1,721,024 research outputs found
Going Beyond Counting First Authors in Author Co-citation Analysis
Get PDFThe present study examines one of the fundamental aspects of author co-citation analysis (ACA) - the way co-citation
counts are defined. Co-citation counting provides the data on which all subsequent statistical analyses and mappings
are based, and we compare ACA results based on two different types of co-citation counting - the traditional type that
only counts the first one among a cited work's authors on the one hand and a non-traditional type that takes into
account the first 5 authors of a cited work on the other hand. Results indicate that the picture produced through this non-traditional author co-citation counting contains more coherent author groups and is therefore considerably clearer. However, this picture represents fewer specialties in the research field being studied than that produced through the traditional first-author co-citation counting when the same number of top-ranked authors is selected and analyzed. Reasons for these effects are discussed
Variations on the Author
Get PDF“Variations on the Author” discusses two of Eduardo Coutinho’s recent films (Um Dia na Vida, from 2010, and Últimas Conversas, posthumously released in 2015) and their contribution to the general question of documentary authorship. The director’s filmography is characterized by a consistent yet self-effacing form of authorial self-inscription: Coutinho often features as an interviewer that rather than express opinions propels discourses; an interviewer that is good at listening. This mode of self-inscription characterizes him as an author who is not expressive but who is nonetheless markedly present on the screen. In Um Dia na Vida, however, Coutinho is completely absent form the image, while Últimas Conversas, on the contrary, includes a confessional prologue that moves the director from the margins to the center of his films. This article examines the ways in which these works stand out in the filmography of a director who offers new insights into the notion of cinematic authorship
Appropriate Similarity Measures for Author Cocitation Analysis
Get PDFWe provide a number of new insights into the methodological discussion about author cocitation analysis. We first argue that the use of the Pearson correlation for measuring the similarity between authors’ cocitation profiles is not very satisfactory. We then discuss what kind of similarity measures may be used as an alternative to the Pearson correlation. We consider three similarity measures in particular. One is the well-known cosine. The other two similarity measures have not been used before in the bibliometric literature. Finally, we show by means of an example that our findings have a high practical relevance.information science;Pearson correlation;cosine;similarity measure;author cocitation analysis
Dispelling the Myths Behind First-author Citation Counts
Get PDFWe conducted a full-scale evaluative citation analysis study of scholars in the XML research field to explore just how different from each other author rankings resulting from different citation counting methods actually are, and to demonstrate the capability of emerging data and tools on the Web in supporting more realistic citation counting methods. Our results contest some common arguments for the continued
use of first-author citation counts in the evaluation of scholars, such as high correlations between author rankings by first-author citation counts and other citation
counting methods, and high costs of using more realistic citation counting methods that are not well-supported by the ISI databases. It is argued that increasingly available digital full text research papers make it possible for citation analysis studies to go beyond what the ISI databases have directly supported and to employ more
sophisticated methods
