..

..
..

10 Aralık 2018 Pazartesi

Ergimiş Tuz Reaktörünün (MSR) avantajları


1.            LWR’lerde U’un ~ %1’ü kullanılıyor, MSR’lerde ~ %99’u.
2.            Diğer reaktörlerden çıkan kullanılmış yakıtları tekrar kullanıyor.
3.            Topraktan yeni U çıkarmadan LWR’lerden çıkan yakıtlarla dünyanın yüzlerce yıllık enerji ihtiyacı karşılanabilir.
4.            Radyoaktif atık miktarı çok azalıyor. Aktinitler yakılıyor (%96’a kadar). Fisyon ürünlerinin çoğu bozunuyor. Atıkların radyoaktif ömrü ve miktarı kısalıyor. (210 000 yıldan 300 yıla iniyor. Atık miktarı 100 misli azalıyor.)
5.            Dünyada U’a nazaran 4 kat fazla bulunan Th yakıtları kullanılabiliyor. Th’un aktinitlere katkısı yok sayılır.
6.            Düşük basınçta çalıştığı için çok daha güvenlikli.
7.            Yakıt zaten ergimiş olduğu için kalp erime kazası olmaz.
8.            Yakıt aynı zamanda soğutucu olduğundan kendi ısısını transfer ediyor, ayrıca suya gerek yok. Son devre soğutucusu olarak gaz ve/veya hava da kullanılabilir, suyun mutlaka kullanılması zorunluluğu yok. Böylece reaktörlerin ille de su kenarında olması gerekmiyor. Bu da suyun az olduğu veya bulunmadığı bölgeler için büyük avantaj sağlıyor.
9.            Isı transferinde su yerine gaz kullanılarak yüksek sıcaklıklara çıkılabildiği için ısıl verimi yüksek (%45).
10.         Yıllık yakıt ihtiyacı ~45 t/GWe; yani LWR’lerin beşte biri kadar.
11.         Aynı yakıtla birkaç on yıl çalışabilir.
12.         Yüksek sıcaklık kapasiteleri sebebiyle hidrojen üretiminde kullanılmaları olanağı var.
13.         Enerji gereken bölgelerde ve küçük çapta reaktörler kurulabildiği için yöresel kurulumlarla şebeke kayıpları azaltılıyor.
14.         Kanada, A.B.D. ve İngiltere’deki 6 şirket bu reaktörlerle ilgili yoğun araştırma yapıyor. Çinliler de bu tip reaktörlere büyük önem veriyor, bu yüzden A.B.D. ile ortaklık kurmuş. Fransa, Almanya, Hollanda, İsveç, Avustralya, Hindistan, Macaristan, İtalya, Rusya, Japonya, Güney Kore, Güney Afrika ve Çek Cumhuriyeti de araştırmalara katılıyor.
15.         Küçük reaktörler olduğu için kullanılan sistemler oldukça basit ve ilk yatırım maliyetleri düşük.
16.         Yakıtın sıvı olması katı yakıt imalatındaki teknik zorlukları ortadan kaldırıyor. Kullanılmış yakıtlardaki aktinitleri yakıt çubukları haline getirmeden yakabiliyor. Aktinit ve diğer fisil, fertil çekirdek miktarları farklı her türlü yakıt ayrıştırılmadan eklenebiliyor. Yakıt hazırlama maliyeti oldukça düşük.
17.         Reaktör tasarımında önemli bir değişiklik yapmadan her çeşit yakıtı kullanma olanağı var.
18.         Reaktöre konan bölünebilir (fisil: fissile) malzeme miktarı eşdeğer katı yakıtlı hızlı reaktörlerin onda biri kadar. Bu da güvenlik denetimine kolaylık getiriyor.
19.         Yüksek maliyetli U-235, U-238 izotop ayrıştırmasına karşılık U-233’ü Pa-233 ve Th-232’den kimyasal yolla ayırmak mümkün.
20.         Çalışma basıncı düşük olduğu için büyük bir kaza sonucunda bile çevreye fazla miktarda radyoaktif madde salınım olasılığı düşük.
21.         Yakıtını değiştirmek için reaktörün durdurulması gerekmiyor.
22.         Kendi yakıtını (Th-232 à U-233, aktinitler) üretebiliyor.
23.         Yakıtlar kalp içinde homojen dağıldığı için oldukça eşit şekilde ışınlanıyor.
24.         İçerde oluşan bölünme (fisyon) ürünleri ve transuranikler sürekli dışarı alınıyor. Onun için artık ısısı daha az.
25.         Güç dağılımını düzgünleştirmek için kontrole gerek yok.
26.         Borular ve reaktör kabı basınçtan fazla etkilenmemiş oluyor.
27.         Reaktivite fazlasının çok yüksek olmasına gerek yok. Yakıt zaman içinde gerektiği kadar ekleniyor.
28.         Xe zehirlenmesini önlemek için fazladan reaktiviteye gerek yok. Fisyon ürünleri sürekli sistemden alınıyor ve sürekli yakıt ekleniyor.
29.         Isı sıvı yakıt içinde üretildiği için ısı transferi gecikmesi yok.
30.         Uzun vadede U zenginleştirilmesine gerek olmayacak.
31.         Yakıtı ve fisyon ürünlerini ayırma reaktör çalışırken yakınında sürekli yapıldığı için işletme kolaylığı sağlıyor.
32.         Sıvı yakıtın hava veya suyla temasında şiddetli reaksiyon yok.
33.         Katı yakıtların içinde birikerek problem yaratan gaz oluşumları bu reaktörlerde sıvı yakıttan kolayca ayrılarak dışarıya alınabiliyor.
34.         Büyüklükleri fazla olmadığı için endüstriyel atıkları az.
35.         Dış güvenlik kabı gibi maliyeti yüksek yapılara gerek yok.
36.         İsteme bağlı güç takibi yapmak kolay.
37.         Silâh yapımına dirençli.
38.         Yakıt homojen olduğu için karmaşık yükleme hesabı gerekmiyor.
39.         Sıvı yakıt aynı zamanda soğutucu olduğu için soğutucu kaybı olduğunda yakıt da azalarak reaktiviteyi düşürüyor.
40.         Flüorür tuzlarının suda çözünürlüğü çok az olduğu için yanıcı hidrojen gazı oluşmuyor.
41.         Uzun süreli ışınlama sonucu normal reaktörlerin yakıtlarında oluşan çatlama ve deformasyon problemleri yok. Yani katı yakıtlarda sınırlamalar getiren yanma limiti (MWD/TU) yok.
42.         Büyük güçlerde bile tam pasif güvenlik sistemiyle çalıştığı için herhangi bir kaza durumunda ekonomik avantaj sağlıyor.
43.         Çalışması esnasında sürekli ayrıştırılarak dışarı alınan fisyon ürünleri sebebiyle kaza durumlarında reaktör içindeki radyoaktivite seviyesi düşük.
44.         Herhangi bir kaza durumunda yakıtlar otomatik olarak aşağıdaki toplama tanklarına alınıp soğutuluyor.
45.         Herhangi bir çatlaktan kaçak olması durumunda yakıt katılaşarak çatlağı kapatıyor.
46.         Sıcaklığın yükselmesiyle tuz yakıt genleşerek yoğunluğu azalıyor, böylece reaktivite küçülüyor. Dolayısıyla, çalışırken zaman içinde oluşan güç yükselmelerinde dışarıdan müdahale olmadan kendi kendini kontrol ediyor. Ayrıca kontrol çubuklarına gerek kalmıyor.
47.         Katı yakıtlı hızlı reaktörlere nazaran hızlı MSR’lerde Doppler ve boşluk negatif reaktivite katsayılarının büyük olması önemli güvenlik avantajı getiriyor.
48.         LWR’lerdeki gibi Hidrojen çıkışı yok.
49.         Reaktör çalışırken üreyen fisyon ürünlerinin reaktör malzemeleri üzerindeki, diğer reaktörlerde zamanla artan, radyasyon hasarı az.
50.         MSR teknolojisinin Amerika’da 60 yıldan fazla geliştirilme altyapısı var. Rusya, Japonya ve Fransa’nın da uzun yıllar süren deneyimleri var.
51.         Özünde olan güvenlik vasıflarından ötürü 4. nesil forumundaki (GIF) 6 reaktör tasarımı içinde en sürdürülebilir tip olarak gösteriliyor.
52.         Test edilmiş ve ispatlanmış teknoloji. Geliştirme aşamasında.
53.         5-10 sene içinde prototipinin gerçekleştirilebileceği öngörülüyor.
54.         Uzun süre enerji üretebileceği belirtiliyor.
55.         Tüm teknolojik problemleri çözülüp güvenli enerji üretimine başladığında, diğer reaktörlere göre büyük avantajları olması sebebiyle, geleceğin elektrik üreten tek nükleer reaktörü olma olasılığının çok yüksek olduğu gözüküyor.

