Çukurova Ün İvers İtes İ fen b İlİmler İ enst İtÜsÜ
TRANSCRIPT
ÇUKUROVA ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ
YÜKSEK LİSANS TEZİ
Ayşe Gülbin ÖZGER
CEYHAN, YUMURTALIK VE POZANTI BÖLGELERİNİN
DOĞAL RADYOAKTİVİTE DÜZEYLERİNİN BELİRLENMESİ
FİZİK ANABİLİM DALI
ADANA, 2005
I
ÖZ
YÜKSEK LİSANS TEZİ
CEYHAN, YUMURTALIK VE POZANTI BÖLGELERİNİN
DOĞAL RADYOAKTİVİTE DÜZEYLERİNİN BELİRLENMESİ
Ayşe Gülbin ÖZGER
ÇUKUROVA ÜNİVERSİTESİ
FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ
FİZİK ANABİLİM DALI
Danışman:Prof.Dr.Gülten GÜNEL
Yıl : 2005 , Sayfa : 100
Jüri : Prof.Dr.Gülten GÜNEL
: Prof.Dr.Vedat PEŞTEMALCI
: Yrd.Doç.Dr.Ramazan BİLGİN
Bu çalışmada Ceyhan, Yumurtalık ve Pozantı’nın köylerinden 13 toprak ve
16 su örnekleri toplandı. Radyonüklitlerin radyoaktivitesi, HPGe detektörlü bir gama ışını spektrometre sistemi ile ölçüldü.. Topraktaki U-238 radyoaktivite konsantrasyonları 2,813 Bq.kg-1
’den 14 Bq.kg-1’e kadar, Th-232 radyoaktivite konsantrasyonları 3,546 Bq.kg-1
’den 25,91 Bq.kg-1’e kadar, K-40 radyoaktivite konsantrasyonları 66,81 Bq.kg-1
’den 403,58 Bq.kg-1’e kadar ve Cs-137 radyoaktivite konsantrasyonları 0,33 Bq.kg -1 ‘den 14,08 Bq.kg-1 ‘e kadar değişim gösterdi. Su örneklerindeki alfa ve beta düzeylerini tayin etmek için, gaz akışlı orantılı sayaç kullanıldı.
Hava ölçümleri taşınabilir bir gama detektörü ile gerçekleştirildi. Radyonüklitlerin havada absorblanmış gama doz oranları, Ceyhan, Yumurtalık ve Pozantı’nın 55 farklı bölgesi için bulundu.
Bu çalışmada elde edilen sonuçlar, uluslararası önerilen değerlerle kıyaslandı. Tüm radyoaktivite ölçümleri, ÇNAEM Sağlık Fiziği Bölümü’nde yapıldı. Anahtar Kelimeler: Doğal Radyoaktivite, Ceyhan, Yumurtalık. Pozantı
II
ABSTRACT
MSc THESIS
Ayşe Gülbin ÖZGER
DEPARTMENT OF PHYSICS
INSTITUTE OF NATURAL AND APPLIED SCIENCES
UNIVERSITY OF ÇUKUROVA
Supervisor : Prof. Dr. Gülten GÜNEL
Year : 2005, Pages: 100
Jury : Prof. Gülten GÜNEL
: Prof.Vedat PEŞTEMALCI
: Assoc. Prof. Ramazan BİLGİN
In this work 13 soil samples and 16 water samples were collected from
different villages of Ceyhan, Yumurtalık and Pozantı. Radioactivity of terrestrial radionucliedes was measured using gamma ray spectrometry system with an HPGe detector. U-238 radioactivity concentrations in soil ranged from 2,813 Bq.kg-1
to 14 Bq.kg-1, Th-232 radioactivity concentrations ranged from 3,546 Bq.kg-1
to 25,91 Bq.kg-1, K-40 radioactivity concentrations ranged from 66,81 Bq.kg-1
to 403,58 Bq.kg-1 and Cs-137 radioactivity concentrations ranged from 0,33 Bq.kg-1 to 14,08 Bq.kg-1. To determine the alpha and beta levels in water samples, a gas flow proportional counter was used.
Air measurements were realized with a portable gamma detector. The gamma absorbed dose rates of radionucliedes in air were calculated throughout 55 different areas of Ceyhan, Yumurtalık and Pozantı. The results obtained in this study were compared with the international recommended values.
All radioactivity measurements were carried out in the Department of Health Physics, ÇNAEM. Key Words: Natural Radioactivity, Ceyhan, Yumurtalık, Pozantı
ASSESMENT OF THE NATURAL RADIOACTIVITY
LEVELS IN CEYHAN,YUMURTALIK AND POZANTI AREAS
III
TEŞEKKÜR
Bana bu çalışmayı öneren ve beni böyle bir programa kabul eden değerli
danışman hocam, Sayın Prof. Dr. Gülten GÜNEL ’e çok teşekkür ederim.
Bu tez çalışması süresince, ÇNAEM Sağlık Fiziği Bölümü laboratuarlarında
bulunan cihaz ve aletleri kullanmama izin veren Bölüm Başkanı
Sayın Dr. Nilgün ÇELEBİ’ye; büyük destek ve yardım gördüğüm Sağlık Fizikçisi
Sayın Dr. Gürsel KARAHAN’a ve yardımlarından dolayı tüm Sağlık Fiziği Bölümü
çalışanlarına teşekkürü bir borç bilirim. Ayrıca beni bu projede her zaman
destekleyen Sayın Dr. Aysun UĞUR’a ve Sayın Meltem DEĞERLİER ‘ e teşekkür
ederim.
Son olarak örnek toplamam esnasında bana yardımcı olan kardeşim Caner
ÖZGER’e ve eğitim hayatım boyunca beni her zaman destekleyen ve yalnız
bırakmayan aileme ve arkadaşlarıma teşekkür ederim.
