YAPILARDA

RADYASYON KALKANI OLARAK KULLANILAN BARİT AGREGALI AĞIR BETON ELEMANLARIN

ZIRH KALINLIK HESAPLARININ BELİRLENMESİ

Ayşe KAÇAR

YÜKSEK LİSANS TEZİ

YAPI EĞİTİMİ ANABİLİM DALI

ISPARTA 2006

T.C.

SÜLEYMAN DEMİREL ÜNİVERSİTESİ

FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ

YAPILARDA RADYASYON KALKANI OLARAK KULLANILAN BARİT AGREGALI AĞIR BETON ELEMANLARIN

ZIRH KALINLIK HESAPLARININ BELİRLENMESİ

AYŞE KAÇAR

Danõşman: Yrd. Doç.Dr. Celalettin BAŞYİĞİT

YÜKSEK LİSANS TEZİ

YAPI EĞİTİMİ ANABİLİM DALI

ISPARTA, 2006

Fen Bilimleri Enstitüsü Müdürlüğüne,

Bu çalõşma jürimiz tarafõndan YAPI EĞİTİMİ ANABİLİM DALI� nda YÜKSEKLİSANS

TEZİ olarak kabul edilmiştir.

Başkan: Yrd. Doç. Dr. Celalettin BAŞYİĞİT (Danõşman)

Üye: Yrd. Doç. Dr. Mustafa TÜRKMEN

Üye: Yrd. Doç. Dr. Şemsettin KILINÇARSLAN

ONAY

Bu tez 23.01.2006 tarihinde yapõlan tez savunma sõnavõ sonucunda, yukarõdaki jüri üyeleri

tarafõndan kabul edilmiştir.

Prof.Dr. Çiğdem SAVAŞKAN

Enstitü Müdürü

i

Sayfa

İÇİNDEKİLER ����������������������������� i

ÖZET ����������������������������.................. iii

ABSTRACT ������������������������������ iv

ÖNSÖZ ve TEŞEKKÜR �����������������.�������.... v

ŞEKİLLER DİZİNİ ������.....�������������������� vi

ÇİZELGELER DİZİNİ �������������������������� viii

SİMGELER DİZİNİ ��������������������������� ix

1.GİRİŞ ���������........................����������������� 1

1.1.Radyasyonun Tanõmõ ve Bozunum Türleri ����������������� 2

1.2.Radyasyon kaynaklarõ ������������������������� 8

1.2.1. Doğal Radyasyon Kaynaklarõ ��������������������� 9

1.2.2. Yapay Radyasyon Kaynaklarõ ��������������������... 10

1.3. Radyasyonun Kullanõm Alanlarõ ��������������������.. 12

1.4. Radyasyonun insan sağlõğõ üzerindeki etkileri �������������.�� 16

1.4.1. Radyasyonun Somatik Etkileri ��������������...�����... 17

1.4.1.1. Erken Dönem Etkileri��������������...��������... 17

1.4.1.2. Geç Dönem Etkileri��������������...���������.. 18

1.4.2. Radyasyonun Genetik Etkileri��������������������� 19

1.5 Radyasyonun Madde ile Etkileşimi �������������������.. 19

1.5.1 Fotoelektrik Olay �������������������������� 20

1.5.2 Compton Saçõlõmõ �������������������������... 21

1.5.3 Çift Oluşumu ���������������������������.. 23

1.6. Radyasyondan Korunma Yöntemleri �����������������....... 23

1.6.1. Zaman Kuralõ ��������������������������..... 24

1.6.2. Mesafe Kuralõ ��������������������������� 24

1.6.3. Zõrhlama Kuralõ ��������������������������. 26

2. LİTERATÜR TARAMASI �����������������������. 27

3. MATERYAL ve YÖNTEM ����������������������� 30

3.1 Materyal �����������������������������..... 30

3.1.1. Cobalt 60 Radyoaktif Kaynağõn Genel Özellikleri .................................................... 30

3.1.2 Zõrh Malzemesi Olarak Kullanõlan Başlõca Yapõ Malzemeleri ve Özellikleri ........... 31

3.1.2.1 Ağõr betonlar .��������������������������... 33

ii

3.1.2.2. Barit Agregalõ Betonlarõn Özellikleri �����������������. 33

3.2. YÖNTEM �����������������������������. 34

3.2.1. Zõrhlamanõn Teorisi ................................................................................................... 34

3.2.2. Zõrhlama Esaslarõ ������������������������....... 36

3.2.3 Zõrh hesabõ programõ ������������������������.. 41

4. ARAŞTIRMA BULGULARI ���������������������..... 48

4.1 Zõrh Hesabõ Programõ Uygulamas��������������������.. 48

5. TARTIŞMA ve SONUÇ ������������������������. 53

6. KAYNAKLAR ���������������������������.... 55

iii

ÖZET

YAPILARDA RADYASYON KALKANI OLARAK KULLANILAN BARİT AGREGALI AĞIR BETON ELEMANLARIN ZIRH KALINLIK HESAPLARININ

BELİRLENMESİ

Gelişen teknoloji ile radyasyon, tõp alanõnda teşhis ve tedavi amaçlõ enerji üretimi gibi pek

çok kullanõm alanõna sahip olmuştur. Radyasyondan vazgeçmek mümkün olamayacağõna göre

zararlõ etkilerini azaltacak korunma önlemleri alõnmalõdõr. Zaman, mesafe ve zõrhlama kuralõ.

Zõrhlama radyasyon dozunu kabul edilebilir seviyelere azaltmak amacõ ile radyasyon kaynağõ

ile birey arasõna koyulan engellere denir. Zõrh malzemesi seçiminde rol alan etkenler

radyasyon kaynağõnõn çeşidi ve enerji seviyesi, malzemenin atom numarasõnõn büyük olmasõ,

bünyesinde hidrojen iyonu içermesi ve ekonomik, yapõmõ kolay olan malzemelerden

oluşmasõdõr. Zõrh malzemesi olarak kullanõlan başlõca yapõ malzemeleri beton ve kurşundur.

Kurşun radyasyon zõrhlamasõnda radyasyon çeşidine göre, beton ise düşük yoğunluğa sahip

olmasõndan ötürü zõrh malzemesi olarak eksik kalabilir. Bu nedenle hem hidrojen iyonu içeren

hem de yüksek yoğunluğa sahip ağõr betonlar kullanõlõr. Ağõr betonlarõn yüksek yoğunluğa

sahip olmalarõ, agregasõnõn ağõr agregalardan oluşmasõdõr. Zõrh kalõnlõğõ tasarõmõnda

zõrhlanacak mekânlarõn özellikleri de önemlidir. Zõrh malzemelerinin zõrh kalõnlõklarõnõ

belirlemek için o malzemenin enerji aralõğõna göre onuncu tabaka kalõnlõklarõ bilinmelidir.

Bu amaçla Delphi programlama dili kullanõlarak zõrh kalõnlõklarõ hesap programõ

geliştirilmiştir. Uygulanan zõrh kalõnlõğõ hesaplama programõnda kurşun barit agregalõ ağõr

beton ve normal betondan oluşan zõrhlar içerisinde gerek kullanõm kolaylõğõ ve ekonomikliği

gerekse radyasyon tutuculuk özellikleri ile barit agregalõ ağõr betonlar önerilmektedir.

Anahtar Kelimeler: Radyasyon, Ağõr Beton, Zõrhlama, Zõrh Tasarõmõ

iv

ABSTRACT

INVESTİGATİON OF THE CALCULATİONS SHİELDİNG THİCKNESS OF HEAVYWEİGHT CONCRETE MEMBERS� WİTH BARİTE AGGREGATES USAGE

RADİATİON SHİELDİNG İN STRUCTURES

There are many kõnds of radiation so that its effect on lives and õnteractions with materials are

being dõversõfied. comman technology bring lots of usage field to radiation like in medicine

and nuclear power for thõs reason without living radiation unthõnkable so must being taken

some protection precautõon for reducing harmful effects to permõssõble doses. There are three

basic rules in radiation prptection. Time, distance and shielding. For reducing radiation

harmfull effects to permisible doses, are being put some barriers between radiation source and

inviduals is dtermined as shielding. Kind of radiation source, energy level, materrials z

number size, hydrogen component, cheap labour and easy making materrials are affected

main roles in chosing shielding materials. Lead and concrete be able to use on radiation

shielding. lead has high density and concrete has hydrogeyn in components and easy making

and cheap but no high density but if condition changes these materials are defectõve in to this

end heawyweight concrete is able to use. So both high density and hydrogen content can

provide. İt is important that shielding areas properties in shielding thickness determination

and must be knew materials tenth value layers acording to radiation energy levels

In this study a model for calculating shielding thickness programe with using delphi

programmõng language at the end of this study it is using heavyweight concrete

recommendatory for radiation shielding.

Key Words: Radiation, Heavywight Concrete, Shielding, Shielding Design

v

ÖNSÖZ ve TEŞEKKÜR

Bu çalõşmada , radyasyon zõrhlama proplemlerinin çözümüne yadõmcõ olmak amacõyla

bilgisayar ortamõnda zõrh kalõnlõğõ hesabõ yapõlmõştõr. Radyasyonun bugün ve yarõn

hayatõmõzda hep var olacağõnõ kabul ederek gerekli korunma önlemlerinin alõnmasõ

gerekmektedir.

Bu tez çalõşmasõ, Süleyman Demirel Üniversitesi Araştõrma Fonunca desteklenen 848-YL-04

no�lu �Yapõlarda Zõrh Kalkanõ Olarak Kullanõlan Barit Agregalõ Ağõr Beton Elemanlarõn Zõrh

Kalõnlõklarõnõn Hesabõnõn Belirlenmesi� adlõ proje kapsamõnda gerçekleştirilmiştir. Bu Proje

kapsaminda bana yardimci olan SDÜ BAP personeline,

Tez çalõşmamõn hazõrlanmasõ için gerekli ortamõn sağlanmasõ, çalõşmanõn sonuçlandõrõlmasõ

ve karşõlaşõlan hertürlü güçlüklerin aşõlmasõnda yön gösteren, her zaman ilgi ve teşviklerini

esirgemeyen tez danõşmanõm sayõn Yrd. Doç. Dr. Celalettin BAŞYİĞİT�e,

Tez çalõşmam süresince bilgilerini benimle paylaşan, yönlendiren sayõn Yrd.Doç.Dr.

Şemsettin KILINÇARSLAN�a,

Nükleer fizik konusunda bana yardõmcõ olan sayõn Doç. Dr. İskender AKKURT�a ,

Bütün çalõşma boyunca yardõmlarõnõ esirgemeyen Bölüm Başkanõmõz sayõn Prof. Dr. Mümin

FİLİZ�e ve Sayõn Yrd. Doç. Dr. Abdullah KADAYIFÇI�ya

Tez süresince desteklerini esirgemeyen ve sorularõma gösterikleri tahammüller için sayõn Yrd.

Doç. Dr. Serdal TERZİ� ye, Sayõn Yrd. Doç. Dr. Özlem TERZİ� ye, Sayõn Arş. Gör. Melda

ALKAN ÇAKIROĞLU�na ve Sayõn Arş. Gör. Cengiz ÖZEL�e

Bugünlere gelmemde emeği geçen Yapõ Eğitimi bölümü bütün hocalarõma,

Tez süresince bana yardõmcõ olan sevgili arkadaşõm Ömer Özgür AKKAŞ�a ve yetişmemde

maddi manevi bütün sevgilerini hissettiğim sevgili AİLEME içtenlikle teşekkür ederim.

vi

Sayfa

ŞEKİLLER DİZİNİ�����������������������������....... Sayfa

Şekil1.1 Elektromanyetik Spektrum������������������������� 3

Şekil1.2 Alfa Bozunumu�����������������������������. 4

Şekil1.3 Beta-eksi (β − ) Bozunumu������������������������.... 6

Şekil1.4 Beta-artõ β + Bozunumu��������������������������. 7

Şekil15 Elektron Yakalama���������������������������..... 7

Şekil1.6 Gama Bozunumu����������������������������... 8

Şekil1.7 Radyasyon kaynaklarõ��������������������������... 9

Şekil1.8 Doğal Radyasyonun Dağõlõm Oranlarõ��������������������.. 9

Şekil1.9 Yapay Radyasyonun Dağõlõm Oranlarõ�������������������� 11

Şekil1.10 Doğal ve Yapay Radyasyon Kaynaklarõnõn Küresel Radyasyona Katkõlarõ�������..... 11

Şekil1.11 X õşõnõ Radyografisi����������������������.................... 12

Şekil1.12 Radyoterapi Uygulamalarõ�����������������������...... 13

Şekil1.13 Radyoterapi Uygulamalarõ������������������������.. 13

Şekil1.14. Bir Tõbbi Ürünler Sterilizasyon Tesisi������������������....... 14

Şekil 1.15 Nükleer Güç Santrali�������������������������...... 14

Şekil1.16 Radyasyonun Endüstriyel Alanlarda Uygulamasõ�������������........... 15

Şekil 1.17 Fotoelektrik olay��������������������������........ 20

Şekil 1.18 Compton saçõlmasõ�����������������������................. 22

Şekil 1.19 Çift Oluşumu�����������������������������.. 23

Şekil 1 20 Ters Kare Kanunu��������������������������..... 24

Şekil 1.21 Dozun Mesafe ile İlişkisi������������������������.... 25

Şekil 3.1 Co-60�õn bozunum şemasõ������������������������.... 31

Şekil 3.2 Değişik radyasyon türlerinin zõrh malzemelerine giricilikleri�����������. 32

Şekil 3.3 fotonun madde ile Etkileşmesinin Foton Enerjisine ve Z Sayõsõna Bağlõ Olarak Değişim... 32

Şekil 3.4 Radyasyon Şiddeti Yoğunluğunun X Kalõnlõğõndaki Madde İçerisindeki Zayõflamasõ....... 35

Şekil 3.5 Birincil Bariyer ve İkincil Bariyer Işõnlarõ ile Yapõ Elemanlarõ........................................... 37

Şekil 3.6 Radyasyon Zõrh Kalõnlõğõ Programõ Açõlõş Penceresi.......................................................... 42

vii

Şekil 3.7 Zõrhlanacak mekanõn Planõ����������������������.. 43Şekil 3.8 Birincil Bariyer Hesabõ Verileri Penceresi.................................................................. 44Şekil 3.9 İkincil Bariyer Hesabõ Verileri Penceresi.................................................................... 44

Şekil 3.10 Zõrh Kalõnlõğõnõn Hesap Verilerini Gösteren Pencere............................................... 45

Şekil 3.11 Zõrh Kalõnlõğõnõ Gösteren Pencere............................................................................. 46Şekil 3.12 Çõktõ sayfasõ penceresi�����������������������... 47