Development of novel shielding material based on epoxy matrix loaded by high-Z chemical powders used for mammographic, diagnostic and industrial X and gamma ray energy range, and determination of its photon attenuation properties by ionization chamber method with use of standard beam qualities
No full textİyonlaştırıcı radyasyona karşı zırhlama malzemesi kullanımı, pasif bir güvenlik elemanı olarak tıbbi ve endüstriyel radyasyon uygulamalarında önemli bir yer teşkil eder. Son yıllarda malzeme biliminin hızlı gelişimi ile birlikte bu alanda yeni kompozit malzemeler kullanılmaya başlanmıştır. Bu malzemeler, kurşun ve demir metalleri gibi klasik radyasyon zırhlayıcı malzemelerle birlikte rekabetçi bir şekilde ve hatta bazı pratik nedenlerden dolayı metaller yerine de kullanılırlar. Bu tezde, kurşun oksit tozuna ve epoksi matrisine dayalı yeni bir kompozit zırhlayıcı malzeme üretilmesi amaçlanmıştır. Mamografik, radyolojik ve endüstriyel enerji aralıklarındaki x ve gama ışınlarına karşı kullanımının uygunluğu, radyometrik tezgâhlarda iyon odası yöntemiyle test edilmiştir. Koruyucu numunelerin üretimi kurşun oksit tozunun uygun bir epoksi malzeme ile karıştırılma ve kalıplanma tekniğine dayanmaktadır, numunelerin homojenliği a-Si / CsI dijital görüntüleme detektörü kullanılarak en az % 99 homojenlik olacak şekilde elde edilmiştir. Numuneler farklı kurşun oksit / epoksi yükleme oranları, farklı şekiller ve kalınlıklar kullanılarak üretilmiştir. Örneklerin fiziksel yoğunlukları özel bir terazi seti kullanılarak belirlenmiştir. Üretilen numunelerin kurşun eşdeğerliği, zayıflama katsayısı ve HVL değerleri gibi foton zayıflama özellikleri, IEC 61331-1 protokolüne göre standart dar demet kalitelerinde tanımlanmıştır. 7 mm kalınlıkta % 20 PbO yüklü numunenin mamografi enerji aralığında (20-30 kVp) hiçbir doz değeri göstermediği ve gelen tüm fotonları durdurduğu, 4 mm kalınlıkta % 60 PbO yüklü numunenin radyoloji enerji aralığı (80-100 kVp) için 0.5 mm saf kurşun levhaya eşit olduğu gözlenmiştir. Örnekleri endüstriyel enerji aralığında test etmek amacıyla, kurşun eşdeğeri, zayıflama katsayısı ve HVL'lerini belirlemek için bir ISO s-137Cs (0.662 MeV) kaynağı kullanılmıştır. Ayrıca numunelerin darbelere dayanıklılığı için yapılan testlerde tatmin edici sonuçlara ulaşılmıştır. Numuneler için elde edilen tüm sonuçlar, bu yeni koruyucu malzemenin bazı tıbbi ve endüstriyel uygulamalarda kullanılabileceğini göstermiştir.The shielding against ionizing radiation is an important issue in the medical and industrial radiation applications as a passive safety element. In recent years, with fast development of material science new composite materials have been developed and they are increasingly used in this field. Those materials are competitively employed together with classical radiation shielding materials such as lead and iron metals, and even they are also replaced by metals due to some practical reasons. In this thesis, it was aimed to produce a novel composite shielding material based on epoxy matrix by adding lead oxide powder. The suitability of its use in mammographic, radiological and industrial x and gamma ray energy ranges was tested by ionization chamber method. The new shielding samples were produced by mixing lead oxide powder and a suitable epoxy matrix, thus resulting in at least 99% homogeneity in which the homogeneity of samples was determined using the radiological images taken by a-Si/CsI based digital imaging detector. In the production procedure, the samples were produced using different loading ratios of lead oxide/epoxy, different shapes and thicknesses. Physical densities of the samples were determined by using a special balance kit. The attenuation properties of the produced samples such as lead equivalence, attenuation coefficient and HVL values were measured on standard narrow beam qualities according to IEC 61331-1 protocol, using the experimental setups installed in the radiometric benches. It was observed that the 20 % PbO loaded