Mehmet Hulusi TURGUT




7 Kasım 2018 Çarşamba

PANEL DUYURUSU


HAZİN BİR TESPİT



Viyana’da Birleşmiş Milletler’de çalışırken kütüphanede elime kalın bir rapor geçti. Rapor, dünyadaki bütün araştırma reaktörlerindeki (güç reaktörleri değil) kazaları analiz ediyordu. Bazılarında önemli bazılarında önemsiz kazaların dökümü verilmişti. Hangi memleketlerde, bunlar ne şekilde oluşmuş. Örnek olarak  Arjantin’de bir araştırma reaktöründe kontrol çubukları aşağı indirilmiş, reaktör durmuş vaziyetteydi. Bakım yapılırken yanlışlıkla kontrol çubuğu aniden çekilmiş, reaktör kritik olmuş, iki operatör hayatlarını kaybetmişler. İstanbul Küçükçekmece’deki TR-I reaktöründe ve Ayazağa’da Teknik Üniversitesi’nin Mark-II araştırma reaktörleri, operatörlerimiz tarafından yıllarca hiç kaza yapmadan başarı ile çalıştırılmışlardır. Recep Sevdik, Önder Tanörmen, Ayhan Pekünlü ve Galip Baran American Machine and Foundary Company’de çok değerli uzun vadeli stajlarda iyi yetişmişlerdi. Önder Tanörmen Avusturya’nın milli reaktörü ASTRA’da 1 yıl, Amerika’da General Electric firmasında 1 yıl başarılı staj dönemlerinden geçmişti. 1980’lerde TR-I reaktörü (gücü 1 MW idi) TR-II reaktörü oldu. Dr. Mehmet Turgut, bütün reaktör nötronik ve reaktivite hesaplarını üstün başarı ile yaptı. TR-II reaktörü, Nükleer Mühendislik Bölümü ve İşletme Bölümü tarafından 5 MW güce çıktı ve başarı ile çalıştırıldı. Sağlık Fiziği Bölümünün yapıcı katkılarını yazmaya değer. Dr. Mehmet Turgut, Almanya’da doktorasını yapmış, müstesna kabiliyette bir arkadaşımızdır. TR-II 10 MW hesaplarını da başarı ile yapmıştır. TR-II reaktörümüzü de ilk defa çalıştıran kıymetli operatörümüz Önder Tanörmen’dir. O sırada rahmetli Prof. Nejat Aybers kendisi ile beraber reaktör kontrol odasında idi. Nur içinde yatsın.
Şimdi Türkiye Makine Mühendisleri Odası’nın son günlerdeki yoğun nükleer çalışmalarına gelelim. Uranyumlu güç reaktörlerindeki kazalar bütün detayları ile incelenip yazılmaktadır !!! Tree Mile Islands, Çernobil ve Fukişima kazaları. Fukişima kazası bir nükleer kaza değildir, bir tsunami kazasıdır. 444 nükleer güç reaktörü dünya elektriğinin %17’sini sağlıyor. Bu reaktörler olmayıp yerine kömür santralları olsaydı. Bugün dünya atmosferimiz milyarlarca ton CO2 havamızı daha da bozmuş olacaktı. Nükleerciler kesin doğacıdır. Yaz sıcaklarını hatırlatalım. 2 ay 32o C altına düşmemiş bir 2018 yaşamadık mı? Makine Mühendisleri Odası neden nükleere karşıdır? Uranyum reaktörleri kazalarını gözönüne alıyor da ülkemizde 380.000 ton bulunan toryum reaktörleri hakkında neden tık yok?  
Yılda Türkiye’mize 75 milyar dolar kazandıracak yeşil çekirdek (Kadıköy Düşünce Platformu Başkanı Mustafa Özcan Bey’in buluşudur) toryum neden ihmal ediliyor? Tespitim çok üzücü ve çok hazin ve düşündürücüdür. 60 yıldan beri bu iş üzerindeyim. 20 yaşında iken Çekmece’de gama ışınlarının enerjilerinin nasıl ölçüleceğini Prof. Sait Akpınar’dan öğreniyordum. İranlı ve Pakistanlı stajyer öğrencilere Çekmece Nükleer Araştırma Merkezi’nde ders veriyordum. Kozmik radyasyondan ölçülerin zarar görmemesi için gama ışınlarını ölçen aletimizi nasıl korumalıyız? Kurşun, bakır, kadmiumla kaplanmış iç yüzeyler vs.
Makine Mühendis Odası’na bağlı bayanlar, baylar; nükleer reaktörler yeni yeşil bir yolda, toryumu kullanarak 25 ülke ve birçok şirketler birbirleriyle kıyasıya korkunç bir yarış halindedirler. Çin, Hindistan, Amerika-Malezya ikili büyük projeler vs. Toryum ergimiş tuz, homojen, modüler reaktörler uranyumlu reaktörlere nazaran çok daha kompak, bomba yapılması mümkün olmayan, gerekirse öteki reaktörlerin radyo-aktif atıklarını da yakabilen, ucuz, önceki yazılarımda bahsettiğim heterojen uranyumlu reaktörlerdeki zorlukları içine almayan, 700o – 830o C’de kendini otomatik kapatan (çünkü yakıt negatif sıcaklık katsayısına sahiptir), ham maddesi bizde 400 yıl yetecek kadar bulunan, bize yılda 75 milyar dolar getirecek, elektrik enerjisi problemimizi kökünden çözecek, bakımı 2 sene yerine 5 senede bir yapılabilen, yterbium, neobium, neodinium... gibi değerli maddeleri üreten ve bunların kolayca çıkarılmasına imkan veren, şu anki Türk teknolojisine uygun, elektrik üretimi verimi mevcut reaktörlere göre daha yüksek, reaktör kurulması ve üretim maliyeti daha düşük, kaynama imkanı olmayan. Su ile soğutulmadığı için hidrojen patlaması olmaz, sıvı sistemin patlama riski yoktur, izotopların suya, toprağa, atmosfere karışması yoktur, sıvı tuz karışımı çok ısınırsa alttaki tıpa kendiliğinden erir ve sistem durur, ETR bir kere çalıştırıldıktan sonra kendi kendine güvenli çalışır, Akkuyu nükleer atıklarını yakma kabiliyetine sahiptir, plutonyum üretimi hemen hemen yok gibidir, atıkların ömrü on binlerce yıl değil 300 senedir, ETR’lerde elektriğe çevirim verimi %42-48 kadardır, ötekilerde %30-33’tür, hemen yakınındaki kimya metalurji tesislerini de besleyebilir, ayrıca hidrojen üretebilir, başlangıçta düşük zenginlikle U-235’ce zengin UF4 kullanılır, U-233, U-235’ten sonra devreye girer, toryum fisyon ürünlerinin %84’ü kararlıdır, bu çok önemli bir özelliktir, gaz fisyon ürünleri sirkülasyon pompaları tarafından verimli bir şekilde atılır, sistem aktinitleri recycle kapasitesine sahiptir. Elektrik Mühendisleri Odası da son iki yıl hariç hep nükleere karşı çıkmıştır.
Cumhuriyetimizin 95. Gurur yılında bilim ve akıl bizden yana olsun.
03.11.2018
Doç.Dr.Çetin ERTEK