Şekil 4.1 Röntgen Odasõ Kesiti................................................................................................... 48

Şekil 4.2 Hesap Kriterleri Seçimi............................................................................................... 49

Şekil 4.3 Birincil Bariyer Hesabõ Veri Girişi ������������������..... 49

Şekil 4.4 Zõrh Kalõnlõğõ Hesap Kriterleri��������������������� 50

Şekil 4.5 Zõrh Kalõnlõğõ Sonuç Değeri���������������������� 51

viii

ÇİZELGELER LİSTESİ

Çizelge 1.1 Radyasyonun Canlõlar üzerine etkileri.............................................................. 17

Çizelge 3.1 Meşguliyet Faktörü........................................................................................... 39

Çizelge 3.2 Kullanõm Faktörü.............................................................................................. 39

Çizelge 3.3 Kullanõlan zõrh malzemelerinin enerji değişimine göre OTK Değerle............. 40

Çizelge 4.1 Zõrh Malzemelerinin Zõrh Kalõnlõğõ Değişimleri............................................... 52

ix

SİMGELER DİZİNİ

λ : Dalga Boyu

ν : Frekans

E : Enerji

c : õşõk Hõzõ (3x10 8 m/sn)

I : Işõk Şiddeti

h : Planck Sabiti (6.62x10 34− J.sn)

T : Kinetik Enerji

m : Kütle

µ : Lineer Zayõflama Katsayõsõ

µ/ ρ : Kütlesel radyasyon zayõflatma katsayõsõ

e : Elektron Yükü (1.6x10 19− C)

ρ : Yoğunluk

ν : Antinötrino

e- : Elektron

e+ : Pozitron

α : Alfa Parçacõğõ

β : Beta Parçacõğõ

γ : Gama Işõmasõ

τ : Fotoelektrik Katsayõsõ

σ : Compton Katsayõsõ

κ : Çift Üretim Katsayõsõ

1

1.GİRİŞ

Hõzla gelişen teknoloji ile birlikte insan sağlõğõnõ tehdit eden pek çok faktör de ortaya

çõkmõştõr. Bunlardan birisi de radyasyondur. Canlõlarõn radyasyona maruz kalmalarõ

insanlõğõn başlangõcõndan beri devam etmektedir. Tõpta teşhis ve tedaviden nükleer

santraller aracõlõğõ ile elektrik enerjisi elde edilmesine kadar çok geniş kullanõm

alanõna sahip olan, radyasyon ve nükleer enerjinin zararlõ biyolojik etkileri ilk

keşiflerinden itibaren bilinmektedir. Enerji ve tõp alanlarõnõn dõşõnda radyasyonun,

tarõmda daha iyi verim sağlayan ürünlerin yetiştirilmesinde ve çeşitli zararlõlarla

savaşta insanlõğõn hizmetinde olduğu, endüstride kalite kontrollerinde yarar sağladõğõ

bilinmektedir. Bütün canlõlar yeryüzünde mevcut halde bulunan radyasyon ile karşõ

karşõyadõr (TAEK,1999). Çünkü radyasyon, hava gibi her yerde ve her zaman var

olan bir enerjidir. Bu nedenle yalnõzca radyasyon ile uğraşan, onunla çalõşan kişiler

değil, sokakta dolaşan, evinde oturan herkes hiç farkõnda olmadan radyasyon ile

sürekli olarak, bir arada yaşamakta ve ondan etkilenmektedir. Radyasyonun insanlar

için her geçen gün artan bir tehlike durumuna gelmesinin gerekçesi radyasyon

ilkesine dayalõ silahlarõn geliştirilmesi ve dünyanõn her geçen gün artan enerji

gereksinmesini karşõlamak amacõ ile kurulan nükleer santrallerin hõzlõ bir şekilde

artmasõdõr. Radyasyonun doğurabileceği tehlikeler herkes tarafõndan bilinmektedir.

Ancak bütün bu kötü etkilerine rağmen özellikle tõpta kanser tedavisinde ve bazõ

biyolojik sorunlarõn çözümlenmesin de büyük faydalar sağlamaktadõr. Bütün bu iyi

ve kötü örnekler nükleer enerjinin diğer bir ifadeyle radyasyonun, insanlar için ne

kadar önemli olduğunu göstermektedir. Hayatõmõzdan radyasyon riskini

atamayacağõmõz için, radyasyon tehlikesini en aza indirecek korunma önlemleri

almamõz gerekmektedir. Radyasyonun canlõlar da tahripkâr bir etkiye yol açabilmesi

için, biyolojik yapõda iyonizasyon olayõnõ meydana getirmesi, yani enerjisini yapõya

aktarmasõ gerekmektedir. Bu nedenle, özellikle iyonizan karakterli radyasyonlar

korunmayõ gerektirirler. Radyasyondan korunmada, tolerans dozu karşõlõğõ olan ve

radyasyon ile çalõşmayan diğer tüm canlõlarõ da içine alan, maksimum müsaade

edilen doz tespit edilmiştir ( Kahya,1985). Maksimum müsaade edilen dozlar, özel

şekilde tarif edilmiş bazõ şartlar altõnda radyasyon işçilerinin ve bunlarõn dõşõndaki

insanlarõn maruz kalabilecekleri ve zarar görmeyecekleri azami doz miktarõnõ

gösterir. Maruz kalõnan radyasyon, doza bağlõ olarak hiçbir biyolojik etki

göstermeyebileceği gibi ölüme kadar varabilen etkilere de neden olabilir. Önemli

2

olan, hangi iyonlaşma dozunun canlõ hücrede iyonlaşmasõ sonucu, hücresel hasara ve

kansere neden olabileceğinin belirlenmesidir. Maksimum müsaade edilen doz

düzeyleri üzerindeki radyasyonlarõn, canlõlarda zararlõ etkiler meydana getireceği

kesinlikle bilindiğinden, özellikle tõpta teşhis ve tedavide kullanõlan radyasyon

kaynaklarõn bulunduğu yerlerin planlama ve zõrhlanmalarõ, radyasyon ile

çalõşanlarõnõ ve halkõ radyasyondan koruma bakõmõndan mutlaka gereklidir.

Radyasyona maruz kalan yapõlarda bölme elemanlarõ, belirli bir kalõnlõkta olmalõ ve

zõrh görevi görebilecek malzemelerden oluşturulmalõ ya da kaplanmalõdõr

(Önen,1993). Zõrh bölmelerin kalõnlõklarõnõn düşük tutulmasõ için genellikle kurşun

ve ağõr beton kullanõlõr.

1.1 Radyasyonun Tanõmõ ve Bozunum Türleri

Radyasyon, dalga, parçacõk veya foton olarak adlandõrõlan enerji paketleri ile yayõlan

enerjidir. Bu enerji, doğal ya da yapay radyoaktif çekirdeklerin kararlõ yapõya

geçebilmek için dõşarõ saldõklarõ hõzlõ parçacõklar ve elektromanyetik dalga şeklinde

taşõnõr.

• Enerjisi (düşük ve yüksek enerjili radyasyon )

• Türü (parçacõk radyasyonu ve elektromanyetik radyasyon)

• Kaynağõ (doğal ve yapay radyasyon kaynaklarõ)

Parçacõk radyasyonu; belli bir kütle ve enerjiye sahip çok hõzlõ hareket eden minik

parçacõklarõ ifade eder. Bunlar hõzla giden mermilere benzerler, ancak gözle

görülemeyecek kadar küçüktürler. Alfa( α) ve Beta(β) õşõnlarõ bu tür radyasyona

örnektir (Önen,1997).

Elektromanyetik tipi radyasyon; belli bir enerjiye sahip ancak kütlesiz radyasyon

çeşididir. Bunlar, titreşim yaparak ilerleyen elektrik ve manyetik enerji dalgalarõ

gibidir. Yayõlmalarõ sõrasõnda belirli bir ortama ihtiyaç göstermeyen ve yollarõ

üzerinde bir cisme çarpmadõklarõ sürece enerjilerinden bir şey kaybetmeyen

elektromanyetik dalgalar boşlukta yayõlõmlarõ sõrasõnda aynõ hõza sahiptir (3x108

m/saniye). Ancak elektromanyetik radyasyonlar yollarõ üzerinde bir cisimle

çarpõştõklarõnda enerji transferi gerçekleşir ve çarpõşma sonrasõ ikinci bir

3

elektromanyetik dalga oluştuğunda, ikinci dalganõn enerjisi birinciye göre farklõlõk

gösterir. Bütün elektromanyetik dalgalar aynõ hõza sahip olmakla beraber frekanslarõ

ile doğru, dalga boylarõ ile ters orantõlõ olan enerji seviyelerine göre bir spektruma

sahiptirler. (Şekil1.1)

Elektromanyetik spektrumu oluşturan bütün radyasyonlarda (Şekil 1.1) enerji,

yüksüz ve kütlesiz fotonlar tarafõndan taşõnmaktadõr.

Bu dizilimde dalga boyu en yüksekten en düşüğe ya da enerji seviyesi en düşükten

en yükseğe doğru elektrik dalgalarõ > radyo dalgalarõ > mikro dalgalar> kõzõl

ötesi(infrared) > görülebilir õşõk> mor ötesi(ültraviyole) >X-õşõnlarõ>gamma õşõnlarõ

yer almaktadõr. Spektrum içinde gamma õşõnlarõ, atomun çekirdeğinden kaynaklanan

radyasyona örnek teşkil ederken, X-õşõnõ ile kõzõlötesi õşõk gruplar arasõndaki atomun

yörüngelerinden kaynaklanan radyasyonlara örnektir.

Şekil 1.1 de X ve gamma õşõnlarõ iyonlaştõrõcõ radyasyon oluştururken spektrumdaki

diğer dalgalar iyonlaşma yeteneğinden yoksun zayõf enerjili radyasyon etkisi

yaratõrlar (TAEK, 1999).

Şekil1.1. Elektromanyetik radyasyonun enerji spektrumu.

4

Yüksek enerjili radyasyon iyonize radyasyon olarak da tanõmlanõr ve atomdan

elektron koparabilen dolayõsõyla atomu iyonize edebilen radyasyon türüdür. Bunlar:

Gama ve X-Işõnlarõ�dõr.

Eğer iyonize edici elektromanyetik radyasyon çekirdekten yayõmlanõyorsa gama,

yörüngeden yayõmlanõyorsa x õşõnõ adõnõ alõr.

İnsan sağlõğõ bakõmõndan tehlikeli olabilecek çeşitli radyasyonlardan, x ve gama

õşõnlarõ elektromanyetik radyasyon, alfa, beta ve nötronlar parçacõklõ radyasyon

grubuna girmektedir (Johns, 1983).

Düşük enerjili ya da iyonize olmayan radyasyon ise etkileştiği materyal içindeki

atomlarõ yeteri kadar enerjisi olmadõğõ için iyonize edemez ve sadece uyarmakla

yetinir. Mikrodalgalar, görünür õşõk, radyo dalgalarõ, kõzõlötesi ve (çok kõsa dalga

boylularõ hariç olmak üzere) morötesi õşõk iyonize olmayan radyasyona örnektir.

Radyoaktif çekirdekler kendiliğinden bozunuma uğrarlar. Radyoaktif bozunma

olayõnda, radyoaktif atomlarõn sayõsõnõn yarõya inmesi için geçen zaman �yarõlanma

süresi� olarak ifade edilir ve her bir radyoaktif atom için bu süre farklõdõr (Evans,

1955).

Bu süreç üç şekilde gerçekleşebilir.

• Alfa Bozunumu

Çekirdeğin kararsõzlõğõ hem nötron hem de proton fazlalõğõndan meydana geliyor ise

iki proton ve iki nötrondan oluşan bir alfa parçacõğõ yayõmlayarak daha küçük ve

kararlõ bir çekirdeğe bozunur. Bu nükleer bozunum eşitlik 1 ile ifade edilir

Şekil 1.2 Alfa Bozunumu

5

ZXA Z-2YA-4 + 2He4 (α) +Q (1.1)

Eşitliğe göre ZXA, kararsõz halde bulunan ana çekirdek Z-2YA-4, kararlõ olan ürün

çekirdek 2He4 (α), alfa parçacõğõ ve Q ise parçalanma enerjisidir (Soyberk,2003).

Alfa parçacõğõ iki elektronunu kaybetmiş bir Helyum atomudur. Bozunum nedeniyle

ortaya çõkan enerjinin büyük bir kõsmõnõ, momentumun korunumu kanununca küçük

kütleye sahip olan alfa parçacõğõ alõr. Alfalar yüksek enerjiye sahip olsa da ağõr

kütlesi nedeni ile menzilleri çok kõsadõr. Fakat havada yoğun iyonlaşmaya sebep

olurlar.

• Beta Bozunumu

İkinci grubu oluşturan radyasyon çeşitlerine giren betalar iyonlayõcõ nitelikleri daha

az ancak alfa õşõnlarõndan daha fazla giriciliğe sahiptirler.

Beta bozunumu üç gurupta ele alõnõr.

a) β- Bozunumu

b) β+ Bozunumu

c) Elektron yakalamasõ

a) β- Bozunumu

Çekirdeğin kararsõzlõğõ nötron fazlalõğõndan ileri geliyor ise, çekirdek içinde bir

nötronun bozumuna uğrayarak bir protona bir elektrona ve ayrõca kütlesi sõfõr olan

antinötrinoya dönüşür.

Antinötrino, bozunum sõrasõnda enerjinin, momentumun ve açõsal momentumun

korumunu sağlar haline dönüştürür.

n p + e- + v ̄ (1.2)

veya,

ZXA Z+1YA + e- + v ̄ (1.3)

6

Eşitlik (1.2)�de n, nötronu p, protonu v ,̄ antinötronu eşitlik (1.3) de ise ZXA,

kararsõz ana çekirdeği Z+1YA , ise karalõ ürün çekirdeği ifade eder.

Şekil 1.3. Beta (-) bozunumu.

b) β + Bozunumu

Atomun kararsõzlõğõ nötron azlõğõndan veya proton fazlalõğõndan ileri geliyorsa

protonlardan biri nötron ve pozitif yüklü elektrona dönüşür.

p n + β + + v (1.4)

Nötron çekirdekte kalõr, pozitron dõşarõ fõrlatõlõr. Böylece pozitron yayõmlayan

çekirdeğin proton sayõsõ bir eksilerek kendinden bir önceki elementin atomuna

dönüşür, fakat kütle sayõsõ değişmez.

ZXA Z-1YA + e- + v 1.5)

7

Şekil 1.4. β (+) bozunumu.

c) Elektron Yakalama

Çekirdek proton fazlalõğõndan dolayõ kararsõz ise atomun çekirdeğe yakõn (K, L)

yörüngelerine yakõn elektronlarõndan biri çekirdek tarafõndan yakalanõr.