V
İÇİNDEKİLER SAYFA
ÖZ……………………………………………………………………………… I
ABSTRACT …………………………………………………………………… II
TEŞEKKÜR …………………………………………………………………… III
İÇİNDEKİLER ………………………………………………………………… V
SİMGELER ………………………………………………………………….... VI
KISALTMALAR ……………………………………………………………… VII
ÇİZELGELER DİZİNİ ………………………………………………………… VIII
ŞEKİLLER DİZİNİ …………………………………………………………… X
1. GİRİŞ ……………………………………………………………………… 1
1.1 Radyasyon Birimleri…………………………….…………………….. 3
1.1.1 Aktivite Birimi………………………………………………… 4
1.1.2 Işınlama Birimi ……………………………………………….. 5
1.1.3 Absorblanan Doz Birimi …………………………………….... 5
1.1.4 Eşdeğer Doz Birimi………………………………………….... 5
1.2 Doğal Radyoaktivite …………………..…………………………........ 6
1.2.1 Toprakta Bulunan Doğal Radyoaktivite …………………....... 14
1.2.2 Sularda Bulunan Doğal Radyoaktivite………………………… 18
1.2.3 Yüzeye Yakın Atmosferde Bulunan Doğal Radyoaktivite…..... 21
1.3 Çevresel Doğal Radyasyon Kaynakları…………………..………….... 22
1.3.1 Karasal Radyasyon Kaynakları……………………………....... 23
1.3.2 Kozmik Radyasyonlar………………………………………..... 24
1.3.2.1.1 Birincil Kozmik Radyasyonlar…………………...... 25
1.3.2.1.2 İkincil Kozmik Radyasyonlar…………………….... 26
1.4 İnsan Vücudunda Bulunan Doğal Radyonüklitler…………………...... 27
1.5 Düşük Seviyeli (Low Level) Radyoaktivite Ölçümleri……………....... 28
1.5.1 Düşük Seviyeli Radyoaktivite Ölçümünü Etkileyen Faktörler.... 28
1.5.1.1.1 Sayım Verimi……………………………………..... 28
1.5.1.1.2 Doğal ortam Sayımı………………………………... 29
1.5.2 Zırhlama……………………………………………………....... 30
VI
1.5.2.1.1 Aktif Zırhlama………………………………........... 30
1.5.2.1.2 Pasif Zırhlama ………………………………………. 31
2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR………………………………………………….... 33
3. MATERYAL VE METOD ………………………………………………..... 42
3.1 Su Örneklerinde Toplam Radyoaktivite Tayini………………………..... 42
3.2 Toprak Örneklerinde Radyoaktivite Tayini …………………………..... 45
3.3 Deney Düzeneğinin Tanıtılması ……………………………………….... 50
3.3.1 Alfa-Beta Sayım Sistemi ……………..……………………......... 50
3.3.2 Gama Spektrometrik Analizler ………………………………...... 54
3.3.3 Gama Sintilasyon Dedektörü …………………………………..... 57
3.4 Örneklerin Toplanması ve Sayıma Hazırlanması……………………....... 59
3.4.1 Su Örneklerinin Toplanması ve Hazırlanması………………....... 59
3.4.2 Toprak Örneklerinin Toplanması ve Hazırlanması…………......... 61
3.4.3 Hava Ölçümlerinin Gerçekleştirilmesi………... ……………….... 62
3.5 Örneklerde Doğal Radyoaktivite Seviyesinin Belirlenmesi…………........ 62
3.5.1 Su Örneklerinde Toplam Alfa ve Toplam Beta
Radyoaktivite Seviyesinin Belirlenmesi……………………......... 63
3.5.2 Toprak Örneklerinin Gama Spektrometrik Analizi …………....... 63
3.5.3 Çalışma Bölgesinin Çevresel Gama Radyasyon Ölçümleri .......... 64
4. BULGULAR VE TARTIŞMA…………………………………………........ 65
4.1 Su Örneklerine İlişkin Alınan Deney Sonuçları……………………......... 65
4.2 Toprak Örneklerine İlişkin Alınan Deney Sonuçları…………………...... 69
4.3 Çevresel Doğal Gama Işınlama Doz Hızlarının Belirlenmesi ………....... 76
5. SONUÇ VE ÖNERİLER…………………………………………………….. 84
KAYNAKLAR………………………………………………………………....... 87
ÖZGEÇMİŞ……………………………………………………………………… 92
VII
SİMGELER
A : Yaş
Bq : Becquerel, radyoaktivite birimi
Ci : Curie, radyoaktivite birimi
E : Enerji (keV, MeV )
Gy : Gray, absorblanmış doz birimi
R : Röntgen, radyasyon şiddet birimi
Sv : Sievert, eşdeğer doz birimi
T ½: Yarılanma süresi
a : Alto, alt birim (10 -18 )
p : Piko, alt birim ( 10-12 )
n : Nano, alt birim ( 10-9 )
µ : Mikro, alt birim ( 10-6 )
α : Alfa parçacığı
β : Beta Parçacığı
γ : Gama Parçacığı
VIII
KISALTMALAR: AERE : Atomic Energy Research Establishment
BARC : Bhabha Atomic Research Center
ÇNAEM : Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi
HpGe : Yüksek Saflıkta Germanyum
IAEA : International Atomic Energy Agency
ICRP : International Commission on Radiological Protection
ICRU : International Commission on Radiation Units and Measurements
LET : Lineer Enerji Transferi
NCRP : National Council on Radiation Protection and Measurements Radiation
TLD : Termoluminans Dozimetri
TS : Türk Standartları
UNEP : United Nations Environment Programme
UNSCEAR : United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic
WHO : World Health Organization
IX
ÇİZELGELER DİZİNİ SAYFA
Çizelge 1.1 Radyasyon birimleri ve dönüşüm faktörleri ……………………… 5
Çizelge 1.2 Farklı radyasyon türleri için kalite faktörleri……………………... 8
Çizelge 1.3 Normal bir bölge için doğal radyasyon kaynaklarından alınan
ortalama yıllık etkin eşdeğer doz değerleri……………………… 5
Çizelge 1.4 238U Serisi………………………………………………………... 8
Çizelge 1.5 232Th Serisi……………………………………………………….. 9
Çizelge 1.6 235U Serisi………………………………………………………… 10
Çizelge 1.7 Tabiatta Tek Başına Bulunan Doğal Radyonüklidler……………. 10
Çizelge 1.8 Doğada bulunan 40K, 238U ve 232Th’nin yarı ömürleri,
spesifik aktivite değerleri ve bozunum başına yayınladıkları
foton sayısı……………………………………………………….. 13
Çizelge 1.9 Toprakta 40K, 238U ve 232Th ortalama radyoaktivite kütle