ILIK NÖTRON SPEKTRUMU HESABI



Bu yazıda Doç.Dr. Çetin Ertek, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi’nde, Haziran 1973’te yapılan önemli bir hesabı size özetleyecektir.
Hidrojen yavaşlatıcılı bir ortam için ılık nötron spektrumunun hesabına, genel Boltzmann denkleminin sonsuz, homojen, izotropik ve dış kaynak ihtiva etmeyen bir ortamda enerjiye bağlı bir integral denkleme dönüştürülmesi ile başlanmıştır. Hidrojen yavaşlatıcılı ortam su ortamıdır. Nötronlar su ile çarpışarak hızlarını kaybederler. Hızlı nötron iken ılık nötron olurlar. Yavaşlatıcı atomlarının uzayın her yerinde uniform olarak dağıldığı ve enerjilerinin Maxwell dağılımı gösterdiği kabul edilmiştir.
Integral denklemin çıkarılışı sırasında, atomlar arasındaki bağ ve kristal yansıması tesirleri ihmal edilerek, saçılma fonksiyonu için Wigner-Wilkins serbest gaz kerneli kullanılmıştır.
Hidrojen yavaşlatıcı için integral denklem bir diferansiyel denkleme dönüştürülmüş ve bu dönüşümden faydalanarak ılık nötron akı ve yoğunluk belirlenmiştir.
Bundan başka çalışmanın üçüncü bölümünde, bir karşılaştırma yapmak amacıyla Boltzmann denklemi, akıya göre, aynı kabuller altında Horowitz-Tretiakoff metodu tatbik edilerek çözülmüştür. Bilindiği gibi nötron akısı, saniyede 1 cm2 den her yönde geçen nötronların sayısına verilen tanımdır.
Nötron termalizasyonunun diğer reaktör hesaplarından ayrılan yanı, nötronların yavaşlatıcı atomlarla çarpışmalarında enerji kazancı veya kaybının her ikisinin de mümkün olmasıdır. Zira, bu bölgede nötronların enerjisi, atomların enerjisi ile mukayese edilebilir mertebededir. Nötron enerjisinin atomların enerjisine nazaran yüksek olması halinde, atomlar kararlı ve kendi aralarında bağlı değil ise, atomik hareketler ihmal edilir ve çarpışma için, klasik mekanik kanunları uygulanır. Nötron enerjisinin atomların enerjisi mertebesinde olması halinde çarpışma için; atomik hareketler ile nötron dalgasının münasebetini hesaba katan kuantum mekanik kanunları geçerlidir. (Honeck H.C. “A Review of the Methods for Computing Thermal Neutron Spectra”, BNL-821 (T-319) June 1963) denklemi çözebilmek için elektronik hesap makinelerinde nümerik olarak çözme kodları geliştirilmiştir.
P.F. Zweifel, C.D.Petric tarafından 1956’da yapılan çalışmada, hidrojen yavaşlatıcılı sistemlerde ılık tesir kesitleri ile birlikte suda difüzyon uzunluğu da hesaplanmıştır. (Zwefel P.F. and Petrie C.D. Averages of thermal cross sections for hydrogen-Moderated Assemblies, KAPL-1469 Jan.1, 1956) Bunlardan başka, bu tür hesaplar için (H.J. Amster, Thermal neutron  cross-sections averaged over the spectra of Wigner and Wikins WAPD-185 Jan.1958) ve (D.M. Keaveney, Proceedings of the neutron thermalization Conference, April 1958, Gatlinburg, Tennessee).
03.11.2018
Ünal Azaklıoğulları
Yıldıray Özbir
Ulvi Adalıoğlu

1 Kasım 2018 Perşembe

ERGİMİŞ TORYUM TUZ REAKTÖRLERİNDE YAKIT TÜKETİMİ NE KADARDIR?