Şekil 1.5. Elektron yakalama olayõna bir örnek ( 7Be ).

Elektron ile bir proton birleşerek nötron ve nötrino haline dönüşür (Eşitlik1.6). Bu

bozunumda çekirdekten parçacõk salõnmaz ancak pozitron bozunmasõnda olduğu gibi

proton sayõsõ bir eksilir. Kütle numarasõ ise aynõ kalõr (Eşitlik 1.7). Bu olayda boşalan

elektron yörüngesine üst yörüngelerdeki başka bir elektron geçer ve bremmstrahlung

(frenleme) radyasyonu adõ verilen x õşõnlarõ yayõnlanõr.

p + e- n + ν (1.6)

NAZ X

+e- '

11 +− NA

Z X+ ν (1.7)

8

• Gama Bozunumu

Çekirdekteki enerji fazlalõğõ dolayõsõyla veya nüklid bozunma olayõ ile radyasyon

yayõnladõktan sonra çok defa hemen kararlõ (temel enerji sevyesi) durumuna

geçemez, bozunmada oluşan nüklid hala yarõ kararlõ durumdadõr.Bu fazla kalan

uyarõlma enerjisini hemen elektromanyetik özellikte olan bir gama radyasyonu

şeklinde yayõmlar (Şekil 1.6). Bu şekilde bozunan yarõ kararlõ nüklidin atom ve kütle

sayõlarõnda bir değişme olmaz, bu nedenle izomerik bozunma adõ verilmiştir.

Şekil 1.6. Gama bozunumu.

Gama yayõnlanmasõnõn yarõ ömrü diğer bozunumlarla kõyaslandõğõnda çok kõsadõr,

genellikle 10-9 saniyeden daha küçüktür, ancak saat, hatta gün mertebesinde yarõ

ömürlü gama yayõnlanmasõ da vardõr. Enerji spektrumlarõ ise

kesiklidir(Soyberk,2003).

1.2.Radyasyon kaynaklarõ

Yeryüzündeki tüm canlõlar ve cansõzlar havada suda toprakta ve hatta kendi vücutlarõ

içerisindeki doğal radyasyon kaynaklarõ ve bunlara ek olarak insanlar tarafõndan

üretilen yapay radyasyon kaynaklarõnõn her an õşõnõmõna maruz kalmaktadõrlar

(TAEK,1999).

9

Şekil 1.7. Radyasyon kaynaklarõ.

1.2.1. Doğal Radyasyon Kaynaklarõ Dünyanõn oluşumuyla birlikte tabiatta yerini alan çok uzun ömürlü (milyarlarca yõl)

radyoaktif elementler yaşadõğõmõz çevrede normal ve kaçõnõlmaz olarak kabul edilen

doğal bir radyasyon düzeyi oluşturmuşlardõr. Geçtiğimiz yüzyõlda bu doğal düzey,

nükleer bomba denemeleri ve bazõ teknolojik ürünlerin kullanõmõ ile bir hayli artõş

göstermiştir.

Şekil 1.8. Doğal Radyasyonun Dağõlõm Oranlarõ

10

Doğal radyasyonun bir kõsmõnõ uzaydan gelen kozmik õşõnlar oluşturur. Bu õşõnlarõn

büyük bir kõsmõ dünya atmosferinden geçmeye çalõşõrken tutulurlar. Sadece küçük

bir miktarõ yerküreye ulaşõr. Bir dağõn tepesinde veya havada yol alan bir uçakta

bulunan bir kişi, deniz seviyesinde bulunan bir kişiden çok daha fazla kozmik õşõna

maruz kalõr. Günlük yaşantõmõzda, kozmik õşõnlar nedeniyle maruz kaldõğõmõz

radyasyon dozunun dünya ortalamasõ 0.39 mSv / yõl'dõr (ICRP, 1991). Fosil yakõtlar

yakõldõklarõnda bu elementler atmosfere yayõlõr ve daha sonra toprağa dönerek doğal

radyasyon düzeyinde az da olsa bir artõşa neden olurlar maruz kaldõğõmõz radyasyon

dozunun dünya ortalamasõ 0.46 mSv/yõl dõr .Vücudumuzda bulunan radyoaktif

elementlerden (özelikle Potasyum�40 radyoaktif elementinden) dolayõ da belli bir

radyasyon dozuna maruz kalõrõz. Bir yõl boyunca bu şekilde maruz kaldõğõmõz iç

(dâhili) radyasyon dozunun dünya ortalamasõ 0.23 mSv kadardõr (IAEA 1996).

Yiyecek, içecek ve teneffüs ettiğimiz havadan maruz kaldõğõmõz dozun dünya

ortalamasõ yaklaşõk 0.25 mSv/yõl'dõr. Özellikle kabuklu yiyecekler daha fazla

radyoaktif madde içerirler ve bu ürünleri fazla miktarda tüketen insanlar bu

ortalamanõn üzerinde bir radyasyon dozu alõrlar. Doğal radyasyon düzeyini arttõran

en önemli sebeplerden biri, yer kabuğunda yaygõn bir şekilde bulunan radyoaktif

radyum elementinin (Ra226) bozunmasõ sõrasõnda salõnan radon gazõdõr. Bu bozunma

sõrasõnda oluşan diğer radyoaktif maddeler toprak içerisinde kalõrken maalesef radon

toprak yüzeyine doğru yükselir.

1.2.2. Yapay Radyasyon Kaynaklarõ

İnsanoğlu, teknolojik gelişiminin gereği olarak, bazõ radyasyon kaynaklarõnõ yapay

yollarla üretme ihtiyacõ duymuştur. Bu kaynaklar, birçok işin daha iyi, daha kolay,

daha çabuk, daha ucuz ve daha basit yapõlmasõna olanak sağlar. Bazõ durumlarda ise

alternatifleri yok gibidir. Yapay radyasyon kaynaklarõ da tõpkõ doğal radyasyon

kaynaklarõ gibi belli miktarlarda radyasyon dozuna maruz kalõnmasõna neden olurlar.

Ancak bu doz miktarõ, talebe bağlõ olarak artsa da, doğal kaynaklardan alõnan doza

göre çok daha düşüktür. Doğal radyasyon kaynaklarõnõn aksine tamamen kontrol

altõnda olmalarõ da maruz kalõnacak doz miktarõ açõsõndan önemli bir özelliktir.

11

Tõbbi, zirai ve endüstriyel amaçla kullanõlan X õşõnlarõ ve yapay radyoaktif maddeler,

nükleer bomba denemeleri sonucu meydana gelen nükleer serpintiler, çok az da olsa

nükleer güç üretiminden salõnan radyoaktif maddeler ile bazõ tüketici ürünlerinde

kullanõlan radyoaktif maddeler bilinen başlõca yapay radyasyon kaynaklarõdõr.

Şekil1.4�de yapay radyasyon kaynaklarõndan maruz kalõnan küresel radyasyon

dozlarõnõn oransal değerleri gösterilmektedir. (IAEA 1996)

Şekil 1.9. Yapay radyasyonun dağõlõm oranlarõ

Doğal ve yapay radyasyon kaynaklarõndan maruz kalõnan radyasyon dozunun dünya

ortalamasõ 2.7 mSv/yõl'dõr( IAEA 1996).

Şekil1.10. Doğal ve yapay radyasyon kaynaklarõnõn küresel radyasyon dozuna

oransal katkõlarõ.

12

1.3. Radyasyonun Kullanõm Alanlarõ

• Sağlõk Alanõnda Kullanõm

Tõbbi alandaki radyasyon uygulamalarõ, radyasyonla görüntü elde edilmesi ve

radyasyonun hücre veya tümörleri yok edebilme yeteneğine sahip olmasõ temeline

dayanõr. Bu iki özelliğinden dolayõ radyasyon hastalõklarõn;

a) Teşhis

b) Tedavisinde kullanõlmaktadõr.

Radyasyonun tõbbi alanda en eski kullanõmõ ve her geçen gün geliştirilen çeşidi X-

õşõnlarõ olup teşhiste kullanõlõr. Bu alanla uğraşan dala radyoloji denir.

X-õşõnlarõ yaygõn şekilde kullanõlmakta ve her yõl milyonlarca kişi X-õşõnlarõyla

muayene edilmektedir. Bu tetkikler sõrasõnda da hastalar değişik seviyede doz

almaktadõr.

Şekil1.11. X õşõnõ Radyografisi

Vücuttaki organ veya dokularõn işlevleriyle ilgili çalõşmalar yapmak üzere teşhis ve

tedavide bazõ radyoizotoplar kullanõlõr. Bu yöntemle yapõlan çalõşmalar nükleer tõp

13

olarak adlandõrõlõr. Gama kameralar yardõmõyla yapõlan tanõsal amaçlõ nükleer tõp

uygulamalarõnda hastalarõn maruz kaldõğõ dozlar uygulanan işleme göre değişiklik

göstermektedir.

Şekil1.12. Radyoterapi Uygulamalarõ

Radyasyonun tõptaki bir diğer kullanõm alanõ kanserli hücreleri tedavi etme

çalõşmalarõ yani radyoterapi�dir. Yüksek enerjili X veya gama õşõnlarõ ile tümör

dokusunun tahribi amaçlanmaktadõr.

Şekil1.13. Radyoterapi uygulamalarõ

Bunun dõşõnda çeşitli tõbbi malzemenin sterilizasyonu amacõyla radyasyondan

yararlanõlabilmektedir. Özellikle õsõya hassas ilaçlarõn, tüm tõbbi malzemelerin,

14

kozmetiklerin, çeşitli ilaç ve kozmetik hammedelerinin sterilizasyonu bu yolla

yapõlmaktadõr. Son ambalajõnda sterilizasyon olanağõ en önemli avantajlarõndandõr.

Şekil1.14. Bir Tõbbi Ürünler Sterilizasyon Tesisi

• Enerji Üretiminde Kullanõmõ

Günümüzde nükleer enerji pek çok ülkede başlõca enerji kaynağõdõr. Dünyanõn çeşitli

ülkelerindeki enerji üreten nükleer reaktör sayõsõ 434 dolayõndadõr. Günümüzde

dünyadaki elektrik enerjisi üretiminin %13�ü nükleer santrallerden sağlanmaktadõr ve

bu miktar bazõ ülkelerde %70 ve daha üzeri değerlere ulaşmaktadõr, örneğin:

Fransa�da %78,2�dir. Avrupa Birliği�nde bu oran %30�lar dolayõndadõr. Halen 14

ülkede 35 nükleer santral inşa halindedir.

Şekil 1.15 Nükleer Güç Santrali

15

• Endüstride Kullanõmõ

X ve gama õşõnlarõndan yararlanõlarak röntgen filmleri çekilen endüstriyel ürünlerin

(borular, buhar kazanlarõ, her türlü makine aksamlarõ, vs.) herhangi bir hata içerip

içermediği tespit edilebilmektedir. Bu işlemler, özel olarak imal edilmiş X õşõnõ

üreten veya gama õşõnõ yayan radyoizotop içeren cihazlarla yapõlmaktadõr. X õşõnõ ile

yapõlan çalõşmalar X õşõnõ grafi, gama õşõnlarõ ile yapõlan çalõşmalar ise gama grafi

olarak, her ikisi birden radyografi olarak adlandõrõlõrlar.

Radyografi çalõşmalarõnõn yanõ sõra yine birçok sanayi ürününün (demir, çelik, lastik,

kağõt, plastik, çimento, şeker, vs.) üretim aşamasõndaki seviye, nem ve yoğunluk

ölçümleri radyasyondan yararlanõlarak yapõlmaktadõr.

Hava alanlarõ ve çeşitli güvenlik noktalarõnda X-õşõnõ cihazlarõ kullanõlmaktadõr

Şekil1.16. Radyasyonun Endüstriyel Alanlarda Uygulamasõ

• Tarõmda Kullanõmõ

Çeşitli tohumlarõn radyasyona maruz bõrakõlmasõyla mutasyonlar sağlanõr. Bunlarõn

bir kõsmõ yararlõ olabilir ve daha nitelikli ürün elde edilebilir yani tohum õslahõnda

kullanõlmaktadõr. Son yõllarda gama õşõnlarõ baharatlarõn, droglarõn ve besinlerin

dekontaminasyonu amacõyla da kullanõlmaktadõr.

16

• Silâh Olarak Kullanõmõ

Radyoizotoplar çeşitli nükleer silahlarõn, nükleer başlõklõ füzelerin, bombalarõn

yapõmõnda kullanõlmaktadõr.

• Tüketici Ürünleri

Televizyonlar, duman detektörleri, fosforlu saatler, paratonerler ve lüks lambasõ

fitilleri gibi ürünler de radyasyonun kullanõldõğõ ürünler olarak karşõmõza

çõkmaktadõr.

• Diğer Kullanõm Alanlarõ

Çeşitli arkeolojik buluntularõn yaşlarõnõn tayini, adli tõpta çeşitli suç delillerinin

saptanmasõnda, akarsularda debi ölçümü, barajlarda kaçak su tespiti, yeraltõ su

hareketlerinin takibinde radyasyondan yararlanõlõr

Ayrõca haberleşme uydularõ ve uzay roketleri için gerekli uzun ömürlü pillerin

yapõmõnda da radyasyondan yararlanõlmaktadõr

1.4. Radyasyonun İnsan Sağlõğõ Üzerindeki Etkileri

Radyasyonun insan sağlõğõ üzerinde yaratabileceği zararlõ etkiler uzun zamandõr

bilinmektedir. Plütonyum, Trityum, İyot 129 ve Sezyum 137 gibi radyoaktif

elementler tõpkõ Kobalt 60 gibi nükleer reaktörlerin çalõşmasõ sõrasõnda nükleer atõk

olarak ortaya çõkar. Hepsinin ortak özelliği yaydõklarõ õşõnlarla canlõlarda somatik

(bedensel) veya genetik etkilere yol açabilirler.

Vücuttaki atom ve moleküllerin radyasyonla etkileşmesi sõrasõnda organizma

meydana tarafõndan soğurulan enerji yeteri kadar büyükse zararlõ etkiler õşõnlanan

kişide meydana gelir. Bu etkilere iyonlayõcõ radyasyonun Somatik etkileri denir.

Alõnan radyasyon dozu somatik etkilere ilave olarak üreme hücrelerini etkileyebilir

ve radyasyona maruz kalan kişilerin nesillerinde görülebilir. Buna iyonlayõcõ

radyasyonun Genetik etkisi adõ verilir.