konsantrasyonları ve yeryüzünden 1m yukarıda karşılık
gelen soğurulan doz şiddetleri…………………………………… 14
Çizelge 1.10 Kaynak Çeşitlerine Göre Suların Kullanım Oranları……………. 17
Çizelge 1.11 Değişik Zırhlama Düzenlemelerinin NaI(Tl ) Detektör
Backgrounduna Etkileri…………………………………………… 32
Çizelge 2.1 Değişik ülkelerde havada ölçülmüş ev içi ev dışı karasal
gama radyasyon dozları………………………………………….. 34
Çizelge 3.1 238U ve 232Th serilerindeki radyoizotoplara ilişkin gama pikleri…… 46
Çizelge 3.2 SPA-6 Dedektörünün özellikleri ………………………………….. 58
Çizelge 4.1 Su örneklerinin toplam alfa ve toplam beta radyoaktivite
konsantrasyonları ve rezüdü miktarları……………………………... 65
Çizelge 4.2 Toprak örneklerinin radyoaktivite konsantrasyonları………......... 69
Çizelge 4.3 238U ve 232Th aktivite konsantrasyonları…………………………… 71
Çizelge 4.4 Pozantı ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş
gama doz hızı değerleri……………………………………………… 76
Çizelge 4.5 Yumurtalık ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş
gama doz hızı değerleri………………………………………………..77
X
Çizelge 4.6 Ceyhan ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş
gama doz hızı değerleri………………………………………………78
XI
ŞEKİLLER DİZİNİ SAYFA
Şekil 1.1 Doğal radyasyon kaynaklarından radyasyon dozlarının
oransal değerleri……………………………………………………..... 2
Şekil 1.2 238U’in bozunma ürünleri şeması …………………………………….. 12
Şekil 1.3 232Th’in bozunma ürünleri şeması…………………………………...... 13
Şekil 1.4 Aktif ve pasif zırhlama ………………………………………………. 32
Şekil 3.1 Gaz dolgulu detektörlerin temel çalışma şeması…………………....... 43
Şekil 3.2 Marinelli kabı örneği……………………………………………........ 47
Şekil 3.3 Yarı iletken detektörlerin temel çalışma Prensibi…………............... 48
Şekil 3.4 Katı hal dedektörünün kesiti……………………………………….... 49
Şekil 3.5 Gaz Akışlı Orantılı Alfa ve Beta Sayım Cihazı……………………… 51
Şekil 3.6 Gaz akışlı orantılı bir sayıcıya ait düzenek…………………………… 52
Şekil 3.7 Gama Spektrometre Cihazı………………………………………….... 54
Şekil 3.8 HpGe Dedektörü Deney Düzeneği…………………………………… 55
Şekil 3.9 Fotoçoğaltıcı tüp………………………………………………………. 59
Şekil 4.1 Su örneklerinin toplam alfa radyoaktivite konsantrasyonları………….. 66
Şekil 4.2 İçme suyu örneklerinin toplam alfa radyoaktivite konsantrasyonları… 67
Şekil 4.3 Su örneklerinin toplam beta radyoaktivite konsantrasyonları…………. 68
Şekil 4.4 İçme suyu örneklerinin toplam beta radyoaktivite konsantrasyonları… 69
Şekil 4.5 Toprak Örneklerindeki 238U ve 232Th dağılımları …………………….. 72
Şekil 4.6 40K’ın toprak örneklerindeki aktivite konsantrasyonlarının dağılımı….. 73
Şekil 4.7 137Cs’nin toprak örneklerindeki dağılımı verilmektedir……………….. 75
Şekil 4.8 Adananın Pozantı İlçesinin Doğal Gama Radyasyon İzo-Dos
Haritası………………….........................................................................79
Şekil 4.9 Adananın Yumurtalık İlçesinin Doğal Gama Radyasyon İzo-Dos
Haritası…………………………………………………………………80
Şekil 4.10 Adananın Ceyhan İlçesinin Doğal Gama Radyasyon İzo-Dos
Haritası……………………………………………………………… 8
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
1
1. GİRİŞ
İnsanoğlu varoluşundan beri sürekli ve kaçınılmaz olarak radyasyon etkisi
altında kalmaktadır. Radyasyon, dünyanın yapısında bulunan radyoaktif
çekirdeklerden, güneş sisteminde oluşan kozmik ışınlardan ya da insanoğlunun
ürettiği yapay radyasyonlardan kaynaklanmaktadır.
Radyasyon düzeylerini etkileyen en önemli faktör, yerkabuğundaki
radyoaktivite konsantrasyonlarının farklı olarak dağılmasıdır. Bu farklılık yer
yüzeyinin jeolojik ve kimyasal yapısına bağlı olarak değişiklik göstermektedir.
Mesela volkanik kayalardaki radyoaktivite konsantrasyonu tortul kayalardaki
radyoaktivite konsantrasyonundan daha yüksektir. Ayrıca deniz seviyesinden
yükseklere doğru çıkıldıkça ya da ekvatordan kutuplara doğru gidildikçe kozmik
ışınların şiddeti artmaktadır ( Eisenbud, 1963 ).
1896 yılında Henrie Becquerel tarafından radyoaktivitenin keşfinden beri,
radyoaktivite ve uygulamaları konusuna gitgide artan ilgi, insanların radyasyondan
ne kadar doz aldıklarının bilinmesinin önemini ortaya koymuştur. Radyasyondan
alınan dozun hesaplanabilmesi için, öncelikle doğal radyoaktivitenin
incelenmesinin zorunlu olduğu anlaşılmıştır. Bir bölgenin veya bir yerin doğal
radyoaktivitesinin belirlenmesi demek, o yerin radyolojik açıdan incelenmesi, başka
bir deyişle , o yerin toprağında, suyunda ve havasında bulunan doğal radyoaktivite
düzeyinin belirlenmesi demektir ( Karahan, 1997).
Yıllık ortalama en fazla doz doğal radyoaktiviteden alınmaktadır. Alınan
yıllık ortalama doz, bölgeden bölgeye değişmekle beraber, birbirine yakın yerlerde
bile farklılıklar göstermektedir. Şekil 1.1’de doğal radyasyondan kaynaklanan yıllık
ortalama doz değerleri gösterilmektedir (IAEA, 1996). Toprak, su ve havadaki
radyonüklit konsantrasyonu oranını nükleer denemeler veya nükleer reaktör kazaları
( Chernobyl gibi) arttırmaktadır.