Toryum yakıt çevrimi kullanan ETR’lar uranyum olmaksızın çalışmaz. Çünkü Eskişehir civarından elde edilen Toryum, bütün Toryumlar gibi doğrudan fisyon yapmaz. Bölünebilir fissel madendir. Th 232 dir. Bu malzemeye herhangi bir enerjide nötron atarsanız U233 meydana gelir, bu parçalanabilir, fisyon yapar, enerji üreten hale gelir. 1 cm3’lük Th parçası alalım. Bunu pastırma dilimler gibi nano teknoloji ile dilimlersek 600 metre karelik bir alan elde ederiz. Nötronları bu yüzeye çarptırırsak bir anda ne kadar çok U-233 atomu elde edebileceğimiz aşikardır. Başlangıçta Toryumu harekete geçirebilmek için U-235’ce düşük zenginlikte Uranyum (UF4 biçiminde) kullanılır. Sistem rejime ulaşınca Uranyum-233, Uranyum 235 yerine kullanılmaya başlar. Artık bir süre sonra dışarıdan ayrıca U-235’ce zenginleştirilmiş Uranyum ilave etmeye gerek kalmaz. 1000 Mwe’lik bir reaktörün 24 saat/365 gün çalışması ile 440 kg Toryum 440 kg Uranyum tüketimi olacaktır. 1000 Mwe’lik konvensiyonel reaktörün yıllık yakıt ihtiyacı ise 200 ton doğal Uranyumdur. Çünkü doğal Uranyumun binde 7’si U-235’tir. Toryumun yüzde yüzü U-233 yapılabilir. Toryum reaktörlerinin radyo-aktif atıkları hacimce çok daha az olur ve saklanma ömürleri de 10 binlerce yıl değil sadece 300 yıl olur. ETR’lerde yüksek sıcaklıkta enerji üretildiğinden, reaktörün hemen yakınına kurulacak kimya, petrol veya metalurji tesislerinin fosil yakıt yakmadan ısı ihtiyacı karşılanabilir. Konvensiyonel nükleer reaktörlerde üretilen ısının ancak %30-33’ü elektriğe dönüştürülebilirken bu oran ETR’lerde %42-48 dolayındadır.
Sadece Eti-Mden İşletmeleri Genel Müdürlüğü’ne ait Eskişehir kompleks cevherinden yılda 5000 ton Nadir Toprak Elementleri üretilse, ortak ürün olarak 150 ton Toryum di oksit elde edilecektir. Toryum ETR reaktörlerinin elektrik üretim maliyeti (kurulum maliyeti ve faizler hariç) 0.5 cent/kW saat bulunmuştur. Bu değer en düşük maliyetli kömür için 2.5 cent kW saat ile karşılaştırıldığında çok büyük avantaj ortaya çıkmaktadır. Bir adım ilerisi, Molten Salt Fast Reactor MSFR dir. Generation IV International Forum (https://www.gen-4.org.2002) Nikel alaşımdan silindirik bir kazan çapı ve yüksekliği 2.25 metre, 750o C çalışan Toryum yakıt tuzu. Birinci tuzdan çıkan nötronlar, ikinci halkadaki Toryum florit tuz halkasında U-233 meydana gelmesine sebep olurlar. U-233 üretimi başlamıştır. Bunlar da sisteme katılarak enerji üretimine katkı sağlarlar. İç pompalar sirkülasyonu sağlarlar. Kazanın çepeçevre etrafında ısıyı buhara dönüştürücü ısı eşanjörleri vardır. Bu buharla jeneratör çalışır, elektrik elde ederiz. Dışta üretilen U-233 “fluorination” metodu ile kolayca dışarı alınır.
Doç.Dr.Çetin ERTEK
27.10.2018

