KISIM
5
Bu kısımda diğer
nötron spektrum ölçme metodları kısaca gözden geçirilmiştir. NE-213 aleti, bazı
düşük güçteki reaktörlerde ve araştırma reaktörlerinde nötron spektrumu
ölçmelerinde kullanılmıştır. Bu tip aletlerin, reaktör içinde gürültüyü de
ölçme hassasiyetleri olduğu için ve çok hesap yapmayı gerektirdiğinden bazı
mahsurları vardır.
Kristal spektrometresi
kullanılarak veya uçuş zamanı metoduna göre diferansiyel spektrum
bulunabilir.(15). Kristal spektrometresi ile birçok ölçü yapıldığı halde,
spektrometrenin enerjiye bağlılığının hesaplanması güçlüklerinden dolayı bazı
zorluklar çıkarmaktadır. Bu metodlardaki genel problem, doğrudan doğruya
olmayan aktivasyon foillerinin kullanılma ve unfolding tekniğinin kullanılması
mecburiyetidir. Reaktördeki ışınlama kapsülünün bulunduğu yerdeki nötron
alanının spektrumu iyi karakterize edilmelidir.
Spektrum
ölçmelerine geri tepmeli proton sayıcılarını da katabiliriz. He-3 sayıcıları ve
nükleer emülsiyonlar kullanılabilir. Proton tepmeli sayıcılar, 200 keV ve 2 MeV
enerjilerindeki nötronları sayar. He (n,p)H reaksiyonu için de bu enerjiler
kullanılır. Nükleer emülsiyonlarda, protonlar, fotograf plakasının içinde
ölçülürler.
Nötron spektrumu
unfolding-metodu ile de bulunabilir. Unfolding’de çok az hatalı başlangıç
spektrumu ve belirsizliklerini nasıl buluruz? Reaktör alanları için transport
hesaplarında başlangıç spektrumunun variance ve covariance’ları çok iyi
bilinmemektedir (reaktör alanları için). Nötron dozu ölçmelerinde, nötron rem
ölçüsü (sievert counter) sonuçları ile nötron dedektörü sonuçları birbirini
tutmaktadır. Diğer yönden iki boyutlu diskret ordinates method boşluk
bölgesinde akı dağılımını bozar. 1 MeV ve üzeri enerjilerdeki nötronlar için
hesapla ölçü arasında büyük farklar vardır(16).
Fransa’da,
Champion, (17) nötron dozimetrelerinin reaksiyon hızlarını, reaktör kazanı
civarında ve PWR’ın çalışma katında ölçtü. Hesaplar için bir transport teori
kodu Sn metod, ANISN (tek boyutlu ve DOT (iki boyutlu) ve Montecarlo kodu,
TRIPOLI-2 kullanıldı. Hesapla ölçü arasında 1.5 fark çıktı. Aldrich, Bonner
ball tipi bir spektrometre kullandı ve hücreye eşdeğer proportional sayaç (18)
(Rossi counter) sonuçlarını yayınladı. Hesapla karşılaştırmayı yapmadı. Gama
ışınları ölçmeleri de bu arada n/ɤ
oranları safeguards (nükleer güvenlik) bakımından önemlidir. Buhar
generatörünün civarındaki gama dozları (BWR reaktörü için) reaktör
kapatıldıktan sonra, Atakan tarafından Almanya’da ölçüldü(19). Böyle bir
veri(58) hızlı reaktörler için çok enderdir. Ohtani ve Kawakita JOYO hızlı
reaktörü civarındaki radyasyon dağılımını ölçtüler. İki boyutlu Sn
transport kodunu (DOT 3.5) kullanarak hesap yaptılar ve sonuçları fisyon
odaları, termo-luminesant dozimetreler ve foil nötron dedektörleriyle
karşılaştırdılar. 6 değerinde bir fark buldular. İyileştirmeler gerekmektedir.
Çok kapsamlı bir veri tabanı, yazar tarafından (22-24) literatüre sunulmuştur.
Nötron spektrumları ve elde edilen reaksiyon süratleri bildirilmiştir.
Diğer taraftan,
IAEA tesir kesiti prosesing kodu, zırhlama hesaplarına yardım için
geliştirilmiştir(25). Bu projenin amacı: a) processing kodlarının
güvenirliğinin ölçülmesi b) fark yaratan sebeplerin bulunup, elimine edilmesi
c) tesir kesitlerinin kontrollü bir şekilde kullanılmasını temindir. (Kapalı
kutu gibi kullanılmamalarını temin.)
Çok komponentli
aktivasyon dedektörleri, (MAD) füzyon ve fisyon ölçüleri için (26) kullanışlı
bir tekniktir. Referans (27) de belirsizlik kaynakları etraflıca irdelenmiştir
(59-61).
07.07.2017
Doç.Dr.Çetin
ERTEK
Hiç yorum yok:
Yorum Gönder