Başlangıçta radyoaktivitenin sadece bazı minerallerde gözlenmesine karşın,
zamanla (pratik bakımdan) tüm minerallerin, kayaların ve doğal suların bir dereceye
kadar radyoaktif oldukları anlaşılmıştır. Sularda doğal radyoaktivite seviyesinin
belirlenmesinin özel bir önemi vardır. Gelişmekte olan nükleer enerji endüstrisi ve
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
2
radyoaktif maddelerin tıp, endüstri, tarım gibi çeşitli araştırma alanında kullanılması
sonucu meydana gelen radyoaktif atıklar, yeraltı ve yüzey su kaynaklarının
kirlenmesine neden olmaktadır. Nükleer patlamalardan ileri gelen radyoaktif
yağışlarda yüzey su kaynaklarını kirletmektedir. Sulardaki radyoaktif kirlenmelerin
sağlıklı bir şekilde değerlendirilebilmesi için sulardaki radyoaktivite
konsantrasyonlarının belirlenmesi gerekmektedir (Alkan ve ark, 1984).
Radon; 49,4; 48%
Kozmik; 14,8; 15%
Gama; 17,5; 18%
İç; 8,7; 9%
Yiyecek; 9,5; 10%
Şekil 1.1 Doğal radyasyondan kaynaklanan yıllık ortalama doz değerleri (IAEA, 1996)
Batı Avustralya’da bulunan ve yaklaşık bundan 4.2 milyar yıl öncesine ait,
uranyum radyonüklitini içeren Acasta Gnesis kayası, dünyanın oluşumunda uzun
yarıömürlü radyonüklitler olduğunu göstermektedir. Ayrıca bu kaya bize dünyanın
yaşı hakkında bilgiler vermektedir. Kayalarda ve topraklarda yüksek
konsantrasyonlarda bulunan 40K, 238U ve 232Th gibi radyonüklitler, karasal
radyasyon kaynaklarını oluşturmaktadır. Bu radyonüklit konsantrayonu ile dış
ışınlamalar arasında doğrudan bir bağıntı vardır. Eğer radyonüklit konsantrasyonu
bilinirse, bunun dış ışınlamalara ne oranda katkıda bulunduğu hesaplanabilmektedir.
Dış ışınlamalar, gama yayınladıklarından dolayı menzilleri ve giricilikleri
diğer radyasyon türlerinden daha fazladır. Örneğin toprak, kaya ve yapı
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
3
malzemelerinde bulunan radyonüklitler sürekli gama ışını yayınlamakta ve insan
vücudu da bu ışınlara maruz kalmaktadır (Merdanoğlu, 2004)
Kozmik ışınlar, asit yağmurları ve nükleer denemeler, havadaki
radyoaktivitenin temel kaynağını oluşturmaktadır. Havada bulunan radyoaktif
serpintiler sindirim ve solunum yoluyla vücuda alınmaktadır. Bu şekilde vücuda
alınan radyoaktif maddeler, iç ışınlamalara neden olmaktadır. İç ışınlamada, kısa
menzilli yüksek enerjili alfa ve beta ışınları daha fazla etkili olmaktadır
(Cothern and ark, 1983 ).
Nükleer enerjinin kullanılmaya başlamasıyla nükleer santrallerde üretilen
radyoaktif maddelerin çevreye verdikleri zararlarda artmaya başlamıştır. Bunun
sonucunda çevresel örneklerde doğal radyoaktivite seviyelerinin belirlenmesi
çalışmaları önem kazanmıştır.
Doğal radyoaktiviteden, atomun çekirdek yapısının açıklanması, dünya
yaşının tahmini ve okyanusların dibinde bulunan sediment oluşum oranlarının
ölçülmesi gibi çeşitli alanlarda faydalanılır (Karahan,1997). Yapılan bu tür
çalışmalar, hem doğal radyoaktivite seviyelerinin belirlenmesi, hem de nükleer
santrallerin kurulduğu bölgelere yakın oturan insanların nükleer santrallerden
kaynaklanan radyasyonlara hangi oranlarda maruz kaldıklarının tespiti açısından
önemlidir.
Bu çalışmada Adana ilinin Ceyhan, Pozantı ve Yumurtalık ilçeleri
seçilmiştir. TAEK tarafından, radyasyon güvenliğinin belirlenmesi için başlatılan
“Türkiye illeri doğal fon haritasının çıkartılması” projesi kapsamında tez konusu olan
bu çalışma gerçekleştirilmiştir.
1.1 Radyasyon Birimleri
Radyasyon birimlerinin başlıcaları aktivite, ışınlama, absorblanan doz ve
eşdeğer doz’dur. Uluslar arası Radyasyon Birimleri Komisyonu (ICRU) yaptığı
çalışmalar sonucunda, aktivite için Curie, ışınlama için Röntgen, absorblanan doz
için Rad ve eşdeğer doz için Rem’i radyasyon birimleri olarak tanımlamıştır. MKS
sistemini esas alan Uluslararası Birimler Sistemi (International System of Unit, SI
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
4
)’nın kabul edilmesiyle birlikte, ICRU 1971 yılında SI birimlerini tanımlamıştır. Bu
kabule göre eski birimlerin yerine yenilerinin kullanılması önerilmiştir. Çizelge
1.1’de dönüşüm birimleri ve dönüşüm faktörleri verilmiştir.
Çizelge 1.1 Radyasyon birimleri ve dönüşüm faktörleri
Büyüklük SI Birimi Ve
Sembolü
Eski Birimler Ve
Sembolü
Dönüşüm Faktörü
Aktivite Becquerel(Bq) Curie (Ci) 1Ci = 3.7×1010
Bq
Işınlama Röntgen(C/kg) Röntgen (R) 1 C/kg = 3876
R
Absorblanan Doz
Gray (Gy) Rad (rad) 1 Gy = 100 rad
Eşdeğer Doz Sievert (Sv) Rem (rem) 1 Sv = 100 rem
1.1.1 Aktivite Birimi
Birim zamanda bozunan atomların sayısı aktivite olarak tanımlanmaktadır.