sample with 7mm thickness showed no transmission and shielded all incoming photons in mammography energy range (20-30 kVp), the 60% PbO loaded sample with 4mm thickness is found to be equivalent to 0.5mm lead metal for radiology (80-100 kVp). To test the samples industrial energy range, an ISO s-137Cs (0.662 MeV) source was used to determine lead equivalence, attenuation coefficient, and HVLs. Then the mechanical properties of the samples were determined and the results obtained for impact strength are satisfactorily to demonstrate their durability. All results obtained for the samples indicated that, this new shielding material can be used in some medical and industrial applications
Investigation of energy response of approximate tissue equivalence BC-408 plastic scintillator to the X-rays of 40-120 keV region used in radiology and the gamma rays of 60-1333 keV region
No full textSon yıllarda, plastik sintilatörlerin(PS), yüksek duyarlılıkları ve yaklaşık doku eş değeri olmaları nedeniyle radyolojideki X-ışını ve radyoterapide gama ışını uygulamalarında, medikal dozimetre olarak kullanımları artmıştır. Bu tez çalışmasında, ticari olarak elde edilebilir, poliviniltoluen(PVT) esaslı BC-408 (Bicron Corp) plastik sintilatörün enerji bağımlılığının incelenmesi amaçlanmıştır. Bu amaçla, X-ışın tüpü kendi filtrelemesi ve ilave fitlreler eklenerek elde edilen ISO dar demet serisi X-ışını demet kaliteleri ve IEC RQA serisi demet kalitelerindeki X-ışınlarıyla, mobil 3D-radyometrik bir benç üzerine yerleştirilen BC-408 PS dedektörü ışınlanmıştır. Önce, bu demet kaliteleri, hava kerma doz hızları biriminde ISO ve IEC protokollerine uygun olarak 28 cm3 ve 30 cm3 iyon odaları ile birlikte bir elektrometre (UNIDOS, PTW tipi) kullanılarak kalibre edilmiştir. Daha sonra, puls sayım yöntemiyle kalın (7.62cmx7.62cm) bir BC-408 dedektörün radyasyon doz bağımlılığı, filtresiz ve filtreli demet kalitelerinde ve bir standard ISO su- vücut fantomu gerisinde ölçümler yapılarak ölçülmüştür. Ayrıca, PS dedektörün foton enerji tepkisi, raddyoizotop kaynaklarından yayınlanan ve kolüme edilen gama ışınlarının 60-1332,5 keV enerji aralığında ölçülmüştür. Bir BC-408 sintilatörünün tepkisinin enerji bağımlılığı bilgisini elde edilmesinde, tüm ölçümler fotoçoğaltıcının aynı gerilim ve aynı kazanç ayarlarında yapılmıştır.BC-408 PS malzemesi, diagnostik radyolojide kullanılan X-ışınlarıyla ışınlandığında, beklenen enerji bağımlılığı yaklaşık lineerdir, ancak düşük foton enerjilerindeki iyonlaşmanın sönümlenmesi nedeniyle, soğurulan doza karşı ölçülen sayım hızlarındaki düşüş için uygun bir dönüştürme faktörüne gereksinim vardır. Puls sayım tekniği ile kalın bir PS dedektörünün enerji tepkisi, filtresiz ve filtreli X-ışını demetlerinde su vücut fantomu ile 40-120 keV X-ışını aralığında ölçüldüğünde, enerji bağımlılığı fikri desteklenmektedir. Diğer yandan, 60-1332,5 keV gama ışını enerji aralığında BC-408 tepkisi düzgün bir davranış göstermiştir, ancak kalın bir PS içinde çoklu Compton saçılmaları nedeniyle sayım hızlarında bazı değişmeler gözlenmiştir. Bu sonuçlar, özellikle yüksek enerjili gama ışınlarının kullanılacağı plastik sintilasyon dozimetresinde, daha küçük boyutlu ve ince PS BC-408 ile daha uygun yapılabileceğini göstermektedir.As a medical dosimeter, plastic scintillators(PS) for the X-ray applications used in radiology and high energy gamma rays in radiotherapy has increasingly used in recent years because of their high sensitivity and nearly tissue equivalence. In this thesis, it is aimed at investigating the energy dependence of a commercially available BC-408 PS (Bicron Corp.), based on polyvinyletoluene (PVT) For this purpose, several X-ray beam qualities such as ISO narrow series and of IEC RQA series,obtained from an X-ray tube with additional filtrations. They were used for the irradiations of the present PS detector placed in a mobile 3D-radiometric bench. First, the radiation beam qualities were