17

Çizelge 1.1 Radyasyonun Canlõlar üzerine etkileri (Yülek, 1992)

1.4.1. Radyasyonun Somatik Etkileri

Somatik etkiler erken dönem etkiler ve geç dönem etkiler olmak üzere ikiye ayrõlõr.

1.4.1.1. Erken Dönem Etkileri

Büyük bir radyasyon dozuna bir kerede maruz kalma sonucu ortaya çõkan biyolojik

etkiler kişiden kişiye ölçüde değişmekle birlikte şöyle özetleyebiliriz

(Cangüzel, 1981).

0-0,25 (sievert) :Gözlenebilir bir hasar yoktur.

0,25-0,5 (sv): Kanda geçici hafif değişiklikler ile gecikmiş etkiler olabilir. Sağlõklõ

bir kişide ciddi hasar olacağõ çok azdõr.

0,5-1 (sv): Mide bulantõsõ ve kusma, kanda daha sonra iyileşen değişiklik olur.

Normal yaşam süresinde kõsalma olasõlõğõ vardõr.

1-2 (sv): 24 saat içinde bulantõ ve kusma, belirtisizlik bir haftadan sonra saç

dökülmesi, ishal, kan tablosunda orta derecede değişiklikler olur, kan yapan organlar

dõşõnda birkaç haftada iyileşme mümkündür.

4-2 (sv): 1-2 saat içinde ağõz ve boğazda ciddi enfeksiyonla birlikte kan tablosunda

değişiklikler, saç dökülmesi, ishal ve hõzlõ kilo kaybõ olup 2-6 hafta içinde bazõ

ölümler, sonunda õşõnlananlarõn %50'sinde ölüm olasõlõğõ vardõr.

18

4-6 (sv) : 1 saat içinde bulantõ ve kusma, l hafta sonunda ishal, -ağõz ve boğazda

enfeksiyon, ateş, iç kanama, saç dökülmesi, kan tablosunda ciddi değişiklikler, hõzlõ

zayõflama olur ve õşõnlananlarõn %80-100'ünün 2 ay içinde ölümü, sağ kalanlarõn çok

uzun sürede iyileşmesi.

1.4.1.2. Geç Dönem Etkileri

Genel olarak bir tümör, normal vücut dokularõnda meydana gelen değişikliklerden

meydana gelen anormal bir doku kütlesidir. Tümör etrafõndaki dokulardan bağõmsõz

büyür. Bir tümör kanser ya da habis olmasõ için yanõndaki dokulara etkin etmesi ve

onlarõ tahrip etmesi gerekir.

Radyasyon, kansere sebep olan faktörlerden biri olmakla beraber kanseri tedavi eden

bir unsurdur. Çoğalan hücrelerin radyasyona olan duyarlõlõğõ fazladõr. Bu sebeple

tedavide kanserli ve sağlam dokular birlikte õşõnlandõklarõnda kanserli hücreler

devamlõ çoğaldõklarõndan radyasyondan daha fazla etkilenirler.

Radyasyonlar başlõca üç yoldan kansere neden olurlar, bunlar;

1) Doğrudan etki

2) Kansere yardõmcõ olmak

3) Uzak etki

Şeklindedir. Radyasyona maruz kalmõş bir doku veya organda kanser olmasõ

radyasyonun doğrudan etkisidir. Çok az bir radyasyona maruz kalmõş bir organ veya

dokuda kanserin görülmesi bu organ veya dokuda zaten kanser yapõcõ faktörlerin

mevcut olduğu ancak radyasyonun bu faktörlere yardõmcõ.olduğu kabul edilir.

Vücudun bir kõsmõnõn õşõnlanmasõndan sonra başka bir kõsmõnda kanser ortaya

çõkmasõ, õşõnlanmõş dokuda meydana gelmiş özel hücreler ve kimyasal maddelerin

kan dolaşõm yoluyla vücuda yayõlmasõndan ileri gelir ki bu da radyasyonun uzak

etkisidir. Radyasyonun meydana getirdiği kanser en fazla kan,;cilt, akciğer, kemik

ve-kemikliğinde meydana gelir.

19

1.4.2. Radyasyonun Genetik Etkileri

Genetik etkiler, üreme hücrelerinin õşõnlanmasõ ile olup etkiler radyasyona maruz

kalan kişiden türeyen nesillerde görülür. Radyasyon üreme hücrelerinin ya

genlerinden birisinin yapõsõ değiştirilebilir veya kromozomlarõn bir veya birkaç

yerinden kõrõlmasõna sebep olabilirler. Kõnlan kromozomlar birleşebilir; birleşmeyip

hücre ölebilir veya aslõnda farklõ birleşerek yeni kromozomlar düzenlenebilir. Yeni

kromozomlar yeni kuşaklarda değişikliğe uğramõş hücrelerin devam etmesine neden

olacaktõr. Mutasyonlar bir defa olunca kalõcõdõr. Gözlenen mutasyonlarõn büyük bir

kõsmõ sağlõğa zararlõdõr.

Radyasyonlarõn genetik materyaller üzerinde meydana getirdiği geriye

dönüştürülmeyen değişiklikler gen seviyesinde veya kromozom anormallikleri

şeklinde görülür. Gen seviyesindeki değişiklikler mikroskopla tespit edilemezler,

kromozom anormallikleri õşõk mikroskobu yardõmõ ile teşhis edilebilir. Deney

hayvanlarõ üzerinde yapõlan araştõrmalardan radyasyon dozu ile meydana gelen

değişiklikler arasõnda lineer bir bağõntõ olduğu tespit edilmiştir. Verilen radyasyon

dozu arttõkça meydana gelen mutasyon sayõsõnõn da arttõğõ görülmüştür.

Radyasyondan kaynaklanan mutasyon sayõsõ radyasyonun doz hõzõna da bağlõdõr.

Doz hõzõ düştükçe meydana gelebilecek değişiklikler azalmaktadõr.(Yülek, 1992)

Radyasyonun insanlarda oluşturduğu genetik etkiler henüz tam olarak

bilinmemektedir. Ancak Uluslar arasõ Radyasyon Korunmasõ Komisyonu,

kendiliğinden spontan mutasyonlarõn oranõn iki katõna çõkaran radyasyon dozunu

insanlar için 50 rem olarak kabul etmiştir. Genetik açõdan etkili olabilecek çevre

radyasyon dozu 0.120 rem olarak hesaplanmõştõr.

1.5. Radyasyonun Madde ile Etkileşimi

Gama ve X õşõnõ gibi bütün elektromanyetik radyasyonlar birçok olayda parçacõklara

benzer davranõş gösterdiği için radyasyonlarõn birim elemanõna foton adõ verilmiştir.

Radyasyonun belli bir frekansõ için bütün paketlerde taşõnan enerji aynõdõr ve

E=h.ν (1.8)

20

gibi ifade edilir.

Fotonlar, içinden geçtikleri ortamõn (maddenin) atomlarõ ile rastgele yaptõklarõ

karşõlõklõ etkileşimler sonucunda ortama enerji bõrakarak absorblanabileceği gibi

saçõlõma da uğrayabilirler. Elektromanyetik radyasyonun madde ile etkileşiminde rol

oynayan en önemli üç olay

• Fotoelektrik Olay

• Compton Saçõlõmõ

• Çift oluşumu

Olaylarõdõr.

1.5.1. Fotoelektrik Olay

Düşük enerjili bir foton genellikle içinden geçtiği ortamdaki atomlarõn K veya L

yörüngesindeki bir elektrona bütün enerjisini vererek onu pozitif yüklü çekirdeğin

bağlayõcõ kuvvetinden kurtarõr. Dõşarõya fõrlatõlan bu elektrona fotoelektron denir. Bu

olay neticesinde oluşan elektron boşluğu dõş yörüngedeki başka bir elektron

tarafõndan doldurulur ve bu sõrada x õşõnõ yayõmlanõr. 0,5 MeV�den daha küçük

enerjili fotonlarõn ağõr elementler tarafõndan soğurulmasõnda bu olay oldukça

önemlidir.

Şekil 1.17. Fotoelektrik Olay.

21

Bu olay sõrasõnda gelen fotonun enerjisinin bir kõsmõ elektronu bağlõ olduğu atomdan

koparabilmek için harcanõr, geri kalan kõsmõ ise koparõlan elektrona kinetik enerji

olarak aktarõlõr (Eşitlik 1.9).

hν = EBağlanma + EKinetik (1.9)

Kurşun için foto-elektrik olay, 1 MeV�e kadar olan fotonlarla oluşabilir. Foton

elektron çarpõşmalarõ düşük enerjilerde dõş, yüksek enerjilerde iç yörüngelerde

görülür

1.5.2. Compton Saçõlõmõ

Gelen fotonun enerjisi 0.5 MeV�den büyük ise, etkileştiği maddenin zayõf bağlõ veya

serbest elektronlarõyla etkileşir. Yüksek enerjili X õşõnlarõ fotonun, bir atomun

elektronlarõna çarparak, onu bir doğrultuda fõrlatõrken kendisinin de herhangi bir

doğrultuda saçõlõr. Foton, elektronla elastik çarpõşma yaparak enerjisinin ve

momentumunun bir kõsmõnõ elektrona verir ve daha düşük enerjili yeni bir foton

olarak başka doğrultuda yol alõr. Böylece meydana gelen elektrona Compton

elektronu, bu olaya da Compton olayõ denir. (Şekil 1.18). Elektron kütleli bir

parçacõk olduğu için fotonun bütün enerjisini absorblamasõ momentumun korunumu

gereği mümkün değildir. Dolayõsõyla foton, enerjisinin bir kõsmõnõ elektrona aktarõp

saçõlõma uğrayarak yoluna devam eder. Foton ile elektron arasõnda oluşan açõ

fotonun enerjisine bağlõdõr.

Gelen fotonun dalgaboyu ile saçõlan fotonun dalgaboyu arasõndaki fark,

)cos1(0

' θλλλ −=−=∆cm

h (1.10)

eşitliği yazõlõr. Burada ve 'λ λ sõrasõyla gelen ve çõkan fotonlarõn dalga boylarõ, m0

elektronun durgun kütlesi, c õşõk hõzõ, θ saçõlma açõsõdõr.

22

Şekil 1.18. Compton saçõlmasõ.

Yüksek enerjili fotonlar enerjileri belirli bir sevyeye düşene kadar Compton

saçõlõmõna uğrarlar bu andan sonra da fotoelektrik olayla absorblanõrlar. Çünkü

sadece Compton saçõlõmõ ile fotonlar tamamen soğurulamazlar. Bu çarpõşmada

momentum korunur.

Hf1 = hf2 + E (1.11)

Compton olayõnõn olma ihtimali, etkileştiği maddenin atomlarõnõn yörünge

elektronlarõnõn sayõsõ arttõkça yükselir. Orta enerjili fotonlar için etkileşme olasõlõğõ

en yüksek olan Compton olayõdõr

1.5.3. Çift Oluşumu

Eğer, fotonun enerjisi yeteri kadar büyük ise ve bu foton atom çekirdeğinin çok

yakõnõndan geçerse, kütlesi olmayan fotonun enerjisinden çekirdek yakõnõnda aynõ

anda biri negatif yüklü elektron diğeri pozitif yüklü pozitron olmak üzere iki

parçacõk yaratõlõr. Böylece elektromanyetik bir dalgadan madde oluşur (Şekil 1.19).

hν =Me++ Me- +Te++ Te- (1.12)

23

Şekil 1.19. Çift oluşumu.

Teorik olarak böyle bir çift oluşumunun meydana gelebilmesi için, (Eşitlik 1.12)

göre fotonun enerjisinin en az 2*0.511 = 1,022 MeV olmasõ gerekir. Foton

enerjisinin daha büyük olduğu durumlarda ise bu enerjinin artakalan kõsmõ elektron

ve pozitrona kinetik enerji olarak aktarõlõr. Oluşan elektron, atomla serbest

elektronlar gibi etkileşirken, pozitron ise bir yörünge elektronu ile birleşir ve zõt

yönlü iki gama fotonu yayarak yok olur. Bu foton ise fotoelektrik yolla soğurulur.

Gama õşõnlarõ, madde içine çok fazla giriş yeteneği gösterirler. Gama õşõnlarõnõ

zõrhlama bakõmõndan en etkili malzemeler yüksek atom numaralõ ve özgül ağõrlõğõ

büyük olan elemanlardan yapõlmõş malzemelerdir.

Pratikte çift oluşumu 2 MeV den daha büyük enerjili fotonlar ve ağõr elementler için

görece daha baskõndõr.

1.6. Radyasyondan Korunma Yöntemleri

Radyasyon etkilerinden bir kõsmõ herhangi bir eşik dozu almadan meydana

gelebilmektedir. Ciddiyetinden ziyade meydana gelişleri radyasyon dozunun bir

fonksiyonu olan bu tür radyasyon etkilerine skotastik etkiler denir. Bununla beraber,

meydana gelebilmesi belirli bir eşit dozuna ihtiyaç gösteren ve önemi radyasyon

dozuna bağlõ olarak radyasyon etkilerine de skotastik olmayan etkiler denilmektedir.

24

Radyasyon korunmasõnõn amacõ skotastik olmayan radyasyon etkilerinin meydana

gelmesini önlemek, skotastik etkilerin meydana geliş olasõlõklarõnõ ise kabul edilebilir

bir düzeye indirmektir.

İnsanlarõn radyasyona maruz kalmasõnõn biyolojik zararlarõ olduğu bilindiği için

maruz kalõnacak dozun sadece müsaade edilen seviyelerin altõnda kalmasõ yeterli

olmayõp, olabildiği kadar düşük tutulmalõ ve bunun için gerekli her türlü tedbir

alõnmalõdõr. Dõş radyasyon kaynaklarõndan korunmanõn zaman, mesafe ve zõrhlama

gibi üç temel kuralõ vardõr.

1.6.1. Zaman Kuralõ

Radyasyonla yapõlan işlemlerde alõnan doz; doz hõzõ ile zamanõn çarpõmõdõr. Zaman

ne kadar çok artarsa alõnan dozda o kadar artar. Bu bağõntõdan radyasyon alanõnda ne

kadar az süre kalõnõrsa o kadar az doz alõnacağõ açõktõr. Radyoaktif kaynağõn ve

cihazõn yanõnda ne kadar kõsa sürede işlem tamamlanõrsa alõnan doz o kadar az

olacaktõr. Doz hõzõnõn önceden bilinmesi ile bu bölümde çalõşacak personelin ne

kadar zaman çalõşmasõna izin verileceği belirlenir.

1.6.2. Mesafe Kuralõ

Bir radyasyon alanõnõn şiddeti kaynaktan olan uzaklõk arttõkça azalõr. R yarõçaplõ bir

kürenin merkezinde saniyede n adet foton yayõnlayan bir nokta kaynak varsa;

kürenin yüzeyindeki akõ

Şekil 1.20 Ters Kare Kanunu

25

122 ..

