Investigation of Gama Radiation Attenuation and Neutron Capture Capacity of Concrete Samples Including Barite, Magnetite, Some Boron Minerals and Wastes

Abstract

Hızla gelişen teknolojiye paralel olarak canlıların radyasyona maruz kalma miktarlarıda giderek artmaktadır. Radyasyon tehdidi altında bulunan tüm yapılarda bu tehlikenin miktarını azaltacak korunma yöntemleri mutlaka belirlenmelidir. Radyasyonun zararlı etkilerini azaltmada kullanılacak yöntemlerden biride zırhlamadır. Bu çalışmanın amacı inşaat malzemesi olarak kullanılan betonun radyasyon zırhlama özelliklerini belirlemektir.Bu amaçla; barit, manyetit, kolemanit, tinkal, uleksit, tinkal konsantratör atığı ve uleksit konsanratör atığının farklı oranlarda beton numunelerine katılması ile 36 adet 15×15×4 cm boyutlarında beton numunesi elde edildi. Bu beton numunelerinin deneysel gama radyasyon soğurganlıkları 59.54 keV (241Am) ve 80.99 keV (133Ba) enerjili fotonlar için NaI(Tl) sintilasyon dedektörü kullanılmasıyla, teorik gama radyasyon soğurganlıkları ise WinXCom ve Penelope bilgisayar programlarını çalıştırılmasıyla belirlendi. Aynı beton numunelerinin nötron soğurganlıkları, hızlı nötronlar için makroskobik etkin tesir kesidi yöntemiyle teorik olarak belirlendi. Aynı zamanda 36 adet 15×15×15 cm boyutlarında kübik beton numuneleri üretilerek bu beton numunelerinin basınç dayanımları belirlendi.Beton numunelerinin radyasyon soğurganlıklarının beton türünün yoğunluğuna, elementel bileşimine ve radyasyonun enerjisine bağlı olarak değiştiği belirlendi.In parallel with the fast developing technology, living beings? exposure to radiation increases gradually. In every structure that is under the threat of exposure to radiation, protection methods that gradually decrease danger should be absolutely determined. One of the methods that can be used for protection from dangers is shielding. The aim of this research is to determine the features of radiation shielding of concrete which is used as a construction material.For this purpose; barite, magnetite, colemanite, tincal, ulexite, tincal concentrator waste and ulexite concentrator waste were put into concrete samples and 36 concrete samples with 15x15x4 cm sizes were prepared. These concrete samples? experimental gamma radiation attenuation were determined with NaI(Tl) scintillation detector for 59.54 keV (241Am) and 80.99 keV (133Ba) energies photons, while their theoretical gamma radiation attenuation were determined with WinXCom and Penelope computer programs. Neutron absorbency of the same concrete samples was determined theoretically with macroscopic effective cross section method for fast neutrons. At the same time, 36 cubic samples with 15x15x15 cm sizes were produced and these concrete samples? compressive strength were determined.It was determined that radiation attenuation of concrete samples varied according to the density and elemental composition of the concrete type and the energy of radiation.