calibrated in terms of air kerma rates, using the well-defined protocols according to particular ISO and IEC standards by employing a 28 cm3 and a 30 cm3 PTW-type ion-chambers with an electrometer (UNIDOS, PTW). Then, the response of a thick BC-408 (7.62cmx7.62cm) PS detector were measured with the X-ray beams with additional filtrations and with no filtration (inherent filtration), and using the ISO water body phantom by pulse counting method. Additionally, the energy response of the present PS detector was measured by using the collimated gama rays of 60-1332.5 keV from the radioisotope sources. All measurements were made using the same photomultiplier tube voltage and gain settings to obtain information on the energy dependence of BC-408 scintillator.The present BC-408 PS material showed desirable linear energy dependence behaviour when exposed to X-ray beams used in diagnostic radiology, however, it should be noted that an appropriate conversion factor requires for the response of the PS detector deviated from the linear dependence in the measured pulse rate versus the absorbed dose due to ionization quenching at low energies. When the X-ray beams with additional filtrations and with no filtration in the 40-120 keV energy range were used for the irradiations of the PS detector behind the ISO water body phantom, the measured results for the response of the PS detector by pulse counting method also supports the above argument, that is, there is still an energy dependence in that energy range. In addition, the measured responses of BC-408 to various gamma rays between 60 to 1332.5 keV energies show good energy linearity, thus resulting in a flat response up to 1.33 MeV. However some variations were observed in the measured responses, due to multiple Compton scatterings in our case of thick plastic scintillator. This implies that the thin and small size BC-408 PS materials might be suitable for plastic scintillation dosimetry for the measurement of the high doses from the high energy gamma ray
Preparation of radioactive standard sources based on epoxy resin (226Ra, 152Eu) and cellulose matrix (U, Th and K) contained in marinelli beakers and their characterization by use of different type HPGe detectors
No full textGünümüzde, rutin radyoaktivite incelemelerinde gama spektrometrik yöntem, gıda, çevresel, endüstriyel hammaddeler ve minerallar üzerinde yaygın olarak kullanılmaktadır. Bu tezde, yeni bir yaklaşım olarak, düşük yoğunluk ve bazı fiziksel özellikleri nedeniyle sırasıyla epoksi ve selülöz matris kullanılarak belirli radyoizotopları içeren radyoaktif standart kaynaklar hazırlanmıştır. Gama spektrometrik yöntemde, hem sayım süresinin kısaltılması ve hem de yeterli sayım istatistiğinin sağlanabilmesi için numune miktarının en fazla kullanılabildiği ve böylece dedeksiyon veriminin azami değerinin elde edilebildiği Marinelli kaplar (ters-kuyulu) kullanımı tercih edilir. Marinelli kaplarda, selülöz matriks ve yerli epoksi matrikse belirli oranlarda uzun ömürlü radyoizotoplar karıştırılarak, radyoaktif standart kaynaklar hazırlanmış ve gama spektroskopi tekniği ile karakterizasyonu yapılmıştır. Bu amaçla, maliyeti ucuz ve iç piyasadan temin edilebilir ve katılaştığında dayanımı ve kararlılığı yüksek epoksi matrikse (=1,14 gcm-3); ayrı ayrı 226Ra (t½=1600yıl), 152Eu (t½=13,52yıl) homojen olarak karıştırılmıştır. Çevresel ölçümlerde oldukça düşük yoğunluğa sahip olan selülöz (=0,7 gcm-3) çevresel numunelerin fiziksel yoğunluğu ve etkin atom numarasıyla kıyaslanabilir olması nedeniyle seçilmiştir ve U, Th ve K sertifikalı malzemeler ile karışımından standart kaynaklar hazırlanmıştır. Bu işlemlerde, selülöz ve epoksi matriks içindeki kaynak homojenlikleri %98'den daha iyi elde edilmiştir. 