4−−= scmfoton

nRnF (1.14)

Akõ kaynaktan olan uzaklõğõn karesiyle ters orantõlõdõr. Bu kanun ters kare kanunu

olarak bilinir. Kaynağõn boyutlarõnõn kaynakla söz konusu nokta arasõndaki uzaklõk

ile karşõlaştõrõldõğõnda ihmal edilecek kadar küçük olmasõ yani kaynağõn nokta

kaynak olmasõ halinde geçerlidir. Belirli bir uzaklõktaki doz hõzõ değeri biliniyorsa

boşluk veya havadaki başka bir uzaklõk için doz hõzõ değeri uzaklõklarõn kareleriyle

ters orantõlõ olarak hesaplanõr.

D1, kaynaktan d1 uzaklõktaki doz hõzõ, D2, kaynaktan d2 uzaklõktaki doz hõzõ olmak

üzere

Şekil 1.21 Dozun Mesafe ile İlişkisi D1.d1

2 =D2. d22 (1.15)

Yazõlõr ve buradan da

22

21

12 .dd

DD = (1.16)

bağõntõsõ yazõlõr.

26

Bir girici radyasyon yayan nokta kaynak varsa, radyasyon kaynağõnõn şiddetinde

mesafeye bağlõ azalma, mesafenin karesiyle ters orantõlõdõr.

Nokta kaynak olarak kabul edilemeyecek boyutlardaki radyasyon kaynaklarõndan,

duvar, tavan, zemin ve diğer cisimlerden saçõlmalarõndan dolayõ, radyasyon

kaynağõnõn şiddeti mesafenin karesiyle değil mesafeyle azalõr.

1.6.3. Zõrhlama Kuralõ

Radyasyon kaynağõ ile bu kaynağõn sebep olduğu doza maruz kalma ihtimali olan

kişiler arasõna kurşun, tuğla, beton, duvar gibi malzeme konulmasõna zõrhlama

denilmektedir. Radyasyon dozunu azaltan malzemeye de zõrhlama malzemesi denir.

Zõrhlama malzemelerinin yoğunluğu ne kadar fazla ise X ve gama õşõnlarõnõ zõrhlama

özelliği o kadar artar. Zõrhlama, cihazõn zõrhlanmasõ ve cihazõn bulunduğu odanõn

zõrhlamasõ olarak iki farklõ şekilde yapõlõr.

Cihazõn zõrhlamasõ kolimatörlerin kullanõlmasõ ve de dõş koruyucu bölmelerinin

takviyesi ile yapõlõr. Zõhlama hesaplamalarõn yapõlmasõnda malzemelerin belirli

radyasyonlara karşõ gösterdikleri 0nuncu tabaka kalõnlõğõnõn ölçülen değerleri

kullanõlarak yapõlõr.

Farklõ radyasyonlar için kullanõlan zõrhlama maddeleri ve zõrhlama işlemleri

birbirinden farklõdõr. Zõrhlamanõn esasõ, elektromanyetik veya parçacõk

radyasyonlarõn doz seviyelerinin, zõrhlama için kullanõlan malzemenin atomlarõ

arasõndan geçerken doğrudan doğruya veya dolaylõ olarak iyonizasyon yapmalarõ ve

bu şekilde enerjilerini tamamen veya kõsmen kaybederek canlõlar için zararsõz

seviyelere gelmeleridir ( Kahya,1985).

Zõrhlamanõn gerekliliği zõrhlanacak radyasyon tipine bağlõdõr. Kaynağõn aktivitesi,

kabul edilebilir doz oranõ zõrhlamada esas alõnõr. Zõrh malzemesi seçiminde ilk

düşünülmesi gereken bireylerin korunmasõdõr. Etkili bir zõhlama ile radyasyonun

zararlõ etkilerini en aza düşürebilir.

Bununla birlikte ekonomiklik, hafiflik ve boşluklu yapõ gibi faktörler zõrh malzemesi

seçiminde etkili olurlar.

27

2. Literatür Taramasõ

Bu tez çalõşmasõ ilgili literatürler radyasyon zõrhlamasõnda kullanõlan başlõca yapõ

malzemeleri, ağõrlõklõ olarak barit agregasõ ile üretilen ağõr betonlarõn özellikleri ve

kullanõm alanlarõ ile radyasyonunun zararlõ etkilerini izin verilen seviyelere

indirgeyecek zõrh kalõnlõklarõnõn hesap yöntemlerini ve hesap kriterlerini inceleyen

çalõşmalar olmak üzere iki bölümden oluşmaktadõr.

Birinci bölümü oluşturan çalõşmalar;

Kõlõnçarslan (2004) Barit agregalõ ağõr betonlarõn çeşitli fiziksel, kimyasal ve

mekanik özelliklerini deneysel olarak saptamõş ve radyasyon tutuculuk özellikleri ile

ilgili olumlu sonuçlara değinerek en uygun karõşõm oranlarõnõ saptamõştõr.

Başyiğit vd. (2005), Kobalt 60 kaynaklõ ve enerji Aralõğõ 1,33 Mev ve 0,1mCi olan

gama radyasyonunun zõrhlanmasõ için barit agregalõ betonlar üzerinde teorik ve

deneysel olarak bulduğu değerleri karşõlaştõrmõşlardõr.

Akkurt. vd.(2005) radyasyon tutuculuk özelliklerinin malzemelerin atom

numaralarõna göre değişimini inceleyerek, radyasyon tutuculuk katsayõsõnõn gelen

õşõnõn çeşidine ve zõrh malzemesinin atom numarasõna göre değiştiğini

saptamõşlardõr.

Kõlõnçarsalan. vd. (2005), yapõ malzemesi olarak kullanõlan pomzanõn radyasyon

tutuculuk katsayõsõnõ araştõrmõşlardõr.

Singh vd. (2004), Yapõ malzemelerinin enerji ve kimyasal yapõlarõna bağlõ olarak

kütle zayõflatma katsayõlarõnõ 10 keVile 100 GeV enerji aralõğõnda incelemişlerdir.

Topçu. (2002), barit ile üretilen betonun fiziksel e mekanik özelliklerini saptamõştõr.

Can. (2001), Beton özellikleri ile nötron zõrhlama kriterlerini incelemiştir.

Hubbell. (2000), 2000 yõlõnda Richard Pratt�õn katkõlaryla X Işõnlarõna karşõ kesit

tesirlerini hesaplamaya yardõmcõ olan teoriyi ortaya koymuştur.

28

Bashter (1997), Hematit, Serpentin, İlmenit, limonit magnetit gibi agregalar ve demir

kullanarak farklõ yoğunlukta 7 çeşit ağõr betonlar üretmiş, bu betonlarõn kütlesel

zayõflatma katsayõlarõnõ teorik olarak hesaplamõştõr.

Postacõoğlu (1987), ağõr betonlarõn üretiminde dikkat edilmesi gerekli hususlarõ

belirtmiştir.

Akyüz (1977), İyonize radyasyon çeşidi olan gama õşõnlarõnõn zõrhlanmasõnda barit

agregasõ ile betonlar üreterek zõrlama parametrelerini ve beton özelliklerini

incelemiştir.

Maruyama vd. (1971), Normal beton, ağõr beton, kurşun ve demirin 4-32 MeV x

õşõnlarõna karşõ lineer zayõflatma katsayõlarõnõ mukayese etmişlerdir.

İkinci bölümü oluşturan çalõşmalar;

Akkurt vd. (2004), Barit, limra ve mermerlerin gama õşõnlarõna karşõ kütlesel

radyasyon tutuculuk katsayõlarõnõ hesaplamõşlardõr.

Tsalafoutas vd.(2004) terapi merkezlerinde zõrhlama gereksinimleri için literatürler

eşliğinde model bir hesap yöntemi geliştirmişler.

Toprak (2001), Gama radyasyonunun toprak ile zõrhlamasõnõ Cs ve Co kaynaklarõ

kullanarak incelemiş, içerisinde Si minerali daha fazla olan topraklarõn daha iyi

zõrhlama yaptõğõnõ belirtmiştir.

Zeybek (2000), Çimento içerisine öğütülmüş bor minerali katarak ürettiği farklõ

çimentolarõn fiziksel ve mekanik özelliklerini inceleyerek, nötron õşõnlarõna karşõ zõrh

yeteneklerini araştõrmõştõr.

Öz (2000), Tesir kesitleri tablolarõnõ kullanarak farklõ malzemelerin enerji

absorpsiyon kapasitelerini hesaplamõştõr.

29

Sipkin (1996) Uluslar Arasõ Radyasyondan Korunma Komitesi (NCRP)

değerlendirerek zõrh kalõnlõğõnõn belirlenmesinde önemli olan iş yükü ve kullanõm

faktörleri üzerine çalõşmõştõr.

Yiğit (1996), Atõk kâğõtlarõ ve bor elementini farklõ oranlarda karõştõrarak nötron

õşõnlarõna karşõ etkin bir zõrh malzemesi geliştirmeye çalõşmõştõr.

Keller (1995), Tõbbi merkezlerdeki radyasyon uygulamalarõ mekânlarõnõn

zõrhlanmasõnda yüksek yoğunluklu betonlarõn kullanõmõnõ araştõrmõştõr.

Bakos. (1995), 6-12 MeV foton enerji aralõğõnda beton, çelik, kurşun� un zõrh

malzemesi olarak özelliklerini araştõrmõş ve zõrh kalõnlõklarõnõn karşõlaştõrmõştõr.

Seltzer . vd (1995), enerji aralõğõ 1keV- 20 MeV ve malzemelerin atom numarasõnõ

da göz önüne alarak kütlesel eneri absorpsiyon katsayõlarõ ile radyasyon tutuculuk

katsayõlarõnõ hesaplamõşlar ve datalar hazõrlamõşlardõr.

Dixon (1994), Terapi merkezlerinde birincil bariyer zõrhlamasõ hakkõnda araştõrma

yapmõştõr.

Rossi vd.(1991), Başlõca yapõ malzemelerinin radyasyon õşõn transmisyonu

özellikleri hakkõnda araştõrma yapmõşlardõr.

Profio. (1979), radyasyon zõrhlamas ve ölçüm sistemleri akõnda yayarlõ bilgiler

vermiştir.

NCRP Report No:49.(1976), enerjiler 10MeV üzerinde olan x ve gama õşõnlarõnõn

zõrh dizayn kriterlerini belirtmiştir.

Kahya. (1985), Yüksek aktiviteli nokta gama kaynağõnõn zõrhlama hesaplarõnõ

yaparak, gerekli zõrh kalõnlõklarõnõ hesaplamõştõr.

30

3. Materyal ve Yöntem

3.1 Materyal

Bu çalõşmada radyasyon zõrhlamasõnda kullanõlacak radyasyon kaynağõ olarak bir

gama kaynağõ olan Cobalt 60 seçilmiştir. Hesaplamalar 1 Mev ile 100 Mev eneji

aralõğõnda yapõlmõştõr. Zõrh malzemesi olarak üç tipte malzeme seçilmiştir. Bunlar

yüksek yoğunluklu barit agregalõ ağõr beton 3,2 gr/cm3, normal beton (2,35 gr/cm3)

ve kurşun (11,34 gr/cm3)

3.1.1. Cobalt 60 Radyoaktif Kaynağõn Genel Özellikleri

Doğal kobalt, 27 proton, 32 nötron, 27 elektrondan oluşmuş doğada kararlõ halde

(radyoaktif değil) bulunan sert, kõrõlgan hafif mavimsi renge sahip gri renkli bir

metaldir. Özellikleri demir ve nikele benzer. Magnetik özellikleri yönünden ise daha

çok demire benzer. Radyoaktif olmayan Co doğada çeşitli minareller içinde bulunur

ve binlerce yõl boyunca cam ve seramiğe mavi renk verebilmek için kullanõlmõştõr.

1735�te İsveçli bilim adamõ George Brandt, renkli camlardaki mavi rengin kobalt

adlõ yeni bir element olduğunu gösterdi. Önceleri insanlar bunun bizmut olduğunu

düşündüler. Çünkü kobalt ile beraber çeşitli minarellerde bulunmaktadõr. Kobaltõn

erime noktasõ 14950 C derece, kaynama noktasõ 28700 C derece, yoğunluğu ise 8,9

gr/cm3 �tür.

Co�nun en çok bilinen izotopu kararsõz halde (radyoaktif) bulunan bir madde olan

Co-60�dõr. Bu izotopun varlõğõ California Berkeley Üniversitesinden Gleen T.

Seaborg ve John Livingood tarafõndan 1930�da bulunmuştur. Co-60 ticari amaçlar

için ya lineer hõzlandõrõcõlarda ya da nükleer reaktörlerde üretilir.

Co-60�õn bozunum türü −β bozunumudur. Bu bozunum enerjisi 2,824 MeV�dir

ve % 100�e yakõn sõklõktaki bir frekansla 1,17321 MeV�lik, 1,33247 MeV�lik iki

gama õşõmasõ gözlenir. Maksimum elektronun enerjisi 318 keV, ortalama elektron

enerjisi 96 keV�dir (Şekil 3.1).

31

Co-60 nükleer reaktörlerde oluşan atõk bir ürün değildir; nükleer silah üreticilerince

de kullanõlmaz. Ayrõca nükleer fisyon ve füzyon gibi zincirleme reaksiyonlara da

uğramazlar.

Co-60�õn yarõ ömrü, yani radyoaktif çekirdek sayõsõnõn yarõya inmesi için geçmesi

gereken zaman 5,271 yõldõr. Genellikle pratik amaçlar için radyoaktif elementin 10

21t süre geçtikten sonra tükendiği ve zararsõz hale geldiği kabul edilir. Bu nedenle

Co-60�õn yaklaşõk 53 yõl boyunca güvenli bir ortamda saklanmasõ gerekir. Bu işlev

Türkiyede Türkiye Atom Enerjisi Kurumu tarafõndan gerçekleştirilir.

Şekil 3.1. Co-60�õn bozunum şemasõ.

3.1.2 Zõrh Malzemesi Olarak Kullanõlan Başlõca Yapõ Malzemeleri ve Özellikleri

Zõrh tasarõmõnda kullanõlacak yapõ malzemesi, zõrhlanacak radyasyon türüne göre

farklõlõk gösterir. Alfa õşõnõmõ yapan bir kaynak kağõtla ondan daha fazla giriciliği

olan betalarõ hafif olan alüminyum ile zõrhlamak yeterli olmaktadõr. Gama õşõnlarõnõn

giriciliği ise õşõnõm yapan kaynağõn enerjisine bağlõ olmak kaydõ ile betalardan 100

kat, alfalardan 10000 kat daha fazladõr. Bu kadar yüksek giriciliğe sahip radyasyonlar

ise ancak yüksek yoğunluğa ve yüksek atom numarasõna sahip malzemeler ile

zõrhlanabilir (Şekil 3.2).