Aktivite birimi; eskiden 1 gram 226Ra’nın bozunma hızı olarak tanımlanmış ve Curie
(Ci) olarak adlandırılmıştır. Saniyede ki 3.7×1010 bozunmaya 1 Curie
denilmektedir. Curie’nin yaygın olarak kullanılan alt birimleri microcurie ve
pikocurie’dir. Yeni aktivite birimi, doğal radyoaktiviteyi keşfetmesi onuruna,
Becquerel olarak adlandırılmıştır. Becquerel ve curie arasındaki ilişki şöyledir;
1 Ci = 3.7× 1010 bozunma/s
1 Bq = 2.7 × 10-11 Ci = 27 pCi
Aktivite tek başına radyoaktif bir örneğin zararının ölçüsü değildir. Zarar,
bozunma sırasında yayınlanan radyasyonun türüne bağlı olarak değişecektir. Örnek
vermek gerekirse; 100Ci’lik 60Co’ın 1 metre uzağında 8 saat süreyle çalışan bir
insanın alacağı tüm vücut dozu 1050 rem’dir ve bu ölümcül bir dozdur. Aynı
koşullar altında 100Ci’lik 3H kaynağıyla çalışan bir insan hemen hemen hiç zarar
görmeyecektir.
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
5
1.1.2 Işınlama Birimi
Işınlama birimi, χ ve γ ışınlarının havayı iyonlaştırma kabiliyetinin ölçüsü
olarak tanımlanmaktadır. Işınlama birimi Röntgen (R) olup normal şartlarda ( 0ºC ve
760 mmHg basıncı) havanın 1kg’ında 2.58×10-4 Coulomb’luk pozitif veya negatif
elektrik yüklü iyonlar meydana getiren radyasyon miktarı olarak tanımlanmaktadır.
SI birim sisteminde ışınlama biriminin özel bir adı yoktur.
1.1.3 Soğurulan Doz Birimi
Röntgen χ ve γ ışınları için tanımlandığından başka radyasyonlar için
kullanılamaz. Radyasyonun cinsinden, enerjisinden soğurucu ortamın özelliğinden
bağımsız yeni bir birime gerek duyulmuştur.
Işınlanan doz birimleri standart bir madde olarak seçilen normal şartlardaki
hava için tanımlanmıştır. Bundan dolayı ışınlama dozu soğurucunun değil esas
itibariyle radyasyon demetinin özelliği hakkında fikir vermektedir. Bunun yanı sıra
malzemelerde soğurulan enerjinin de ölçülmesi gerekmektedir. Soğurulan doz
büyüklüğü, malzemelerde soğurulan enerjinin bir ölçüsüdür.
Soğurulan doz için kullanılan eski birim rad (Roentgen Absorbed Dose)’dır. 1
rad herhangi bir malzemenin 1 gramının 100 erg’lik enerji soğurması olarak
tanımlanmıştır. SI birim sisteminde absorblanan doz birimi gray (Gy) olup, 1kg’lık
bir maddeye 1 joule’lük enerji veren herhangi bir iyonlaştırıcı radyasyon dozudur.
1Gy = 1 J/kg
1rad = 10-2 J/kg
1Gy = 100 rad
1.1.4 Eşdeğer Doz Birimi
Soğurulan dozun meydana getirdiği biyolojik etkiler, iyonlaştırıcı
radyasyonların tiplerine ve meydana getirdikleri iyonizasyonun yoğunluğuna
bağlıdır. Biyolojik etkiler, iyonlaştırıcı radyasyonların geçtikleri ortamın birim
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
6
uzunluktaki yolu boyunca kaybettikleri enerji miktarına (Lineer Enerji Transferi,
LET) bağlıdır. LET değeri arttıkça biyolojik etki de artmaktadır. Böylece eşdeğer
doz birimi, iyonlaştırıcı radyasyonların oluşturduğu zararlı biyolojik etkilerin bir
ölçüsü olmaktadır (Merdanoğlu, 2004).
Eşdeğer doz birimi, absorblanmış doz ile kalite faktörünün çarpımına eşittir.
Çizelge 1.2 ’ da çeşitli radyasyon tipleri için kalite faktörleri verilmiştir. Eşdeğer
dozun eski birimi rem ( Roentgen Equivalent Man ) ’ dir. Yeni birimi ise Joule/kg
olup Sievert(Sv) adı verilmiştir (www.taek.gov.tr, Gollnick,1988). Sievert ile rem
arasındaki ilişki şöyledir:
1 Sv = 1 J/kg
1 Sv = 100 rem
Çizelge 1.2 Farklı radyasyon türleri için kalite faktörleri
1.2 Doğal Radyoaktivite
Radyoaktivitenin ilk olarak Becquerel tarafından 19. yüzyılın sonunda
keşfedilmesinden sonra Curie ve diğer bilim adamlarının yaptığı çalışmalar bu
alandaki gelişmelere zemin hazırlamıştır.
Atom çekirdeğinin kendiliğinden bozunuma uğrayarak bazı ışınlar yayınlayıp
niteliğini başka çekirdeğe dönüştürme olayına radyoaktivite denilmektedir.
Bozunuma uğrayan radyoizotop doğada kendiliğinden bulunuyor veya doğada
bulunan diğer radyoizotopların bozunmasından ortaya çıkıyorsa buna doğal
radyoaktiflik denilmektedir. Eğer bozunuma uğrayan radyoizotop insan tarafından,
yapay olarak reaktörlerde veya hızlandırıcılarda üretiliyorsa buna da yapay
radyoaktiflik denilmektedir.
Radyasyon Türü Kalite Faktörü X ve Gama Işınları 1
Elektronlar ve Beta Parçacıkları 1 Nötronlar;enerjileri < 10 keV 3 Nötronlar;enerjileri > 10 keV 10
Alfa Parçacıkları 20
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
7
İnsanlar radyasyona çeşitli kaynaklardan maruz kalmaktadır. Ciddi bir
radyoaktif kazaya uğramadıkça, en fazla radyasyon dozu doğal kaynaklardan
alınmaktadır. Normal bir bölge için doğal radyasyon kaynaklarından alınan ortalama
yıllık etkin eşdeğer doz değerleri ile yapay radyasyon kaynaklarından ( nükleer
enerji, tıp ve sanayi uygulamaları) alınan ortalama değerler Çizelge 1.3’de
gösterilmektedir (UNSCEAR,1988).