226Ra, U ve Th bozunma ürünleri ile 46,5keV (210Pb)-2614,5keV(208Tl) ve 152Eu izotopla 121,8-1408 keV enerji aralığında dedektörün verim kalibrasyonu yapılmıştır. Hazırlanan standart kaynaklar, p-tipi Ge %44,8 bağıl verimli kuyusu olan ve n-tipi Ge %78,5 bağıl verimli dedektörler kullanılarak karakterize edilmiştir. Marinelli kap geometrisi için ölçülen verim fonksiyonunun geçerliliği, verim transferi(ET) yöntemlerini temel alan algoritmaların kullanıldığı MEFFTRAN ve ANGLE yazılımlarıyla hesaplamalarla da kanıtlanmıştır. Yakın sayım geometrisi olarak Marinelli kapların kalibrasyonlarında, matriks nedeniyle öz soğurma ve kaskat gama geçişli radyonüklitler için gerçek çakışma etkileri düzeltilmiştir. Tezde, sonuçlar ayrıntıda tartışılmıştır. Bu tez çalışması, "Ters-kuyulu kap sayım geometrisinde 226Ra, 152Eu içeren epoksi matriksli ve U,Th, K içeren selülöz matrisli radyoaktif kalibrasyon kaynaklarının hazırlanması ve HPGe dedektörlerle karakterizasyonu" başlıklı ve 116F308 kodlu projesi kapsamında TÜBİTAK tarafından desteklenmiştir.Todays, gamma spectrometric method is commonly used in routine radioactivity measurements on environmental samples, foodstuff, industrial raw materials and geological minerals. In this thesis, the radioactive standard sources have been prepared with use of epoxy resin and cellulose matrices due to their low densities and other physical properties. In order to shorten the counting periods and thus to obtain the accurate counting statistics, Marinelli beakers (re-entrant) are used in such a gamma spectrometric measurement in which the maximum amount of sample can be used and thus the maximum value of the detection efficiency can be obtained. The sources based on epoxy matrix containing either 226Ra(t½ = 1600y) or 152Eu (t½ = 1600y), and cellulose matrix containing U, Th and K. In Marinelli beakers, they were characterized by gamma-ray spectrometry. The epoxy (ρ=1.14 gcm-3) and cellulose (ρ= 0.7 gcm-3) matrices are low cost and easily available from the internal market. Since the physical density and effective atomic number are similar to the environmental samples, cellulose was particularly preferred to prepare an in-house standard by mixing homogenously with U, Th and K certified materials. The homogeneity in the cellulose and epoxy matrices were obtained better than 98%. A p-type, 44.8% relative efficient Ge well detector and an n-type 78.5% relative efficient Ge detector was used for the characterization of the prepared sources covering the energy ranges of 46.5 keV (210 Pb) to 2614.5 keV (208Tl) and 121.8-1408 keV(152Eu). For the validity of the measured efficiencies, they were compared with the results calculated by efficiency transfer methods implemented in MEFFTRAN and ANGLE softwares. For the case of a Marinelli beaker measurement geometry, the necessary corrections were made for the coincident radionuclides having gamma cascading transitions due to true coincidence summing effects. For all gamma-ray energies, self-absorption effects were also taken into account due to source matrix. In this thesis, the obtained results are discussed in detail This thesis fully supported and funded by Scientific and Technologic Research Council of Turkey(TÜBİTAK) under the project grant no: 116F308, entitled "Preparation of radioactive standard sources from epoxy resin mixed with 226Ra, 152Eu and cellulose matrix mixed with U, Th and K in re-entrant beakers and characterization of those in-house sources by use of different type HPGe detector
Investigation of the applicability of coplanar grid CdZnTe detectors to determine 235U enrichment in samples and development of an algorithm to analyze of the masked gamma-ray spectrum