32

Şekil 3.2. Değişik radyasyon türlerinin zõrh malzemelerine giricilikleri

Radyasyon zõrhlamasõ alanõnda geniş bir kullanõm alanõna sahip olan malzemelerden

atom numarasõ en yüksek olan malzeme kuşundur. Zõrhlama malzemesinin

yoğunluğu ne kadar fazla ise X ve gama õşõnlarõnõ zõrhlama özelliği de o oranda artar

(Shapiro, 1972). Düşük maliyette, kolay kullanõma ve iyi yapõsal özelliklere sahip

olan beton da mükemmel bir zõrh malzemesi olarak kullanõlabilir. Ancak bunun için

kurşunda olduğu gibi yüksek yoğunluğa sahip olmalõdõr. Beton karõşõmlarõnda

yüksek yoğunluklu agrega kullanõlarak bu amaç sağlanabilir. Yurdumuzda oldukça

geniş rezervi bulunan barit agregasõ kullanõlarak üretilen ağõr betonlar zõrhlama için

gerekli olan yüksek yoğunluk özelliğini karşõlamaktadõr (Kõlõnçarsalan,2005).

Şekil 3.3. Fotonun madde ile etkileşmesinin foton enerjisine ve Z sayõsõna bağlõ

olarak değişim

33

3.1.2.1 Ağõr betonlar

Birim ağõrlõğõ 2,8 t/m3� den büyük olan betonlara ağõr beton denilmektedir.Ağõr beton

üretiminde yararlanõlan özel agregalar genellikle barit, limonit, magnetit ve demir

cevheri gibi doğal agregalar veya demir kõrõntõlarõ gibi sanayi atõklarõ olabilmektedir

(Davis vd.,1956)

Betonun birim ağõrlõğõnõ artõrmak için kullanõlan agreganõn birim ağõrlõğõnõn büyük

olmasõ gerekir. Ağõr betonlar ile geleneksel betonlarõ birbirinden ayõran en önemli

fark; ağõr betonda kullanõlan agregalarõn birim ağõrlõğõnõn büyük olmasõdõr. Ağõr

betonlar, yurt dõşõnda birçok ülkede özellikle Kanser Araştõrma Merkezlerinde

zõrhlama malzemesi olarak kullanõlmakta olup bir sektör haline gelmiştir. Buralarda

genellikle ağõr agrega madeninin temin kolaylõğõna bağlõ olarak; magnetit, ilmenit ve

limenit kullanõlmaktadõr (Kõlõnçarslan,2004).

Radyasyon kalkanõ olarak kullanõlan ağõr betonun bileşiminde karma ve hidratasyon

suyunda hafif elementler, agregasõnda ise ağõr elementler bulunmaktadõr En çok

kullanõlan ağõr agrega barittir (Akman,1977). İnşaatlarda kullanõlacak betonun aynõ

zamanda yönetmeliklerde belirtilen fiziksel ve mekanik standartlarda olmasõ ve bu

özelliklerine göre malzeme davranõşõ ve betonarme hesaplamalarõ için taşõma

gücünün belirlenmesi gereklidir. Baritli ağõr betonun gama õşõnlarõnõ yutma

kapasitesi, barit agrega yüzdesine ve betonun birim ağõrlõğõna göre değişir.

3.1.2.2. Barit Agregalõ Betonlarõn Özellikleri

Barit agregalõ ağõr betonlara ait bilinen bazõ özellikleri aşağõda verilmiştir.Barit

agregalõ ağõr betonlarõn radyasyona karşõ koruyucu özellikleri geleneksel betona göre

daha yüksektir. Betonun birim kütlesi ve kalkan kalõnlõğõ, radyasyona karşõ

geçirimlilikle orantõlõdõr.

Barit agregalõ betonlarõn õsõl iletkenliği, birim kütle ve su içeriğine bağlõ olarak

değişmekle beraber, genellikle geleneksel betonlara göre yüksek olmaktadõr.

betonlarõn birim kütleleri arttõkça õsõl iletkenlikleri artmaktadõr. Isõl iletkenliği yüksek

olan malzemelerin yangõna karşõ dayanõmlarõ düşük olmaktadõr.

34

Barit agregalõ ağõrlarõn ortalama rötresi geleneksel betonlardan daha azdõr. Barit

agregalõ ağõrlarõn aşõnma dayanõmlarõ geleneksel betonlardan daha büyüktür. Barit

agregalõ ağõrlarõn ortalama birim kütleleri geleneksel betonlardan ortalama birim

kütlelerinden % 50 civarõnda daha büyük olmaktadõr. Barit agregalõ ağõrlarõn donma -

çözünme olayõna karşõ dayanõklõlõğõ geleneksel betonlardan daha azdõr. Doğal ağõr

agregalardan üretilerek yerine yerleştirilen Barit agregalõ ağõrlarõn boşluk oranlarõ

genel olarak geleneksel betonlarõn boşluk oranlarõna eşit, yapay ağõr agregalardan

üretilenlerin ki ise geleneksel betonlardan daha büyük olmaktadõr

(Kõlõnçarslan,2004).

Belli bir beton kõvamõ için gerekli olan su oranõ doğal ağõr agregalarõn kullanõlmasõ

halinde geleneksel betonlarda kullanõlan su oranõndan önemli bir fark olmamaktadõr.

Eşit su/çimento oranõ için barit agregalõ betonlarõn işlenebilirliği geleneksel

betonlardan daha düşüktür (Postacõoğlu,1996 ).

3.2. YÖNTEM

3.2.1. Zõrhlamanõn Teorisi

Bütün canlõlar gerek doğal gerekse yapay olarak meydana gelen iyonizen karakterli

radyasyonlarõn kaçõnõlmaz ve sürekli olarak etkisindedir. Bu nedenle radyasyondan

korunmak günlük hayatõn gereklerinden olmuştur. Bu amaçla ilk belirlenmesi

gereken kavram özel şekillerde tarif edilmiş bazõ şartlar altõnda radyasyon ile

çalõşanlarõn ve bunlarõn dõşõndaki insanlarõn maruz kalabilecekleri azami doz

değerlerini gösteren �maksimum izin verilen doz� seviyesinin belirlenmesi gerekir.

İyonlayõcõ etkiye sahip olmayan radyasyonlar belirli bir yüke ve kütleye sahip

olduklarõ için etkileşime girdikleri maddeler tarafõndan yutulurlar. Yani bu

radyasyonlarõn zõrhlanmalarõ belli bir özellik göstermez. Ancak iyonlayõcõ etkiye

sahip elektromanyetik radyasyonlar şiddetleri ölçüsünde belirlenen şartlar için zararlõ

etkilerini kabul edilebilir seviyelere indirgemek için zõrhlanmalõdõrlar. Kullanõlacak

zõrh malzemesinin seçimi ve zõrh kalõnlõğõnõn belirlenmesi;

35

1- Malzemenin kimyasal bileşimi ve malzemenin radyasyon zayõflatma Katsayõsõ

2- Radyasyon enerjisi ve türü (Yiğit,1985).

Faktörlerine bağlõdõr.

Şekil 3.4. Radyasyon şiddeti yoğunluğunun x kalõnlõğõndaki madde içerisindeki

zayõflamasõ

Şekil 3.1 de görüldüğü gibi zõrh malzemesi ile karşõlaşmadan önce yoğunluğu Io olan

radyasyon şiddetinin X kalõnlõğõnda ki zõrh malzemesinden geçtikten sonraki

yoğunluğu I arasõnda

∆I = - µ I ∆x (3.1)

bir ilişki vardõr. Bu eşitliğin karşõlõklõ integrali alõnõrsa,

Io = I . e -µx (3.2)

Bağõntõsõ elde edilir (Beer Yasasõ).

Eşitlik (3.2)� de

36

Io = Radyasyonun başlangõçtaki şiddet yoğunluğu

I = Radyasyonun x kalõnlõğõndaki şiddet yoğunluğu

x = zõrh malzemesinin kalõnlõğõ

µ = lineer radyasyon zayõflatma katsayõsõ

Lineer soğurma katsayõsõ (µ)

µ = τ + σ + K (3.3)

τ fotoelektrik soğurma katsayõsõnõ, σ Compton soğurma katsayõsõnõ ve K çift

oluşumu soğurma katsayõsõnõ göstermek üzere üç ayrõ enerji kaybetme olayõnõn

soğurma katsayõlarõnõn toplamõna eşittir.

Lineer soğurma katsayõsõnõn soğurucunun özgül ağõrlõğõna bölümü ile kütle soğurma

katsayõsõ (µm) elde edilir (Kõlõnçarslan,2004).

µm = ρµ (3.4)

Bir zõrh malzemesinin lineer zayõflatma veya kütlesel zayõflatma katsayõlarõ daha

önce hazõrlanan tablolar ile hesaplanõr. Amerika Ulusal Standart ve Teknoloji

Ensititüsü (NIST)�nün Berger ve Hubble hazõrlattõğõ XCOM adlõ web bilgisayar

programõ geliştirilmiştir. Bu program enerjisi 1keV�dan 100 GeV�ye kadar olan

herhangi bir element veya malzemenin kütlesel zayõflatma katsayõlarõnõ

hesaplar(Kõlõnçarslan,2004).

3.2.2. Zõrhlama Esaslarõ

Radyasyon zõrhlamasõnda zõrhlanacak mekân ile bağlantõlõ bulunan diğer mekânlarõn,

kullanõlacak radyasyon kaynağõnõn özellikleri büyük önem taşõr. Zõrh kalõnlõğõ

hesabõnda zõrhlanacak yapõ elemanõ üzerine gelecek radyasyon õşõnõnõn birincil

radyasyon ya da ikincil radyasyon olmasõ belirlenmelidir (Şekil3.5)

( Mc Ginley,1998).

37

İkincil bariyer

Birincil Bariyer

İkincil Bariyer

Birincil Bariyer

Birincil Bariyer

Şekil 3.5 Birincil Bariyer ve İkincil bariyer õşõnlarõ ve yapõ elemanlarõ

Eşitlik (3.2)� de belirtilen ifade

=IIo e-µx (3.5)

Şeklinde gösterildiğin de, edildiğinde IIo oranõnõ yüzde olarak ifade edilen değerine

zõrh malzemesinin transmisyon yüzdesi denir ve bu değer B ile sembolize edilir

(Epstein,1963). Radyasyonun zararlõ doz seviyelerini en aza indirmek için

kullanõlmasõ gereken zõrh malzemesinin seçimi ve buna bağlõ olarak kalõnlõğõnõn

belirlenebilmesi için radyasyonun enerjisine, işyüküne, kaynağõn durumuna ve

korunacak kişilerin radyasyon ile çalõşan kişiler olup olmadõğõ gibi paremetrelere

dayanan transmisyon yüzdesi bulunmalõdõr (Eşitlik 3.6).

B = TUW

dP..

. 2

(3.6)

38

(Eşitlik 3.6) de verilen transmisyon denklemi radyasyon kaynağõndan çõkan õşõnlarõn

yapõ elemanõnõn direkt üzerine düştüğü primer zõrh hesabõ için kullanõlõr. Sõçrama ve

sõzõntõ radyasyon õşõnlarõnõn düştüğü ikincil zõrh hesabõ için ise;

B = TUWdP

....1000 2

(3.7)

Şeklinde kullanõlmasõ gerekir (NCRP No:49, 1976)

(Eşitlik 3.6)� de ,

P : Haftalõk izin verilen maksimum doz miktarõnõ ifade eder.(Sv/week). Daha

öncede açõklandõğõ gibi izin verilen maksimum doz miktarõ radyasyon ile çalõşõlan

kontrollü alanlar için 0,02 Sv/ week radyasyon alanõ olmayan kontrolsüz alanlar için

0.001 Sv/week olarak uluslararasõ radyasyondan korunma komitesi tarafõndan

belirlenmiştir.

d : Radyasyon kaynağõnõn merkezinden zõrhlanacak yapõ elemanõna olan

mesafedir.

W : Radyasyon kaynağõnõn 1 m mesafedeki Gy / hafta biriminde çalõşma yükünü

göstermektedir. Uluslar arasõ radyasyondan korunma komitesi (NCPR No:49)� e göre

enerjisi 10Mev�den düşük kaynaklar için 350 Gy / hafta 10Mev�den büyük kaynaklar

için 250 gray/ hafta olarak belirlenmiştir.

T : Meşguliyet faktörünü göstermektedir ve radyasyon kaynağõnõn bulunduğu

odaya koşu olan mekanlarõn işgal edilme sürelerine göre belirlenen faktördür. Bu

faktör 1, ¼, 1/16 olmak üzere üç kademeye ayrõlmõştõr. (Göksel, 1973)

39

Çizelge 3.1 Meşguliyet Faktörü

T = 1

(Tam Meşguliyet)

Radyasyon ile çalõşan kişilerin, kumanda odalarõ dinlenme

odalarõ, radyasyon tedavisi için gelen hastalarõn bekleme

salonlarõ, laboratuar gibi mekânlar

T = ¼

(Kõsmi Meşguliyet)

Kişilerin bazen bulunduğu ve zõrhlanacak mekâna bağlantõlõ

olan tuvalet, koridor gibi mekânlar

T = 1/16

(Nadir Meşguliyet)

Kişilerin sõklõkla kullanmadõğõ depolar merdivenler gibi

mekânlar

U : Radyasyon kaynağõnõn çalõşõr halde olduğu süre içerisinde çõkan õşõnõn yapõ

elemanlarõ üzerinde oluşturduğu kullanõm faktörüdür (çizelge3.2). Kullanõm faktörü

ikincil zõrh hesabõ için daima 1 olarak kabul edilir (Rees, 1967).

Çizelge 3.2 Kullanõm Faktörü

U = 1 (tam Kullanõm) Zõrhlanacak mekânlarõn kullanõlan õşõna

her zaman maruz kalan döşeme ve

duvarlarõ

U = 0.25 (Kõsmi Kullanõm) Zõrhlanacak mekânlarõn kullanõlan õşõna

her zaman maruz kalmayan tavan ve

duvarlarõ

Gelen õşõnõn şiddetini onda birine indirmek için gerekli olan zõrh malzemesi

kalõnlõğõna onuncu tabaka kalõnlõğõ (OTK) denir (Şarer, 2001).

Onuncu Tabaka Kalõnlõğõ (OTK) = µ10nl (3.8)

Burada, 10nl sabit değer olup µ zõrh malzemesinin lineer radyasyon tutuculuk

katsayõsõnõ göstermektedir.

