Araştırma Makalesi
BibTex RIS Kaynak Göster

Fast and Thermal Neutron Removal Cross-Section for Ceramic Glass Aluminum Oxynitride

Yıl 2024, Cilt: 7 Sayı: 5, 1022 - 1030, 15.09.2024
https://doi.org/10.34248/bsengineering.1508116

Öz

This study investigates the effectiveness of transparent aluminum oxynitride (AlON) in neutron shielding, focusing on both fast and thermal neutrons. Using conventional radiation attenuation parameters, the macroscopic neutron removal cross-sections of AlON were calculated for varying neutron energies and material thicknesses. The Geant4 simulation toolkit was employed to model and analyze the neutron interactions with AlON. The results indicate that AlON exhibits a high neutron shielding capacity for fast neutrons, performing better than traditional shielding materials such as concrete and lead. However, for thermal neutrons, AlON's performance was less effective, only surpassing lead but not concrete or water. The findings suggest that while AlON is highly effective for fast neutron shielding, it may require complementary materials to adequately shield thermal neutrons. This could involve using AlON in combination with other materials to create a more comprehensive neutron shielding solution. AlON shows significant potential as a neutron shielding material, particularly for fast neutrons. Its integration with additional shielding materials could enhance its overall effectiveness, making it suitable for various nuclear and radiation protection applications.

Kaynakça

  • Agostinelli S, Allison J, Amako KA, Apostolakis J, Araujo H, Arce P. 2003. Geant4 - a simulation toolkit. Nucl Instrum Methods Phys Res A, 506(3): 250-303.
  • Akyıldırım H. 2019. Calculation of fast neutron shielding parameters for some essential carbohydrates. Erzincan Üniv Fen Bilim Enst Derg, 12(2): 1141-1148.

Fast and Thermal Neutron Removal Cross-Section for Ceramic Glass Aluminum Oxynitride

Yıl 2024, Cilt: 7 Sayı: 5, 1022 - 1030, 15.09.2024
https://doi.org/10.34248/bsengineering.1508116

Öz

Bu çalışma, hem hızlı hem de termal nötronlara odaklanarak saydam alüminyum oksinitrürün (AlON) nötron zırhlamadaki etkinliğini araştırmaktadır. Geleneksel radyasyon zayıflatma parametreleri kullanılarak, AlON'un makroskopik nötron sökme tesir kesitleri, değişen nötron enerjileri ve malzeme kalınlıkları için hesaplanmıştır. AlON ile nötron etkileşimlerini modellemek ve analiz etmek için Geant4 simülasyon aracı kullanılmıştır. Sonuçlar, AlON'un hızlı nötronlar için yüksek bir nötron zırhlama kapasitesi sergilediğini ve beton ve kurşun gibi geleneksel kalkan malzemelerinden daha iyi performans gösterdiğini ortaya koymaktadır. Bununla birlikte, termal nötronlar için AlON'un performansı daha az etkili olmuş, kurşundan daha iyi özellikler gösterirken, beton veya suya göre daha az etkili olmuştur. Bulgular, AlON'un hızlı nötron zırhlama için oldukça etkili olmasına rağmen, termal nötronları yeterince zırhlayabilmek için tamamlayıcı malzemelere ihtiyaç duyabileceğini göstermektedir. Bu durum, daha etkili bir nötron zırhı çözümü oluşturmak için AlON'un diğer malzemelerle birlikte kullanılmasını gerektirebilir. AlON, özellikle hızlı nötronlar için zırh malzemesi olarak önemli bir potansiyel göstermektedir. AlON'un ek zırh malzemeleriyle kompozisyonu, genel etkinliğini artırarak, çeşitli nükleer ve radyasyondan korunma uygulamaları için uygun hale getirebilir.

Kaynakça

  • Agostinelli S, Allison J, Amako KA, Apostolakis J, Araujo H, Arce P. 2003. Geant4 - a simulation toolkit. Nucl Instrum Methods Phys Res A, 506(3): 250-303.
  • Akyıldırım H. 2019. Calculation of fast neutron shielding parameters for some essential carbohydrates. Erzincan Üniv Fen Bilim Enst Derg, 12(2): 1141-1148.
Toplam 2 adet kaynakça vardır.

Ayrıntılar

Birincil Dil İngilizce
Konular Genel Fizik
Bölüm Research Articles
Yazarlar

Aydın Yıldırım 0000-0003-2141-5355

Erken Görünüm Tarihi 10 Eylül 2024
Yayımlanma Tarihi 15 Eylül 2024
Gönderilme Tarihi 1 Temmuz 2024
Kabul Tarihi 8 Eylül 2024
Yayımlandığı Sayı Yıl 2024 Cilt: 7 Sayı: 5

Kaynak Göster

APA Yıldırım, A. (2024). Fast and Thermal Neutron Removal Cross-Section for Ceramic Glass Aluminum Oxynitride. Black Sea Journal of Engineering and Science, 7(5), 1022-1030. https://doi.org/10.34248/bsengineering.1508116
AMA Yıldırım A. Fast and Thermal Neutron Removal Cross-Section for Ceramic Glass Aluminum Oxynitride. BSJ Eng. Sci. Eylül 2024;7(5):1022-1030. doi:10.34248/bsengineering.1508116
Chicago Yıldırım, Aydın. “Fast and Thermal Neutron Removal Cross-Section for Ceramic Glass Aluminum Oxynitride”. Black Sea Journal of Engineering and Science 7, sy. 5 (Eylül 2024): 1022-30. https://doi.org/10.34248/bsengineering.1508116.
EndNote Yıldırım A (01 Eylül 2024) Fast and Thermal Neutron Removal Cross-Section for Ceramic Glass Aluminum Oxynitride. Black Sea Journal of Engineering and Science 7 5 1022–1030.
IEEE A. Yıldırım, “Fast and Thermal Neutron Removal Cross-Section for Ceramic Glass Aluminum Oxynitride”, BSJ Eng. Sci., c. 7, sy. 5, ss. 1022–1030, 2024, doi: 10.34248/bsengineering.1508116.
ISNAD Yıldırım, Aydın. “Fast and Thermal Neutron Removal Cross-Section for Ceramic Glass Aluminum Oxynitride”. Black Sea Journal of Engineering and Science 7/5 (Eylül 2024), 1022-1030. https://doi.org/10.34248/bsengineering.1508116.
JAMA Yıldırım A. Fast and Thermal Neutron Removal Cross-Section for Ceramic Glass Aluminum Oxynitride. BSJ Eng. Sci. 2024;7:1022–1030.
MLA Yıldırım, Aydın. “Fast and Thermal Neutron Removal Cross-Section for Ceramic Glass Aluminum Oxynitride”. Black Sea Journal of Engineering and Science, c. 7, sy. 5, 2024, ss. 1022-30, doi:10.34248/bsengineering.1508116.
Vancouver Yıldırım A. Fast and Thermal Neutron Removal Cross-Section for Ceramic Glass Aluminum Oxynitride. BSJ Eng. Sci. 2024;7(5):1022-30.

                                                24890