ATOM REAKTÖRÜNDE YAKIT ELEMANLARININ YERLEŞTİRİLME ŞEKİLLERİ



Belçika’da 1961 yılında 2.54 cm kalınlığında (çapında) tabii Uranyum (zenginleştirme yok) boyu 200 cm uzunluğunda olan Uranyum çubukları ile VULKAN projesinde çalıştım. Projenin amacı, minerallerinden arınmış distile su ile ağır suyu karıştırarak enerji üretecek kritik kütleyi bulmaktı. İyi sonuçlar aldım. İşte bu sistemde Uranyum çubuğunun bir tanesi .5 cm boyunda 2.80 cm genişliğinde bombe yapmış ve Urayumun dışında bulunan Alimimyum zarfı yarmıştı. Uranyum üretilirken içindeki istenmeyen maddeleri Uranyumun içinden zamanla dışarı atıyordu. Bana “bizim firmayı kurtardın” dediler, ama iki maaş bile hediye etmediler. Elimde olayı inceleyen çalışmalar var, başka bir sefer üzerinde dururuz. Olayı bir çalışmamda zaten anlatmıştım.
VULKAN projesinde su/uranyum oranını 4 kere değiştirerek kritiklik şartlarını buldum. Hangi oranda, sistem, optimum olarak en az Uranyumla en yüksek enerji elde eder. Uranyum çubukları düşey olarak, bir ızgaraya yerleştirilmişti, düşey olarak duruyorlardı. Izgara delikleri arasındaki mesafe su/uranyum oranına göre değiştirilebiliyordu. Ben bu sistemin tepesinde nötronların yere bağlı değişimini (Buckling) ölçüyordum. Türkiye’ye döndüğümde üzerinde çalıştığım Uranyum yakıtlar % 99.6 zenginleştirilmiş U-235 ihtiva ediyordu. Birkaç milimetre kalınlığında Aliminyum içinde sandöviç şeklinde yerleştirilmişti (pres yapılarak). 12-13 tane bu şekildeki yakıtlar (her birinde 10 tane bu şekilde levha ihtiva eden) 1 M Watt gücündeki TR-I reaktörünü çalıştırmaya yetiyordu. 1 M Watt için senede 1 gr Uranyum yakardı. Sonradan zenginleştirme bomba yapabilecek kabiliyette olduğu için %20’ye düşürüldü. (Tavanı yıkarak gelebilecek bir vinç zengin uranyumu kaçırmasın diye) AMF firması tarafından yapılan bu tip Swimming Pool Type reaktör 1961 ve sonraları 19 memlekete (İspanya, İran, Türkiye vs.) satılmıştı. Araştırma reaktörü idi. Dünyada yaklaşık 450 güç reaktörü varsa, yaklaşık belki daha fazla 780 tane de araştırma reaktörü vardır. Çekmece Nükleer Araştırma Merkezimize Amerikan hükümeti tarafından bize hibe edilen küçük kritik altı reaktöründe çok deneyler yaptık. Onlar, %1.143 zenginleştirilmiş 1 cm çapında 60 cm uzunluğunda silindirik Uranyum çubukları idi. Onlarla kritik olunamazdı. Uranyum miktarı buna yeterli değildi. Su/uranyum oranını değiştirmek çok kolaydı. Birçok reaktör optimizasyon deneylerini yapmaya müsaitti. Şimdi bu silindirik Uranyum çubuklarını alalım, çapını 0.8 cm’ye indirelim. Çubuğun boyunu 4 metreye çıkaralım ve bu çubuklardan 17 tanesini bir kenara, 17 tanesini de diğer kenara koyalım, aralarına çelik destekler ve kemerlerle bağlayalım, buna yakıt elemanı buketi (bundle) denir. “Fuel element essembly” de denir. Bunlardan 195 tanesini yan yana getirirseniz 1000 Mwatt elektrik üreten PWR veya BWR güç reaktörünü elde edersiniz. Birleşmiş Milletler adına Uluslararası Atom Enerjisi Ajansında çalışırken (UAEA) Japonya teftişlerinde bu yakıt elemanlarının teftişini yapardım. 8-10 kişi UAEA’dan (İngiliz, Fransız, İtalyan, Türk müfettişleri vs.) 12-14 kişi de Japon tarafında, iki grubun da birer başkanı vardı. Elemanlar ötekilerle konuşamaz, sadece başkanlar konuşabilirdi. Mitsubishi Yakıt Eleman Fabrikasını teftiş eden grubun UAEA başkanı bendim. Dört gün süren envanter çalışmaları (teftiş edilen ülkeye) 400.000 US$’a mal oluyordu.
1988-89 yıllarında Arjantin’e Kanadalıların yaptıkları CANDU tipi reaktörde müfettiş olarak çalıştım. Reaktörün adı EMBALSE idi. Arjantin’de Cordoba civarındaydı. CANDU tipi reaktörlerde yakıt elemanları yatay da yerleştirilir, düşey de. Tabii Uranyum kullanıldığında ağır su moderatör olarak kullanılır. Uranyumu hafifçe zenginleştirirseniz reaktör su ile kritik olur. Bizim yeşil çekirdek ergimiş Toryum reaktöründe istediğiniz güce çıkabilirsiniz. Yakıt çubukları olmadığı için yakıt sıvı olduğu için çubuklardaki problemler otomatik olarak ortadan kalkar.
Doç.Dr.Çetin ERTEK
27.10.2018