40

Çizelge 3.3 Kullanõlan zõrh malzemelerinin enerji değişimine göre OTK Değerleri Enerji KeV Normal Beton Kurşun Baritli Beton

1 2,83E-04 3,90E-05 1,13E-04 2 7,16E-04 1,59E-04 4,83E-04 3 2,11E-03 1,03E-04 1,08E-03 4 4,48E-03 1,62E-04 2,26E-03 5 6,99E-03 2,78E-04 3,51E-03 6 1,17E-02 4,35E-04 1,91E-03 8 2,53E-02 8,88E-04 3,74E-03 10 4,79E-02 1,55E-03 6,74E-03 15 1,54E-01 1,82E-03 2,00E-02 20 3,49E-01 2,35E-03 4,35E-02 30 1,02E+00 6,70E-03 1,30E-01 40 1,94E+00 1,41E-02 6,07E–02 50 2,87E+00 2,53E–02 1,08E–01 60 3,68E+00 4,04E–02 1,74E–01 80 4,87E+00 8,39E–02 3,66E–01 100 5,64E+00 3,66E–02 6,41E–01 150 6,82E+00 1,01E–01 1,63E+00 200 7,65E+00 2,03E–01 2,80E+00 300 8,93E+00 5,04E–01 4,93E+00 400 1,00E+01 8,74E–01 6,52E+00 500 1,10E+01 1,26E+00 7,73E+00 600 1,19E+01 1,63E+00 8,73E+00 800 1,36E+01 2,29E+00 1,04E+01 1000 1,51E+01 2,86E+00 1,18E+01 1250 1,69E+01 3,46E+00 1,33E+01 1500 1,85E+01 3,89E+00 1,46E+01 2000 2,15E+01 4,41E+00 1,67E+01 3000 2,65E+01 4,80E+00 1,96E+01 4000 3,05E+01 4,84E+00 2,12E+01 5000 3,37E+01 4,75E+00 2,22E+01 6000 3,63E+01 4,62E+00 2,28E+01 8000 4,03E+01 4,34E+00 2,31E+01 10000 4,30E+01 4,08E+00 2,29E+01 15000 4,67E+01 3,59E+00 2,19E+01 20000 4,83E+01 3,27E+00 2,09E+01 30000 4,78E+01 2,89E+00 2,00E+01 40000 4,71E+01 2,67E+00 1,89E+01 50000 4,64E+01 2,52E+00 1,76E+01 60000 4,58E+01 2,41E+00 1,64E+01 80000 4,52E+01 2,27E+00 1,53E+01 100000 4,45E+01 2,18E+00 1,44E+01

41

Canlõlar için Zaralõ olan elektromanyetik radyasyonlardan X ve gama õşõnlarõnõn

zararlõ doz seviyelerini yönetmeliklerce belirlenen kabul edilebilir seviyelere

getirmek için uygulanan zõrlama hesaplarõ transmisyon yüzdesi ile kullanõlan zõrh

malzemesinin X kalõnlõğõna bağlõ olan ve radyasyon şiddetini onda birine indiren

onuncu tabaka kalõnlõk değerleri ile arasõnda ki

n = - Log (B) (3.9)

Şeklinde ifadesine bağlõ olarak bulunacak n değerler ile çeşitli zõrh malzemelerinin X

kalõnlõklarõ

X = n . OTK (3.10)

Olarak bulunur.

3.2.3. Zõrh hesabõ programõ

Bu çalõşma da yukarõda verilen zõrhlama hesabõ verilerine dayanarak Delphi

programlama dili kullanõlarak zõrh kalõnlõğõ hesap yöntemi geliştirilmiştir. Delphi bir

programlama ortamõdõr. Programlama dili olarak Pascal�õn nesne yönelimli (object

oriented) uzantõsõ olan Object Pascal dilini kullanmaktadõr. Object Pascal kolay

anlaşõlõr bir dile, hõzlõ derleme gücüne ve modüler programlama için gerekli tüm

komutlara sahiptir. Object Pascal Delphinin IDE si ile birlikte daha anlaşõlõr bir

yapõya kavuşturulmuştur. IDE tümleştirilmiş uygulama geliştirme ortamõ demektir.

Delphi�nin de birçok sürümü bulunmaktadõr. Bunlar Personal, Profesyonel, Enterpris

veArchitect sürümleridir. Profesyonel sürümü bütün temel özellikleri ve bunlara ek

olarak genişletilmiş veritabanõ desteği, biraz internet desteği ve harici programlarõn

bazõlarõnõ içerir. Enterprise sürümü büyük şirket uygulamalarõ geliştiren programcõlar

içindir. Eski adõ Client/server suitedir. Architect sürümünde Enterpriseden farklõ

olarak BoldSoft'un Bold for Delphi ürünü yer almaktadõr.

Tez çalõşmasõnda oluşturulan Radyasyon Kalkanõ Hesap Programõ, Radyasyon

Kaynağõnõn Konumu, Enerji Seviyesi, maksimum müsaade edilen doz oranlarõnõ

42

zõrhlanacak mekanõn özelliklerini ve zõrh malzemesi olarak kullanõlacak

malzemelerin radyasyon tutuculuk özelliklerini dikkate alarak belirlenmiş olan yapõ

elemanõnõn kalõnlõğõnõ hesaplamada kullanõlõr.

Şekil 3.6 Radyasyon Zõrh Kalõnlõğõ Programõ Açõlõş Penceresi

Programõn bilgisayara kurulumundan sonra şekil 3.6� de görünen pencere açõlõr.

Zõrhlanacak röntgen odasõnõn şeklini ve kaynağõn zõrhlanacak elemanlar ile olan

ilişkilerini gösteren oda planõ, �resmini göster� butonu ile görülebilir (Şekil 3.7).

Oda planõ doğrultusunda hesaplamalarda kullanõlacak verilerin ve formüllerin

belirlendiği zõrhlanacak yapõ elemanõnõn ne olduğunu gösteren harfler seçilir ve bu

elemanlara gelen radyasyonun hangi tip radyasyon olduğunun seçildiği birincil

bariyer veya ikincil bariyer seçenekleri belirlenir.

43

Şekil 3.7. Zõrhlanacak mekanõn Planõ

Zõrhlanacak yapõ elemanõ ve zõrh tipi belirlendikten sonra belirlenen seçenekler

doğrultusunda şekil 3.8 ve şekil 3.9�de gösterilen pencereler açõlõr. Eğer Şekil 3.7�de

ifade edilen açõlõş penceresinde birincil bariyer seçeneği işaretlenmiş ise açõlan

pencerede ifade edilen veriler birincil bariyer için olmalõdõr ( Şekil 3.8).

44

Şekil 3.8 Birincil Bariyer Hesabõ Verileri Penceresi Eğer açõlõş penceresinde kincil bariyer seçeneği işaretlenmiş ise girilecek veriler

ikincil bariyere ait değerler olmalõdõr. İkincil bariyer hesabõnda kullanõlan tek farklõ

değer U harfi ile sembolize edilen yapõ elemanõnõ kullanõm faktörünün ikincil bariyer

ler için daima 1�e eşit olmasõdõr (Şekil 3.9).

Şekil 3.9 İkincil Bariyer Hesabõ Verileri Penceresi

45

Şekil 3.8 ve şekil 3.9 pencerelerinde istenen değerler seçildikten sonra sonraki işlem

butonuna basõldõğõnda Şekil 3.10�de görülen pencere karşõmõza çõkar .

Şekil 3.10 Zõrh Kalõnlõğõnõn Hesap Verilerini Gösteren Pencere

Bu pencerede görülen değerler istenilirse değiştirilebilir. Bu pencerede kalõnlõğõ

hesapla butonuna basõldõğõnda önce �U, T, d, W� değerlerini kullanarak �B�

değerini hesaplanõr.

Bulunan �B� değerini kullanarak �n� ile ifade edilen Onuncu Tabaka Kalõnlõğõ

Sayõsõ bulunarak �n� değeri ile zõrh malzemesi çeşidine ve enerji tipine bağlõ olarak

önceden belirlenen �OTK� çarpõlarak �X� olarak belirtilen zõrh kalõnlõğõ hesaplanõr.

Bulunan �X� değeri şekilde gösterildiği gibi daha önce açõlõş penceresinde seçilmiş

olan yapõ elemanõnõ altõnda yazõlõdõr (Şekil 3.11).

46

Şekil 3.11 Zõrh Kalõnlõğõnõ Gösteren Pencere Eğer istenirse burada da kullanõcõ istediği kalõnlõğõ Değerleri Değiştir butonuna

basarak başta belirtmiş olduğu yapõ elemanõnõn altõna yazar.

Kullanõcõ eğer isterse bulunan �X �değerinin seçtiği Yapõ elemanõ altõnda yazõlõ

haliyle çõktõsõnõ alabilir. Şekil 3.12�de sayfasõnõn küçültülmüş hali gözükmekte.

47

Şekil 3.12 Çõktõ sayfasõ penceresi

48

4. ARAŞTIRMA BULGULARI

Bu bölümde ilgili literatürlerden alõnmõş olan veriler doğrultusunda üç yapõ

malzemesine ait hesaplar yapõldõ.

4.1. Zõrh Hesabõ Programõ Uygulamasõ

Röntgen Odasõ

Bekleme Odasõ d= 3 m C

X

Şekil 4.1 Röntgen Odasõ Kesiti

Şekilde radyasyon kaynağõ C noktasõnda bulunan bir röntgen odasõ görünmektedir.

Bu odanõn a ile sembolize edilen duvarõnõn komşu olduğu mekân hastalarõn muayene

sõralarõnõ bekledikleri bir bekleme salonudur.

Kaynak olarak enerji seviyesi 10 Mev olan bir lineer hõzlandõrõcõ kullanõlmaktadõr.

Kaynak ile A duvarõ arasõ 3 m olarak belirtilmiştir.

Zõrhlanacak alan radyasyon ile radyasyon ile çalõşmayanlar için olan bir alan olduğu

için P değeri 0.001 olarak belirtilmiştir. Verilenlere göre istenilen A duvarõ zõrh

kalõnlõğõ beton, baritli beton ve kurşun kullanõmõna karşõlõk belirlenecektir.

A

49

Şekil 4.2 Hesap Kriterleri Seçimi

İlk olarak bariyer tipi ve zõrhlanacak duvar adõ seçilir (Şekil4.2). Buradan Birincil

bariyer hesabõ penceresine geçilir. ilk olarak normal beton için gerekli veriler

girilir(Şekil 4.3).

Şekil 4.3 Birincil Bariyer Hesabõ Veri Girişi

50

Buradan bir önceki pencerede seçilen verilerin sayõsal değerlerini ve zõrh kalõnlõğõ

için kullanõlacak parametrelerin belirlendiği zõrh kalõnlõğõnõn hesaplandõğõ pencereye

geçilir (Şekil 4.4).

Şekil 4.4 Zõrh Kalõnlõğõ Hesap Kriterleri

(Şekil 4.4)� de gösterilen pencerede hesaplamalarda kullanõlacak sayõsal veriler ifade

edilir. Bu menü ile kullanõlacak zõrh malzemelerinin radyasyon özellikleri ile fiziksel

özelliklerine ulaşõlabilir. Menüde ifade edilen değerler normal betona aittir. Burada

normal betonun enerji aralõğõna göre kütlesel radyasyon tutuculuk katsayõsõ(µ/p),

lineer radyasyon tutuculuk katsayõsõ (µ ) ile onuncu tabaka kalõnlõğõ (TVL, OTK)

gibi radyasyon özellikleri yoğunluğu (p) gibi fiziksel özellikleri görülebilir.

Pencerede tüm veriler kontrol edilip kalõnlõğõ hesapla butonuna basõldõğõnda şekil

bölüm üçte verilen hesap kriterleri ile bu pencerede ifade edilen sayõsal veriler

kullanõlarak zõrh kalõnlõğõ hesaplanõr. Zõrh kalõnlõğõ zõrhlanacak yapõ elemanõnõn

üzerinde gösterilir (Şekil 4.5).

51

Şekil 4.5 Zõrh Kalõnlõğõ Sonuç Değeri

Şekil 4.5�de verilen değerler sonucunda zõrhlanmasõ istenilen A duvarõ kalõnlõğõ

normal beton ile 165 m kalõnlõğõnda olmalõdõr.

İstenilir ise yazdõr butonuna basõlarak bu sayfanõn çõktõsõ alõnabilir.

52

A duvarõ için tüm veriler aynõ kalmak suretiyle zõrh malzemesi seçimini kurşun ve

barit agregalõ ağõr beton için yapõldõğõnda zõrhlama verileri ve zõrh kalõnlõklarõ

değişimi (çizelge 4.1)�de verilmiştir.

Çizelge 4.1 Zõrh Malzemelerinin Zõrh Kalõnlõğõ Değişimleri

Zõrh malzemesi

µ (cm-1)

ρ (gr/cm3)

µ/ρ (cm2/gr)

OKT (cm)

Kalõnlõk (cm)

Normal Beton

0.0493

2.35

0.210

46.7

165

Barit Agr. Beton

0.1

3,2

0.0314

22.9

81

Kurşun

0.564

11,34

0.0497

4,08

14

53

5. TARTIŞMA ve SONUÇ

Zõrhlama hesaplamalarõ, işgal edilen pozisyonda, radyasyon görevlileri için doz

hõzõnõ müsaade edilen haftalõk doz sõnõrõna düşürmek için yapõlõr. Bunun için

personelle radyasyon kaynağõ arasõnda kurşun, beton, dolu tuğla veya başka

maddelerden engeller yerleştirilir. Dolu tuğla, beton, kurşun gibi zõrhlama

malzemelerinin zõrhlama hesaplamalarõ dar ve geniş demet durumu için iki şeklide

yapõlõr. Dar demet durumunda kullanõlacak zõrh malzemesinin yarõ kalõnlõk değeri

biliniyorsa zõrhõn kalõnlõğõ kolayca hesaplanõr.

Geniş demet durumunda ise zõrh kalõnlõğõ uzmanlarca, iş yükü, meşguliyet faktörü ve

kullanma faktörleri uygun yapõ malzemeleri için (tuğla, beton, baritli beton, kurşun

gibi) hazõr tablo ve grafikler yardõmõyla hesaplanõr.

İyonlayõcõ Radyasyon õşõnlarõnõn çevrelerinde bulunabilecek kişilere zarar

vermemeleri için zõrhlanmasõ gerekir. Maruz kalõnan radyasyon dozu kabul edilebilir

seviyelerde tutulur ise canlõlara hiç bir zarar gelmez (göksoy, 1973) görüşüne karşõn

emniyetli bir radyasyon dozunun olduğunu söylemek mümkün değildir(Appleton

vd., 1960). Ancak canlõlarõn yaşamlarõ boyunca doğal radyasyon kaynaklarõnõn

sürekli etkisinde kaldõklarõ unutulmamalõ ve kabul edilebilir doz seviyeleri göz ardõ

edilmemelidir.

