının belirlenmesi, S. D. Ü. Fen Bilimleri Enstitüsü, Y. Lisans Tezi, Isparta. Kaplan, M. F., Concrete radiation shielding. Longman Scientific and Technology, Longman Group UK Limited, Essex England. Kılınçarslan, Ş., Barit agregalı ağır betonların radyasyon zırhlanmasındaki özellikeri ve optimal karışımlarının araştırılması, Doktora Tezi, S.D.Ü., Fen Bil. Ens., Isparta. Kitis, G., Charalambous, S. and Tuyn, J. W. N., Thermoluminescence responce of heavy concrete used in the shielding of the CERN 600 MeV Synchrocyclotron, Rad. Protec. Dos., Vol. 47 (1/4), Makarious A. S., Bashter I. L, El-Sayed Abdo, A., Samir Abdel Azim, M., and Kansouh W. A., On the utilization of heavy concrete for radiation shielding, Ann. of Nucl. En., 23, Mattus, C. H., Dole, L. R., Testing the durability of shielding concrete containing depleted uranium diokside aggregate, ORNL, managed by UT- battelle, LLC, for the U.S. Dept. ff energy under contract DE-AC05-00OR Price, B. T., Horton, O. O. and Spinney, K. T., Radiation shielding, Perqamon Press, London-New York. Quapp, W. J., An advanced solution for the storage, transportation and diposal of spent fuel and vitrified high level waste, Paper presented et global 99, Jackson, Wyoming, August 19-September 2. Rockwell, T. III., (editor), Reactor shielding design manual, (1. press), D. Van Nostrand Company, Inc., Princeton, New Jersey. Tschirf, E., Concrete as a shielding Beton, 21 (5) material against x-rays, gamma and Neutron, Zement-und- Vanvor, D., Antiradiation concrete and antiradiation shell, United States Patent Office, Patented Date Oct. 7, US B2. Whitehead, M., CERN shielding expriment 20 GeV protons on steel, TN Yarar, Y., Türk kolemanitlerinin nötronlara karşı taşınabilir beton zırhlama bloklarında kullanımı, Doktora Tezi, İ.T.Ü., Nükleer Enerji Enstitüsü, İstanbul. Yarar, Y., Kolemanitli Betonların Nötron Zırhlanma Etkinliğinin ve aktivitesinin incelemesi, Doktora Tezi, İ.T.Ü., Nükleer Enerji Enstitüsü, İstanbul. Yarar, Y. and Bayülken, A., Investigation of neutron shielding efficiency and radioactivity of concrete shiels containing colemanite, J. of Nucl. Mat., ,