PANEL DUYURUSU




24 Ekim 2018 Çarşamba

YÜZDE 1.143 ZENGİNLEŞTİRİLMİŞ URANYUM ÇUBUKLARINDAN MEYDANA GELMİŞ KRİTİK ALTI REAKTÖRÜNDE OPTİMUM GÜÇ ELDESİ



Uranyum çubuklarından meydana gelmiş reaktör heterojen bir reaktördür. En ortadaki uranyum çubuklar çok yanar. Kenardakiler az yanar. Burada yanma demek U-235’in fisyonla azalması demektir. Reaktör operatörleri hesaplanmış ve planlanmış bir intizam içersinde dıştaki daha az yanmış uranyum çubuklarını kenarlardan alıp, merkeze yerleştirerek, tıpkı bir fırındaki gibi yanmayı arttırırlar. Buna “fuel management” denir. Toryum ergimiş tuz reaktörleri ise heterojen reaktörlerdir. Toryum reaktöründe bu çabalara hiç gerek olmadığından daha zahmetsizdirler. Toryum ergimiş tuz reaktörlerinde optimizasyon Toryum-Uranyum-Lityum fluorürlerin konsantrasyonlarıyla yapılır. Sistem modülerdir. Bu demektir ki, ihtiyaca göre dizayn edilmiş bir üniteden on tane yan yana yaparsınız, 1000 Mwe emrinizdedir. Bir ünite bozulsa benzerini hemen monte etmek mümkündür. Sistem “flexible” dir. Çevre biriminde Toryum fluorür yer alır ve orada enerji üretmeye elverişli U-233 (fluorür) üretilir. 1 milyar kW saat elektrik üretimi için 50 Kg Toryum ve 50 Kg Uranyum tüketimi olacaktır. (Figes, ARGE 2017-1/Sayı:13 sayfa 7) Bir başka deyişle, 1000 Mwe’lik bir reaktörün 24 saat/365 gün çalışması hesabıyla 440 kg Toryum (0.44 ton) ve 440 kg Uranyum (0.44 ton) tüketimi olacaktır. 1000 Mwe’lik konvansiyonel nükleer reaktörün yıllık yakıt ihtiyacı ise 200 ton doğal uranyumdur. Sadece Eti Maden İşl. Gn.Md.ne ait Eskişehir kompleks cevherinden yılda 5000 ton nadir toprak elementleri üretilse, 150 ton Toryumdioksit elde edilecektir.
Tekrar heterojen reaktörlere dönelim. Uranyum çubuklarıyla reaktör içinde kullanılan suyun oranı 1:4, 1:3, 1:2 ve 1:1 olsun. Bu oranlardan hangisinde heterojen reaktör optimum olur? Yani en az uranyumla en çok güç elde edilir? Bu noktada okuyucumuz Uranyumun-Kadmium oranının ölçülmesine dair yazıma konsantre olması lazım gelir. Kadmium oranını CR ile gösterelim.
  bağıntısındaki x, reaktörün kritik olmasında çok önemli rol oynayan büyüklüklerden birisidir. Az yakıtla çok güç elde edilmesinde CR nin deneysel olarak çok büyük bir hassasiyetle ölçülmesi gerekmektedir. (Hassasiyet %1 ile %1.5 arasında olmalıdır) Biz Çekmece Nükleer Araştırma Merkezi’nde CR’yi ölçerken 7 senemizi harcadık. Kadmium yüzükler BNL, USA’dan bizzat Dr. Herbert Kouts tarafından getirildi. Bütün aksesuar ve Uranyum sistemi (104 Kg) hepsi Çekmece’ye hibe edildi. Dr. Herbert Kouts, Dr. V. Sailor’la birlikte bize önder oldular. Merkez müdürümüz Prof.Dr. Sait Akpınar idi. BNL bizi kardeş laboratuar olarak kabul etti. Hepsine bir kere daha kalpten teşekkürlerimi sunarım. Çalışmada Norveç ve İsveç’in de önemli katkıları oldu. İsveç’ten Prof.Dr. Larson, Dr. Sokolowski, Dr. Tiren daha üç ilim adamı bana gerekli İsveç iç raporlarını vermek lütfunda bulundular. Ölçüde, 7 birbirinden bağımsız ölçü metodu tatbik edildi. En başarılı sonuçlar, Çekmece Nükleer Araştırma Merkezi’nin kimya bölümünde çalışan Dr. Ali Yalçın değerli arkadaşımın müthiş çalışmaları ile sonra plutonyuma dönüşecek (2.35 gün yarı ömür) Np-239 ölçümleri ile alındı. Işınlanan uranyum diskleri eritildi ve solvent extraction metodu tatbik edildi. Metod Dr. Ishimori tarafından Japonya’da bulunmuştu. +V oksidasyon seviyesinde örnekler fiks edildi. Solvent olarak Tri Butil Fosfat (TBP) kullanıldı. Çalışmada 3 radyo-kimyacı kullanıldı. İlk ikisi o kadar başarılı değildiler. Dr. Ali Yalçın, İsveç’in yapmaya başlayıp vazgeçtiği bu metodu üstün başarı ile Türkiye’de tatbik etti. Np-239 ölçümündee işi karıştıran, böylece %1 hassasiyetle ölçü yapılmasına mani olan aynı örnekte Uranyum, Toryum, bütün fisyon ürünleri ve diğer istenmeyen malzemelerin bulunmasıydı. Dr. Ali Yalçın, bize fizikçi olarak sadece Np-239 ölçmemizi sağladı. Kendisine ne kadar teşekkür etsem azdır.
Birtek deney takriben 4 gün alıyordu. Np-239 yarı ömrü 2.35 gün olduğu için buna müsaade ediyordu. Biz yaptığımız işin mükemmeliyetini, neptünyumun yarı ömrünü de bu arada ölçtüğümüz ve literatürden daha iyi bir değer elde ettiğimizden anladık. Ölçtüğümüz örnekleri takriben herbirini 25 gün ölçerek takip ettik. (Kalan başka bir madde bizi şaşırtmasın diye) Ölçülen Np-239 miktarı bir gramın milyonda birinin milyonda biriydi.(10-12 gr) Bu derecede hassas, bu derecede büyük emek verilmiş CR ölçmeleri ile (büyün su oranları için metodu ayrı ayrı tatbik ederek) Uranyum çubuklarının birbirinden ne kadar uzağa yerleştirilmesi lazım geldiğini bulduk. Bulduğumuz sonuç, reaktörün en az uranyumla en fazla güç elde etme sorusunun çözümünü verir. Optimum şartlar temin ve tespit edilmiştir. Bunu kendi sistemlerinde bu derecede hassas olmayan nükleer reaktör laboratuarları uranyum çubuklarını sistematik hata ile yerleştirirler. 60 sene çalışan bir güç reaktöründe kayıpları milyarlarca dolara sebebiyet verebilir. (Optimumu gözden kaçırdıkları için) Ergimiş toryum tuz reaktörlerinde bu sıkıntılar yoktur ve olamaz.
Bu proje sona erince, Amerika’da Nuclear Science and Engineering ilmi mecmuasının Mayıs 1969 sayısında neşredildi. Çetin Ertek, bu çalışmasından dolayı Amerika’ya, Notre Dame Üniversitesi, South Bend, Indiana, USA’ya 1 yıllık kontrat ile davet edildi. O sırada Amerika “Vietnam Harbi’nin sonlandırılmasını siz istediniz” diyerek Başkan Nixon tarafından cezalandırıldı. 237.000 ilim adamı (bütün branşlardan) işten çıkarıldı. Colombia Üniversitesi profesörleri Newyork’da belediye otobüslerinde şoför olarak çalışmak zorunda kaldılar. Amerika’lılar bana siz burada nasıl iş buldunuz diye soruyorlardı. Amerika’yı Amerika yapan budur.
Doç.Dr.Çetin ERTEK
20.10.2018

NÖTRON TESİR KESİTLERİNİ DOĞRU MU ÖLÇÜYORUZ? YOKSA İÇİNDEKİ BİR OLAYI İHMAL EDEREK SİSTEMATİK HATA MI YAPIYORUZ?