Çizelge 1.3’de görüleceği gibi insanlar, nükleer enerji, tıp, endüstriyel
uygulamalar ve tüketim ürünleri ( renkli televizyon v.b) gibi yapay radyasyon
kaynaklarından yılda ortalama olarak 0.6 mSv (milisievert) ‘lik, doğal radyasyon
kaynaklarından ise normal bir bölgede, yılda ortalama 2.4 mSv’lik etkin eşdeğer doz
almaktadır (Çelebi, 1995).
Doğal radyoaktivitenin etkilerini canlı ve cansız bütün varlıklarda
gözlemlemek mümkündür(Eisenbud,1963). İnsanlar ve diğer canlılar hem yer
kabuğu kökenli hem de uzay kökenli doğal radyoaktif elementlerden yayınlanan
radyasyonlara yaşamları boyunca sürekli maruz kalmaktadır. Doğada bulunan
radyonüklitlerin sayısı 340 civarındadır. Bunların 70 tanesi bilinen ağır radyoaktif
elementler içinde yer alır. Atom numarası Z=82’den büyük elementler radyoaktif
özelliğe sahiptirler. Yer kabuğunda mevcut olan izotopların bağıl bollukları, kainatın
oluşması esnasında ortaya çıkmış elementlerin izotopik oranlarından çıkarılır (Alpher
ve ark, 1953).
Yayınlanan bir makalede bilim adamları, elementlerin izotopik oranlarında
mükemmel bir düzen olduğunu ve bunun yalnız dünya üzerinde değil, aynı zamanda
atmosferde, gezegenlerin yüzeylerinde, meteorlarda, yıldızlararası maddelerde ve
içinde bulunduğumuz galaksi ve diğer galaksilerde de olduğu tezini savunmuşlar ve
kainatta mevcut olan bu düzenden hareket ederek benzeri durumun izotopların
dağılımında da olabileceğini söylemişlerdir(Alpher ve ark, 1953).
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
8
Çizelge 1.3 Normal bir bölge için doğal radyasyon kaynaklarından alınan ortalama yıllık etkin eşdeğer doz değerleri (UNSCEAR,1988)
Yıllık Etkin Doz Eşdeğeri (µSv)
Işınlama Kaynakları Dış
Işınlama
İç
Işınlama
Toplam
Kozmik Işınlar:
İyonlaştırıcı Bileşenleri
Nötron Bileşenleri
Kozmogonik Çekirdekler
300
55
15
370
40K 150 180 330
87Rb 6 6
238U 238U → 234U
230Th 226Ra
222Rn → 214Po 210Pb → 210Po
100
5
7
7
1100
120
1340
232Th 232Th
228Ra → 224Ra 220Rn → 208Tl
160
3
13
160
340
Toplam 800 1600 2400
Yapay Kaynaklar 600
İnsanlar doğal kaynaklardan dış ve iç ışınlamalar şeklinde başlıca iki yolla doza
maruz kalmaktadırlar:
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
9
a) Dış Işınlamalar: Kozmik ışınlamalar ile yer kabuğunda, inşaat
malzemelerinde ve havada doğal olarak bulunan radyoaktif maddelerden
yayınlanan radyasyona dış ışınlama denilmektedir.
b) İç Işınlamalar: Havada ve gıda maddelerinde bulunan doğal radyoaktif
maddelerin solunum veya ağız yolu ile vücuda girerek, vücudu içten
ışınlaması ile oluşan radyasyona iç ışınlama denilmektedir.
Bazı doğal radyasyon kaynaklarından maruz kalınan ışınlamalar sonucu
alınan dozlar, sabit olup insan faaliyetleri ve alışkanlıklarından bağımsızdır. 40K ve
kozmik radyonüklitlerin ve vücuda alınması sonucu meydana gelen iç ışınlamalar bu
sınıfa dahil olup, bu kaynaklardan alınan dozlar bütün dünyada homojen bir dağılım
göstermektedir. Kozmik radyasyonlardan dış ışınlamalar sonucu alınan dozlar,
bölgeye ve yüksekliğe göre değişiklikler gösterir. Yerkabuğunda en önemli
radyoaktif kaynaklardan olan, çok uzun yarı ömürlü 238U ve 232Th radyonüklitleri ve
bunların bozunma ürünlerinin toprak, kaya, yapı malzemeleri, gıda maddeleri, su ve
hava gibi çevresel ortamlardaki varlığı düzgün bir dağılım göstermediği gibi, bu
kaynaklardan iç ve dış ışınlamalar sonucu alınan dozlar insan faaliyetine ve
alışkanlıklarına bağlı olarak da büyük değişiklikler göstermektedir (Çelebi,1995).
Kainatın henüz yeni oluşmaya başladığı zamanlarda birçok izotopun
radyoaktif olduğu tahmin edilmektedir. Bu durumun birkaç milyon yıl sürdüğü ve
kısa yarı ömre sahip olan radyonüklitlerin bu süre içinde ömürlerini tamamladıkları
için kalmadıkları kabul edilmektedir. Halen mevcut olan radyonüklitlerin yarı
ömürlerinin de kainatın ömrüyle mukayese edilecek kadar büyük olduğu
(en az 1010 yıllık yarı ömre sahip oldukları) için bozunmalar devam etmektedir
(Alpher ve ark,1953).
Doğal radyoaktif elementler genel olarak, kara ve uzay kökenli olmak üzere
iki ana grupta toplanmaktadır. Ayrıca uzaydan gelen kozmik ışınların dünya
atmosferinde bulunan gazlar ve yer kabuğu orijinli bazı radyoaktif çekirdeklerle
reaksiyonuna girmeleri sonucu üretilen bazı radyoaktif izotoplar bulunmaktadır.
Bunların en önemlileri 14C ve 3H’tür.