Kabul edilebilir doz seviyeleri üzerindeki radyasyon dozlarõnõn canlõlar üzerinde

zararlõ etkiler ortaya çõkaracağõ kesinlikle bilindiğinden, özellikle tõpta teşhis ve

tedavi amaçlõ kullanõlan radyasyon kaynaklarõnõ bulunduğu yerlerin planlama ve

zõrhlanmalarõ, radyasyon ile çalõşan kişilerin ve radyasyona maruz kalan halkõn

radyasyondan korunmalarõ bakõmõndan mutlaka gereklidir.

Zõrhlama işlemi çeşitli parametrelerin bir araya gelmesi ile hesaplanan değerler

sonucunda gerçekleştirilebilmektedir. Zõrhlamada; kaynak özellikleri, kaynağõn

bulunduğu mekânõn özelikleri kullanõm özellikleri, kullanõlacak zõrh malzemelerinin

özellikleri ve uygulanacak zõrh tipi özellikleri büyük önem taşõr. Kaynağõn

yayõnladõğõ õşõn tipi enerjisi kaynak özelliklerini, kaynağõn bulunduğu yer ve komşu

54

mekânlar ile olan ilişkisi, komşu mekânlarõn işlevleri, bu mekanlarda insanlarõn

bulunma sõklõklarõ ve bu kişilerin radyasyon ile olan ilişki dereceleri mekan

özelliklerini, radyasyon õşõn tipine göre hangi malzemenin kullanõlacağõ

malzemelerin radyasyon ile etkileşiminin ifadesi olan radyasyon tutucuk özellikleri

zõrh malzemelerinin özelliklerini, kaynağõn õşõn doğrultusu ve yönüne göre birincil

veya ikincil zõrh tipi seçileceği ile ilgili özellikler ise zõrh tipi özelliklerini belirler.

Bu parametrelerden birinin değişmesi yada yanlõş tespit edilmesi, radyasyon

korumasõ için yapõlan zõrhlamanõn yetersiz kalmasõna sebep olur.

Bu çalõşmada söz konusu parametrelerin õşõğõ altõnda ve ilgili literatür destekleri ile

0.001 Mev ile 10000 Mev enerji aralõğõnda beton barit agregalõ ağõr beton ve kurşun

malzemeleri için zõrh kalõnlõğõ hesaplama programõ delphi programlama dili

kullanõlarak oluşturulmuştur. El ile çözülen örnekler ile karşõlaştõrõlmõş ve aynõ

değerlerin tespiti sağlanmõştõr. Ayrõca zõrh malzemesi kalõnlõğõnõn yoğunluklarõ sõrasõ

ile 11.35 gr/cm3, 3,2 gr/cm3 ve 2.35 gr/cm3 olan kurşun, Baritli ağõr beton ve normal

beton yoğunluğa ters orantõlõ olarak azaldõğõ görülmüştür.

Zõrhlama radyasyon dozunu kabul edilebilir seviyelere azaltmak amacõ ile radyasyon

kaynağõ ile birey arasõna koyulan engellere denir. Uygun zõrh malzemesi seçiminde,

radyasyon kaynağõnõn enerji seviyesi, yüksek yoğunluklu olmasõ ve kimyasal

bileşiminde hidrojen içermesi, ekonomik ve yapõmõ kolay olan malzemelerden

oluşmasõ gibi etkenler dikkate alõnmalõdõr. Barit agregalõ ağõr betonlar agregalarõnda

bulunan barit ile yüksek yoğunluk, karma suyunda bulunan su ile hidrojen içeriği ve

yurdumuzda en önde gelen yapõ malzemesi statüsünde gelen beton ve barit

yataklarõnõn çok olmasõ yapõmõ kolay ve ekonomiklik ölçütlerini sağladõğõnõ

gösteriyor.

55

6. KAYNAKLAR

Abdo A.S., Kansouh W.A., Megahid, R.M., 2002. Investigation of Radiaion

Attenuation Properties for Barite Concrete, Jpn.J. Appl.Phys. 41, 7512-

7517.

Akkurt, I., Kõlõnçarslan S., Basyigit C., 2003. The Photon Attenuation

Coefficients of Barite, Marble and Limra,Annals of Nuclear Energy,577-582,31.

Akman, M.S., 1987. Yapõ Malzemeleri, l. Baskõ, İTÜ Matbaasõ, İstanbul.

Akyüz, S., 1977.Gama Işõnlarõndan Korunmada Barit Agregalõ Ağõr Beton,İTÜD,

Cilt 35, Yõl 35, Sayõ 5.

ASTM C637�73, 1973. Standard Specifõcation for Aggregates for Radiation-

Shielding Concrete, American Society for Testing and Materials.

Bakos, G. C., 1995. Improvement of Buidup Factors for Multi-Energy Gama

Rays

Penetration Through Al, Fe and Pb Shield Combinations, Annals of Nuclear

Energy,22,125-130.

Bashter I.I, 1997. Calculation of Radiation Attenuation Coefficients for Shielding

Conrete, Ann. Nucl. Energy, 24,1389.

Basyiğit, C., Akkurt, I., Kõlõnçarslan, S.,The shielding of γ-rays by concretes

produced with barite, Annals of Nuclear Energy ,2004.

Bayhan, H., Radyasyonun Biyolojik Etkileri Ders Notlarõ, 1995.

Bilge A.N., Nükleer Enerjiye Giriş, Eğitim Yayõnlarõ, No 9 Çnaem 1982.

56

Braestrup, C.B., Whyckoff, H.O., Radiation Protection, C.C. Thomas Publisher,

Illinois, 1958.

Cangüzel, T., Radyasyonun Biyolojik Etkileri, 1981

Engizek, T., Sağlõk Fiziği Ders Notlarõ, İstanbul 1995

Evans, D.R, 1955. The Atomic Nucleus, McGraw-Hill, New York, 610 s. Followill, D., Geis, P., Boyer, A., Estimates of Whole-Body Dose Equivalant

Produced by Beam İntensity Modulated Conformal Therapy, Int J Radiat Oncol

Biol Phys ,1977.

Göksel S.A. , Radyasyonlarõn Biyolojik Etkileri Ve Radyasyondan Korunma,

Genel Yayõnlarõ No 9, Gümüşsuyu,1973.

Hubbell, J.H., 1969. Photon Cross Sections. Attenuation Coeffõcients and Energy

Absorption Coeffõcients from 10 keV to 100 GeV. Radiation Research, 29,

NBS 29, p. l-80 US

Internatõonal Atomõc Energy Agency, "Radiation Safety", IAEA Division of

Public Information, 96-00725 IAEA/PI/A47E, 1996.

Internatõonal Atomõc Energy Agency, "What the General Practitioner (MD)

Should Know Medical Handling of Overexposed Individuals", IAEA, Tecdoc-

366, 1986

İnternational Comission on Radiological Protection (ICRP) Report, 1977.

Johns, H.E., Cunningham, J.R., 1983. The Physicis of Radiology, C. Thomas

Publishers.

Kahya, S., 1985. Yüksek Aktiviteli Bir Nokta Gama Kaynağõnõn Zõrhlama

Proplemleri,İstanbul Üniversitesi Fen Bilimleri Enstitüsü, Yüksek Lisans Tezi,

İstanbul.

Kaplan, M.F., 1989. Concrete Radiation Shielding, John Wiley & Sons ,

Newyork, 470s.

Kaplan I., 1965 Nuclear Physic, Çeviren Küçükoğlu N.,İstanbul..

Kõlõnçarslan, Ş., 2004. �Barit Agregalõ Ağõr Betonlarõn Radyasyon

Zõrhlamasõndaki Özellikleri ve Optimal Karõşõmlarõnõn Araştõrõlmasõ� S.D.Ü. Fen

Bilimleri Enstitüsü, Doktora Tezi, Isparta.

57

Kõlõnçarslan, Ş., 2002. �Ağõr Betonlar� S.D.Ü. Fen Bilimleri Enstitüsü, Doktora

Semineri II, 50 sayfa, Isparta.

Larson, A., 1995. Northeast Proton Therapy Center Shielding Design

Desciription, Bechtel Corporation, Report to Massachusetts General Hospital.

Mc Ginley, H. , 1998. �Shielding Techniques�, Medical Physics Publsihing,

Madion.

Mcginly, H., Miner, M., 1995. A History Of Radiation Shielding Of X-Ray

Therapy Rooms, Health Phys.

Mudahar G. S., Sahota H. S., 1985. Optimal thickness of soil between source

and dedector for different gamma-ray energies, Journal of Hydrology, 80, 265-

269.

National Concil on Radiation Protecting and Measurements (NCRP), NCRP 49.

1976. Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X Rays and

Gamma Rays of Energies Up to 10 Mev. Washington, DC: National Concil on

Radiation Protecting and Measurements,

National Concil on Radiation Protecting and Measurements (NCRP), NCRP 51.

Radiation Protection Design Guidelines for 0.1-100 Mev Particle Accelerator

Nuclear Data for Neutron and Proton Radiotherapy and for Radiation Protection,

2000. Report No. 63, Int. Commission on Radiation Units and Measurements,

Bethesda,

Nükleer Fizik, Kenneth S. Krane, Palme Yayõncõlõk

Onaran, K., 1993. Malzeme Bilimi, 4. Baskõ, Bilim Teknik Yayõnevi, İstanbul.

Önen, S., 1993. Radyasyon Biyofiziği İ.Ü. Tõp Fakültesi Basõmevi, 112 s.,

İstanbul

Öz, H., 2000. �Çeşitli Ortamlar için Tüm Enerji Absorbsiyon ve Tam Gamma

Absorbsiyon Tesir Kesitlerinin Hesaplanmasõ� Uludağ Üniversitesi, Fen

Bilimleri Enstitüsü, Y.Lisans Tezi (basõlmamõş), 68 sayfa, Bursa.

Özalpan, A., 1980. Radyobiyoloji. İ.Ü. Fen Fakültesi Basõmevi No:152, 230s,

İstanbul.

Polivka, M. ve Davis, H. S., 1979. The Shielding Ability of Concrete, ASTM

STP 169B. Chap: 26, 420�434.

58

Postacõoğlu, B. , 1987. Beton (Bağlayõcõ Maddeler, Agregalar, Beton) Cilt II.,

İTU İnşaat Fakültesi, 232 s. İstanbul.

Price, B. T., Horton, C. C. and Spinney, K. T., 1957. Radiation Shielding,

Pergamon Press, London-New York.

Radyoaktivite Ve Radyasyonlar,1977. İ.T.Ü. Nükleer Enerji Enstitüsü Genel

Yayõnlar No 14.

Shultis, J. K., Richard E. Faw, 1996. Radiation Shielding, Prentice Hail PTR,

New Jersey.

Singh, K., Kaur R., V. Kumar, 1996. Study of effective atomic numbers and mass

attenuation coefficients in some compounds, Radiation Physics and Chemistry,

47,535�541s.

Soyberk, Ö., 2003.Radyasyon Fiziği, ÇNAEM Sağlõk Bilimleri Bölümü 1.Cilt

Şarer, B., 2001 Nükleer Fizik Palme Yayõncõlõk , Ankara,

Şeker, S., Çerezci, O., 1997. Çevremizdeki Radyasyon ve Korunma Yöntemleri,

B.Ü. Matbaasõ Yayõnõ No:607, 468 s., İstanbul

TAEK �Nükleer Enerji, 1999. Çekmece Nükleer Araştõrma ve Eğitim Merkezi

Bilgiler- Haberler Sayõ 57. İstanbul.

The Internatõonal Commõssõon On Radõologõcal Protectõon, 1991.

ICRP Publication 60. 1990. Recommendations of the International Commission

on Radiological Protection, Pergamon Press Inc.,ICRP, USA,

Tesch, K., 1985. Radiation Protection Dosim.

59

Topçu, İ.B., Karakurt, C., 2002. Ağõr Betonlar. İMO Eskişehir Şubesi,

6.15.19.121 s.

Topçu, İ.B., 2001. Properties of Heavyweight Concrete Produced With Barite.

Cement and Concrete Research, 33,815�822.

Toprak, Ö., 2001. Gama Radyasyonunun Topak ile Zõrhlamasõnõn İncelenmesi,

İTÜ Nükleer Enerji Enstitüsü, Y.Lisans Tezi (basõlmamamõş) 68 s. İstanbul.

TS 706 EN 12620 2003. Beton Agregalar, Türk Standartlarõ Enstitüsü,

Ankara.

TS 2941 Taze Betonda Birim Ağõrlõk, Verim ve Hava Miktarõnõn Ağõrlõk

Yöntemi İleTayini, Türk Standartlarõ Enstitüsü, Ankara.

Yarar, Y., 1994. Kolemanitli Betonlarõn Nötron Zõrhlanma Etkinliğinin ve

Aktivitesinin İncelenmesi, Doktora Tezi (basõlmamõş), İTÜ Nükleer Enerji

Enstitüsü, 103 s, İstanbul

Yiğit, Z., 1996. Endüstriyel Atõk Malzemesi olan Kağõt ile Bor elementi

Kullanõlarak

Nötron Zõrhlamasõnda Etkili Bir Zõrh Geliştirilmesi, Y.Lisans Tezi (basõlmamõş),

İTÜ Nükleer Enerji Enstitüsü, 68 s, İstanbul

Yülek, G,, 1992. Radyasyon Fiziğive radyasyonda Korunma, SEK Yayõnlarõ

No:14, 198s. Ankara.

Zeybek, M.S., 2000. Borlu Çimentolarõn Üretilmesi ve Nötron Tutma

KapasitelerininAraştõrõlmasõ. Sakarya Üniversitesi FBE, Doktora Tezi

(yayõnlanmamõş), 103s, Sakarya

ÖZGEÇMİŞ

Adõ Soyadõ : AYŞE KAÇAR

Doğum Yeri : BURDUR / BUCAK

Doğum Yõlõ : 1980

Medeni Hali : Bekar

Eğitim ve Akademik Durumu:

Lise: 1994 � 1998 Fethiye Lisesi

Lisans: 1998 � 2002 Süleyman Demirel Üniversitesi Teknik Eğitim

Fakültesi Yapõ Eğitimi Bölümü

Yabancõ Dil : İngilizce

İş Deneyimi:

2004 � Araştõrma Görevlisi SDÜ Fen Bilimleri Enstitüsü Yapõ Eğitimi Anabilim

Dalõ