Madde ile nötronun etkileşim ihtimaline tesir kesiti denir. Bir maddenin toplam tesir kesitini bulmak için tek enerjili nötronlar madde üzerine dik açı ile gönderilir. Γ tınlaşım (resonans) genişliği, Ernötron tınlaşım enerjisi ve ƃo tesir kesiti değeri en küçük kareler metodu ile bulunur. bunun için belli kalınlıkta maddeden faydalanılır. Burada hedef kalınlığı istatistik hataları minimum olacak şekilde seçilir. İstatistik hata hesapları İndium için d kalınlığını 14.7 mikron olarak verir. I= Ioe-Nƃd olarak tarif edilir. Burada N: 1 santimetre küpteki atom sayısı, Io gelen nötronların kanal yoğunluğu (intensitesi), I giden nötronların kanal yoğunluğudur. Burada Nƃd değerini hesaplarsak, 2.2 buluruz. Bu şekilde toplam tesir kesitleri ölçülürken, tarif olarak tesir kesitinin hatasız ölçülebilmesi için N. Ƃ.d değerinin 1’den küçük olması (N. Ƃ.d  1) gerekir. 2.2, 1’den çok küçük değil büyüktür, dolayısı ile literatürde bu şekilde ölçülmüş bütün değerlerin durumuna göre sistematik hatalar içerdiği, bu hataların ne büyüklükte olduğu tarafımızdan tespit edilmiştir. İsviçreliler de aynı ölçüyü çoper kullanarak Kadmium için yapmıştır. Çekmece’nin sonuçları, 10.000 dolar değerindeki Berilyum mono-kristali kullanıldığı için İsviçreliler’den daha iyidir. Çekmece’de Kadmium’un tesir kesiti de 0.025 eV enerjiden 200 keV’a kadar bulunmuştur. Görülüyor ki tarif ettiğiniz fiziki büyüklüğün ölçü şartlarını sağlamadığınız takdirde yanlışlar yaparsınız ve üstelik bu yanlışların neler olduğunu da bilemezsiniz. Durum nötron zırhlama (shielding) hesapları için çok mühimdir. İndium metali, reaktörlerde kontrol çubuğu olarak Kadmium ve Nikel’le birlikte alaşım yapılarak kullanılır. Bu durum, kontrol çubuğunun reaktivite değerinin olduğundan çok bulmanıza sebep olur. Sonuç, non-konservatif olduğundan sizi ciddi hataya sürükler. Çekmece Nükleer Araştırma Merkezi’nde kendi yerli kaynaklarımızla Amerika BNL’den gelen çok değerli Dr. Herbert Kouts ve V. Sailor’ın çok değerli yardımları ile Nötron spektrometresi yapıldı. TR-I büyük reaktöründe kanallardan birinin yoluna Berilyum mono-kristali konuldu, dönen bir mekanizma ile reaktörden çıkan nötronların enerjilerini ayırmak mümkün oldu. Her malzemenin nötronlarla etkileşmesi nötron enerjisine göre muazzam değişir. İndium’daki başkadır, Kadmium’daki tamamen başkadır.
Ben bu yerli yapım Nötron spektrometresinde 1975 yılında, reaktörden çıkan nötronları İndium ince levhaları üzerine dik açı ile düşürerek dünyada ilk defa İndium’u radyoaktif  hale getirdim ve aktivitesini ince levhalar geometrisinde dikkatle ölçtüm. Amacım ince levhalar arasında nötronların derine ne kadar nüfuz ettiğini araştırmaktı. İndium sandöviçi nötronlara dik olarak yerleştirildi. İndium sandöviçi 26,28 ve 44 mikronluk üç indium levhadan ibaretti. 3 levhanın da nötron gören tarafı A, nötron görmeyen tarafı B olarak işaretlendi. İndium beta aktivitesi Geigen Müller sayacında ayrı ayrı ölçüldü. Bu 6 noktadan elde edilen aktiviteler bir grafik üzerinde gösterildiğinde üçüncü levhanın aktivitesinin teorik öngörülenden mühim miktarda büyük olduğu literatürde ilk defa bulundu. İndium’un birinci tınlaşımı (resonansı) olan 1.456 eV’luk nötronları spektrometreden seçtik ve İndium üzerine gönderdik. Görülüyor ki nötronlar İndium içine teorinin gösterdiğinden çok daha fazla derine nüfuz ediyorlar. Burada 115In(n,)116In reaksiyonu kullanıldı. İndium levhaları aktive etmek için TR-I Reaktörü 1 MW güçte 4 saat çalıştırıldı. Nötronlar niçin teorik hesaplandığından daha fazla malzemenin içine giriyorlar? İndium’un yapısında tabanı kare şeklinde olan uzun dikdörtgenler prizmaları var. Her metalin yapısında %80 o metalin kristalleri vardır. Bizim gönderdiğimiz nötronlara tekabül eden DeBroglie dalga boyu 1.456 eV için 0.23 Angstrom’dur (0.23 Å). İndium’un kristal yapısındaki sabit d= 4.594 Angström’dür. Dolayısıyle nötronlar kanallaşma olayı ile aradan kolaylıkla geçebilirler. Atomlar arasında sıcaklıktan dolayı Doppler genişleme (self-shielding) olayı da vardır. Nötronların yutulma ve saçılma olayları da vardır. Nötronlar izotropik şekilde hedefe çarpmazlarsa problemler meydana gelir. Kontrol çubuğunun reaktivite değerinin olduğundan çok düşünülmesi çok önemli sonuçlar doğurabilir. Biz bu olaya (nötron channeling) nötron kanallaşma olayı diyoruz. Bu olay tesir kesitlerinde muhakkak göz önünde bulundurulması gereken bir olaydır. Rahmetli Türkiye’nin çok değerli Denel Fizik Profesörü Dr. Cavit Erginsoy alfa parçacıklarının kristallerde kanallaşma olayını bulmuştu. Nur içinde yatsın.
Bir malzemeye ait üniversal sabit, örneğin nötron tesir kesiti başlangıç tarifine uymadan kullanılacak olursa, nötron kanallaşma olayı göz önüne alınmazsa birçok sistematik yanlış bu şekilde ortaya çıkar. Kitabımı (Enerji, Erozyon, Fizik ve Nükleer Fizik), dünyanın binlerce seçkin nükleer mühendislerinin bulunduğu Amerika’nın çok saygın mühendislik üniversitesi (Mechanical Engineering Department Stanford, California, 94305) profesörlerinden Dr. Sidney Fierman’ın 24 Mart 1975’te bana gönderdiği mektupla bitiriyorum. Durumu aydınlatmak için koskoca Amerika benim mütevazi Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi’nde yaptığım, 7 yıl süren ÇNAEM 47 no.lu çalışmama muhtaç olabiliyor. Gençlere söylüyorum; ne olursanız olun, azim, sevgi, merak, dayanışma, sabır ve dikkatle yapacağınız eserler dünya çapında olabilir. Moralinizi yüksek tutun, deneysel çalışın. Dr. Sidney Fierman’ın mektubunu kitabımın son sayfalarından okuyabilirsiniz.
Doç.Dr.Çetin ERTEK
20.10.2018