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
10
Ağır elementlerden oluşan doğal radyoaktif izotoplar 3 seri altında
toplanırlar:
a) Uranyum serisi ( 238U kaynaklı)
b) Toryum serisi ( 232Th kaynaklı)
c) Aktinyum serisi (235U kaynaklı)
Bu seriler ve bunların bozunma ürünleri olan radyonüklitler Çizelge 1.4,
Çizelge 1.5, ve Çizelge 1.6’da verilmektedir (Eisenbud,1963). Ayrıca, dördüncü bir
aile olan Neptünyum serisinin 241Pu orijinli olduğu ve bir zamanlar mevcut olduğu
zannedilmektedir. 241Pu’in yarı ömrü 14 yıldır. Bu seride bulunan diğer elementlerin
yarı ömürlerinin çok kısa olduğu bilinmektedir. Örneğin Neptünyum ailesinin halen
bilinen tek elementi olan 209Bi’un olup yarı ömrü 2.7×1017 yıldır (Rankama,1954).
Yarı ömürleri kısa olan ve doğada bulunan transuranik elementler bugün reaktörlerde
nötronların 238U ile reaksiyona girmeleri sonucu üretilebilmektedir. Bu ağır
radyoaktif elementlerin dışında doğada tek izotoplu ve kendilerine ait özelliklere
sahip olan bazı doğal radyonüklitler de bulunmaktadır. Çizelge 1.7’de gösterilen bu
radyonüklitlerin en önemlileri 40K’tır. 40K’ın temel doğal radyasyon seviyesine
katkısı oldukça fazladır. Çizelge 1.7’de kozmik ışınların ara etkileşimleri sonucu
üretilen bazı radyonüklitler ve yer kabuğu kökenli radyonüklitler birlikte
verilmektedir (Lowder ve ark,1956).
İnsanların maruz kaldıkları çeşitli radyasyon ışınlamalara en büyük katkı doğal
radyoaktivite kaynaklarından gelmektedir. Doğal radyoaktivite kaynakları başlıca
toprak, su ve atmosferde yer almaktadır.
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
11
Çizelge 1.4 238U Serisi (Lowder ve ark,1956)
İzotop T1/2 E(KeV) Bağıl
Bolluk (%) 238U 4,5×109 yıl 49,55 0,064
232Th 24,1 gün 63,29
92,38
92,80
112,81
4,47
2,60
2,56
0,26
234Pa 1,17 dak 1001,0 0,59
234Pa 6,7 saat 131,2
880,5
883,24
20,0
13,0
15,0
234U 2,5×105 yıl 53,2 0,123
230Th 7,5×104 yıl 67,67 0,376
226Ra 1600 yıl 11,59
81,07
186,21
1,2
0,3
3,29
222Rn 3,8 dak 512,0 0,078
218Po 3,05 dak _ _
214Po 1,6×10-4 s _ _
214Pb 26,8 dak 241,98
295,25
351,92
20,41
18,7
35,8
214Bi 20,0 dak 609,32
768,36
1120,3
1764,5
45,0
4,83
14,9
16,07
210Pb 22,2 yıl 9,43 24,6
210Po 134 gün _ _
206Pb stabil 46,54 4,06
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
12
Çizelge 1.5 232Th Serisi (Lowder ve ark,1956)
İzotop T1/2 E(keV) Bağıl Bolluk (%) 232Th 1,4×1010 yıl 59,0
126,0
0,19
0,043
228Ac 5,8 yıl 129,1
209,4
270,3
338,4
463,0
794,8
911,1
964,6
968,9
2,8
3,6
3,2
11,51
4,44
4,64
27,8
5,23
16,74
228Th 1,91 yıl 84,4
215,9
1,22
0,26
228Ra 47 yıl - -
224Ra 3,66 dak 241,0 4,05
220Rn 55,6 s 549,7 0,11
216Po 1,6×10-5 s - -
212Pb 10,64 saat 238,63
300,1
43,5
3,25
212Bi 60,5 dak 727,3
785,42
1620,7
6,64
1,1
1,49
208Tl 3,05 dak 277,3
510,8
583,19
860,4
2614,6
6,4
22,8
85,1
12,52
99,83
208Pb stabil
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
13
Çizelge 1.6 235U Serisi (Lowder ve ark,1956)
İzotop T1/2 E(KeV) Bağıl Bolluk (%) 235U 108 yıl 143,76
185,71 205,35
10,96 57,2 5,01
231Th 25,5 saat 25,64 84,21
14,6 6,71
231Pa 3,3×104 yıl 27,36 302,67
11,1 2,47
227Ac 21,6 yıl 15,2 0,04 223Fr 21,8 dak 50,2 34,0 227Th 18,2 dak 236,0
256,2 11,2 6,7
223Ra 11,4 dak 154,2 269,4 323,9
5,59 13,6 3,9
219Rn 4,0 s 271,1 9,9 215Po 1,8×10-3 _ - 211Pb 36,1 saat 404,8 3,0 211Bi 2,14 dak 351,0 12,7 207Tl 4,79 dak 897,8 0,57 207Pb stabil
Çizelge 1.7 Tabiatta Tek Başına Bulunan Doğal Radyonüklidler (Lowder ve ark,1956)
İzotop T1/2 Yayınlanan
Radyasyon
E(KeV) Bağıl
Bolluk(%) 3H 12,4 yıl β- 180 100
14C 5400 yıl β- 155 100
40K 1,3×109 yıl β-
Γ
1300
1460,8
90
10
87Rb 6,1×1010 yıl β- 250 100
115In 1014 yıl β- 630 100
138La 7×1010 yıl β-
Γ
1210
1390
7
93
147Sm 6,7×1011 yıl Α 2180 176Lu 6,7×1010 yıl β- 425 209Bi 2,7×1017 yıl Α 3150
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
14
İnsanların maruz kaldıkları çeşitli radyasyon ışınlamalara en büyük katkı
doğal radyoaktivite kaynaklarından gelmektedir. Radyoaktif radyonüklitler
kaynakları başlıca toprak, su ve atmosferde yer almaktadır.