No full textUranyum zenginliği tayini uranyum teknolojilerinde büyük öneme sahiptir. Özellikle nükleer tesislerde, nükleer madde akışında kayıtların tutulması, nükleer güvenlik, nükleer emniyet ve nükleer güvence denetimlerinde kullanılan veya bir yerden başka bir yere taşınan uranyumların zenginlik değerlerinin doğru ve hızlı bir şekilde belirlenmesi saha çalışmalarında önemlidir. Ayrıca uranyum veya plütonyum gibi özel nükleer bölünebilir malzemelerin yasal olmayan yollardan nakli ve ticareti gibi durumları engellemek için gümrüklerde ya da limanlarda yapılacak olan hızlı ve doğru bir uranyum tespiti, uranyum kaçakçılığının tespitinde hayati öneme sahiptir. Bu tezde saha çalışmalarına herhangi bir soğutmaya ihtiyaç duymaması ve enerji ayırma gücünün NaI(Tl) sintilasyon dedektörlerine kıyasla daha iyi olan eş-eksenli grid elektrotlu CdZnTe dedektörleri kullanılarak, 235U zenginlik tayinin yapılabilmesi ve farklı ölçüm koşullarında (ölçüm süresi, ölçüm mesafesi ve diğer radyoaktif malzemeler ile maskeleme etkileri) uygulanabilir hızlı ve doğru sonuç veren bir algoritma geliştirilmiştir. Bu araştırmada, farklı 235U zenginlik derecesine sahip uranyum standart referans malzemeler kullanılarak, 15x15x7,5 mm3 CdZnTe dedektörüyle belirli bir ölçüm geometrisinde uranyum spektrumları elde edilmiştir. Yapılan gama analizleri sonrasında yeni bir spektrum çözümleme algoritması geliştirilmiştir. Saha şartlarını simüle etmek için radyometrik benç üzerine kurulan CdZnTe ölçüm sistemi ile farklı ölçüm sürelerinde ve farklı ölçüm mesafelerinde ve diğer radyoaktif kaynaklar tarafından maskelenerek alınan tüketilmiş uranyum(DU),doğal uranyum (NU) ve kütlece %4.5 235U'e kadar düşük zenginlikteki uranyumlar (LEU) için yapılmıştır. Elde edilen deneysel bulgulara göre, uranyum numunelerindeki 235U izotopunun bolluğu, geliştirilen algoritma ile referans değerlerine kıyasla % 10'dan düşük sapmalar ile doğru bir şekilde belirlenmiştir. 235U tayininde, farklı ölçüm şartları etkisiyle oluşan farklılıklar ayrıntılı olarak tartışılmıştır. Bu tez çalışması, "ABH67390007- J02012 kodlu "Nükleer Madde Karakterizasyonunda 235U İzotopik Bolluğunun HPGe ve CdZnTe Dedektörlü Gama Spektroskopisiyle Belirlenmesi-Method Development for HpGe and CdZnTe Detector Based Gamma Spectroscopic Determination of Isotopic Abundance in Nuclear Material Characterization (2017-2020)" UAEA koordineli araştırma projesi(CRP) tarafından desteklenmiştir.Accurate and rapid determination of uranium enrichment is very important in uranium processing technologies. In addition, fast and accurate detection of uranium at border check-points to prevent illegal trafficking and trade of special nuclear materials, such as uranium or plutonium, is crucial in nuclear material security. In this thesis, an algorithm has been developed for quick and accurate determination of uranium enrichment with a room temperature, co-planar grid CdZnTe detectors which has better resolution than NaI(Tl) scintillation detectors. This spectrum de-convolution algorithm was tested for different measuring parameters such as measurement time, source-to-detector distance and masking of other radioactive materials. To validate the algorithm implementation of 235U enrichment determination, uranium enrichment analysis was carried out from the uranium spectra taken with a 15x15x7.5 mm3 CdZnTe detector at a given measurement geometry using uranium standard reference materials. After these analyses, field conditions were simulated on a radiometric bench and uranium enrichment determination for natural uranium (0.72% 235U) and for low enriched uranium (up to 4.5%wt. 235U) and the materials masked by other radioactive sources was made by using newly developed spectrum de-convolution algorithm. The difference between the calculated enrichment values and the reference values were less than 10%. The difference becomes much lower in favorable conditions such as long counting time, ideal detector-sample distance, and masked by other radioactive materials. The interpretation of discrepancies in the 235U enrichment results due to the effect of different measuring conditions are discussed in detail. This thesis is fully supported by ABH67390007- J02012 coded IAEA Coordinated Research Project "Method Development for HpGe and CdZnTe Detector Based Gamma Spectroscopic Determination of Isotopic Abundance in Nuclear Material Characterization"
- …