17 Ekim 2018 Çarşamba

DENEYSEL REAKTÖR FİZİĞİNİN İNCELİKLERİ



Çekmece Nükleer Araştırma Merkezi’nin, Amerika’nın Brookhaven Milli Laboratuarı ile yaptığı protokole göre, 104 Kg’lık % 1.143 zenginleştirilmiş uranyumlu alt-kritik sistem ÇNAEM’e hibe edilmişti. Deneysel çalışmalar 1962’de başlayıp 1969’da sona ermişti. Deney son derecede zor bir deneydi. %1 hassasiyetle ölçme gerektiriyordu. Ben bu ölçmelerde, beş birbirinden bağımsız ayrı ölçme metodunu karşılaştırmalı olarak tatbik ettim. Solvent ekstraksiyon yapılarak varılan sonuçlar bize en doğru ölçüleri verdi. Zenginleştirilmiş uranyumlu alt-kritik sistem 63 cm boyunda, 1 cm çapında 72 uranyum çubuğundan ibaretti. Bu sistemin kritikliğini arıyorduk, deneysel sonuçlar transport teori hesapları ile karşılaştırılacaktı. Biz ölçü için neptunium’un (Np-239) gama ışınlarını ölçtük.  Meydana gelen Neptunium miktarı bir gramın milyonda birinin milyonda biri kadardı. Yani 10-12 gr. Biz bir oran ölçüyorduk. Kritik-altı sistemi gözönüne getiriniz, ortada biri çıplak uranyum pul, bir de kadmiumla kaplı uranyum pulun neptunium aktivitelerinin oranı. Buna reaktörün kadmium oranı denir, bu da kritikalite ile ilgili önemli bir parametredir. Np-239 atomları 2.35 gündelik yarı ömre sahiptir. Bütün Np’lar bu yarı ömürle Plutonyum-239’a dönüşürler. Yani biz Türkiye’de ilk defa, çok az da olsa Plutonyum-239 üretmiş olduk. Çubukların ortasında biri çıplak ötekisi Kadmium (Cd) yüksükle kaplı iki uranyum pul aynı anda ışınlanıyor.
    U238 + n 23 dakika > U239  ----à Np239 2.35 gün---à Pu239   oluyor.
Nötronların enerji dağılımı O eV’tan 10 MeV’a kadar. Buna nötron enerji spektrumu diyoruz. Çıplak uranyum pulu Cd’miumla kaplanırsa (Bu bir yüzük yapısındadır ve alttan ve üstten içine termik nötronlar girmesin diye yine Cd iki pulla kapatılmıştır.) Cd pul, termik nötronları hemen hemen tamamını yuttuğu için istediğimiz Cd oranını elde ederiz. Nötron enerji ayrımı için kullanılan Cd yüzük ve pullar mikroskopik reaktör fizik parametresini 5 yönden etkiler. İlk olarak, eğer çıplak foiller kadmium kutudan kafi derecede uzak değillerse, onların aktiviteleri kadmium kutunun akıyı azaltması sebebi ile azalır. (Burada akı ile nötron akısını kastediyoruz.) İkinci olarak, termal akının azalması, akıyı da azaltır, çünkü termal fisyondan çıkan hızlı nötronların sayısı azalır, bundan dolayı kadmium kaplı foillerde hızlı nötronlardan meydana gelen aktivite azalır. Üçüncü olarak termik akının azalması, resonans akıya da etki eder. Kadmium kutu yüzünden resonans akı da moderatör yer değiştirmesi yüzünden ve kadmiumun yüksek enerjideki resonanslarından ötürü azalır. Dördüncü olarak, kadmiumdan dolayı ortamda resonans saçılması olur ve son olarak kadmium kutudan dolayı moderatör miktarı değişir.
Ertek tarafından geniş bir çalışma yapılmıştır. Bunda standart metroloji tavsiye edilir, nükleer veriler, spektrum ayar metodları, spektrum unfolding, akı ve fluence tayinleri açıklanmıştır. Belirsizlikler, 203 referanslı bir çalışma ile ortaya konmuştur.
Proje Manageri olarak çalıştığım REAL-80 projesi, 1981’de Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı himayesinde ileri laboratuarlar arasında kısa zamanda tamamlanmıştır. IAEA specialistlerinin toplantısında REAL-84 eksersizi masaya yatırılmıştır. (Mayıs 1987, Jackson Hole, Wyoming, USA)
ASTM standartları, yani E262-E266; E523,526; E343, E-393, E481 ve E482 reaksiyon sürati ölçmelerinde; E693 atom başına ferritik çeliklerde yer değiştirme (DPA); E704, E705, E706 (Master Matriks for Pressure Vessel Surveillance Standards), E706 (IG), Guide 900, E944 ve Metod E646 ve diğerleri çok foyalıdır ve devamlı inkişaf etmektedir. Korrele edilmiş lineer en küçük kareler metodunun (CLLS) yeni bilgileri içine alması çok faydalıdır. Bu metod, eski ve yeni ölçülerin büyük kovarians matrislerinin inversiyonlarının alınmasına gerek duymaz. REAL-80, REAL-84 ve REAL-88 projelerinin menejerliğini Ertek yapmıştır.

Kaynaklar
1.       W.l. ZIJP, E.M. ZSOLNAY, H.J. Nolthemus, E.J. Szondi, G.C.H.MM Verhaag, D.E. Culler and Ç. Ertek “Final Report on the REAL-80 Exercise”; ECN-128, Netherlands Energy Research Foundation (1983).
2.       E.M. Zsolnay and H.J. Nolthenius “Proc. Of the IAEA Consultants” Meeting on the Assessment of the Results of the REAL-84 Exercise Edited by V. Piksaikin, March 197, IAEA INDC (NDS) 190 / G+F+R
3.       C. Ertek, “On the penetration of mono-energetic neutrons inside the detector foils”, International Atomic Energy Agency, IAEA/RL/44, Feb. 1977.
4.       C. Ertek,  “Neutron Activation Foil Cover Effects. Neutron flux density depression and self shielding correction factors” International Atomic Energy Agency, IAEA/RL/57 Feb. 1979.
5.       C. Ertek, Compilation of neutron flux  density spectra and reaction rates in different neutron fields, Vol.I, IAEA/RL/61, June 1979, 319 pages.
6.       C. Ertek, ibid. Vol II, IAEA/RL/63 July 1979, 251 pages.
7.       C. Ertek, ibid.Vol III, IAEA/RL&68, April 1980, 381 pages.
8.       C. Ertek “Reaction Rate Measurements, Neutron Spectrum Unfolding, Fluence, Radiation Damage, Embrittlement and Safety for Fission and Fusion Reactors, Their short comings and Uncertainities” IAEA/RL/72 Oct. 1980.
9.       C. Ertek, A. Yalçın and Y. İnsel, Nucl. Sci. Eng., 36, 209-221, 1969.
10.   C. Ertek and N. Haselberger “Measurement of Density and Water Content of Soil Using Photon Multiple Scattering” Nucl. Inst. And Methods 227 (1984) 182-185.
11.    C. Ertek “The REAL-80 Project Related Preliminary Results Argonne Seibersdorf Intercomparison Proc. 4th Sym. On Neutron Dosimetry p.251 Commission of the European Communities, Radiation Protection Munich-Neuherberg 1-5 June 1981. EUR 7448 EN Vol. II.
12.   C. Ertek, “Seibersdorf-Helsinki Intercomparison of Neutron Flux Density Spectra by Using the SAND-II and LOUHI Unfolding Programmes p.261.
13.   C. Ertek, M.F. Vlosov, B. Cross, P.M. Smith “Influence of Cross Section, Structure on Unfolded Neutron Spectra” p.p 654, Proc. Int. Conf. Nuclear Data for Science and Technology. Antwerp, Belgium, Sept. 6-10, 1982. CONF-820906.

Doç.Dr.Çetin ERTEK
13.10.2018