1.2.1 Toprakta Bulunan Doğal Radyoaktivite
Toprakta bulunan radyasyon kaynakları çok uzun yarı ömürlü olup birkaç
milyar yıl önceden beri yeryüzünde bulunmaktadır. Toprakta bulunan 238U, 232Th, 40K gibi doğal radyonüklitler, toprağın radyoaktif olmasına neden olmaktadır (El-
Shershaby, 2002). Bu radyonüklitler daha çok volkanik, fosfat, granit ve tuz
kayalarında yüksek konsantrasyonlarda bulunmaktadır. Bu kayalar doğa şartlarına
bağlı olarak zamanla ufalanarak çok küçük parçalar halinde yağmur veya akıntı
sularıyla toprağa karışıp topraktaki doğal radyoaktivitenin artmasına neden olurlar.
Hatta, tarımda topraktaki verimi arttırmak için kullanılan suni tohumlama ve
gübreleme (suni gübreler radyoaktif 32P içermektedir ) gibi bazı insan aktiviteleri de
lokal olarak topraktaki yüzey radyoaktivitesini arttırmaktadır (NCRP,1975)
Doğadaki potasyumun %0.0118’i 40K’tır ve bozunumun sadece %11’inde
gama ışınları yayınlanmaktadır. 40K, kayalarda ve toprakta , uranyum ve toryuma
nazaran ağırlıkça 10000 kat fazla bulunmaktadır. Doğada bulunan 40K, 238U ve 232Th’nin yarı ömürleri, özgün aktivite değerleri ve bozunum başına yayınladıkları
foton sayısı Çizelge 1.8’da verilmiştir. (Theodorsson , 1996 ) 238U ’in 14, 232Th ‘in 11 adet olan radyonüklitlerinin ve bozunma ürünlerinin
çevrede (hava, su, kayalar, gıda maddeleri) ve insanlardaki mevcudiyeti, iç ve dış
radyasyon dozlarını doğurmaktadır. Şekil 1.2 ve 1.3 ‘de 238U ve 232Th ailelerinin
bozunma serileri gösterilmektedir. (NCRP 97,1988)
Toprakta 40K, 238U ve 232Th ortalama aktivite kütle konsantrasyonları ve
yeryüzünden 1m yukarıda karşılık gelen soğurulan doz şiddetleri Çizelge 1.9’te
verilmektedir (UNSCEAR,1988). Yapılan hesaplamalarda toprak yoğunluğu 1.6
g.cm-3 alınmış ayrıca 238U ve 232Th ‘un bütün bozunma ürünleriyle dengede olduğu
düşünülmüştür. Her üç radyonüklitin ortalama konsantrasyonlarda toprakta
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
15
bulunması durumunda, yeryüzünden 1m yukarıda topraktaki γ radyasyonundan
dolayı soğurulan doz şiddeti 44 nGy.saat-1 olmaktadır (Myrick ve ark,1983)
β-
α α
β-
α
α
α
α α
α
β-
Şekil 1.2 238U’in bozunma ürünleri şeması (NCRP 97, 1988)
238U 4.47.10
9 yıl
234Th 24,1gün
234Pa 1,17 dak
234U 2.45.105 yıl
230Th 7,7.10
4 yıl
226Ra 1600 yıl
222Rn 3,82 gün
218Po 3,05 dak
214Pb 26,8 dak
214Bi 19,9 dak
214Po 1,6.10
-4 sn
210Pb 22,3 yıl
210Bi 5,01gün
210Po 138 gün
206Pb kararlı
β-
β-
β-
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
16
β-
α α
β-
α
β-
α
β-
Şekil 1.3 232Th’in bozunma ürünleri şeması ( NCRP 97,1988)
Çizelge 1.8 Doğada bulunan 40K, 238U ve 232Th’nin yarı ömürleri, spesifik aktivite değerleri ve bozunum başına yayınladıkları foton sayısı (Theodorsson, 1996)
Radyonüklit Yarı Ömür
(Yıl)
Spesifik Aktivite
(Bq/Kg)
Foton/Bozunum
(>50kev) 40K 1,25×109 2,8×104 0,11
232Th 14,0×109 4,02×106 2,08*
238U 4,5×109 12,3×106 1,80*
* 238U ve 232Th serilerinin denge halinde olduğu kabul edilmiştir
232Th 1,4.10
10 yıl
228Ra 5,75 yıl
228Ac 6,13saat
228Th 1,91 yıl
226Ra 3,66 gün
220Rn 55,6 sn
216Po 0,15 sn
212Pb 10,6saat
α
212Bi 60,6dak
208Tl 3,07dak
212Po 3,05.10-7sn
208Pb kararlı
36% α
α 64%
β-
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
17
Çizelge 1.9 Toprakta 40K, 238U ve 232Th radyonüklitlerinin ortalama kütle konsantrasyonları ve yeryüzünden 1m yukarıda karşılık gelen soğurulan doz şiddetleri (UNSCEAR,1988)
Radyonüklit Ortalama
Aktivite Kütle
Konsantrasyonu
(Bq/kg)
Havada
Soğurulan
Doz Şiddeti
(nGy/saat) 40K 370 (100-700) 16 (4-30)
238U 25 (10-50) 11 (4-21)
232Th 25 (7-50) 17 (5-33)
Parantez içinde verilen değerler tipik oranlardır.
Dünyanın jeolojik yapısı incelendiğinde, belli kalınlıktaki toprak tabakasının
hemen altında kaya yataklarının olduğu görülmektedir. Bu kaya yataklarının da
karasal radyoaktiviteye sebep olduğu tahmin edilmektedir. Özellikle gama
radyasyonlarının önemli bir kısmının 0-25 cm derinlikteki yüzey tabakasından
kaynaklandığı bilinmektedir. Bazı bölgelerde çok geniş alanlara yayılmış olan granit
kayaları önemli miktarlarda toryum içermektedir. Radyometrik araştırmalar
sonucunda, granit kayaların bulunduğu alanlarda ölçülen gama radyasyonlarının
oldukça yüksek olduğu bulunmuştur. ABD’nin Colorado bölgesinde havada
ölçülmüş gama radyasyon dozu 0.08- 0.16 µGy/saat, Brezilya’da 0.05-1.58 µGy/saat,
İtalya’da 0.07-0.5 µGy/saat, İsveç’te 0.02-4 µGy/saat, Hindistan’da 0.02-1.1
µGy/saat civarındadır (UNSCEAR,1988). Bu ülkelerdeki doğal radyasyon seviyeleri
diğer ülkelere göre oldukça yüksek olmakla birlikte bu ülkelerde yaşayan insanların
doğal radyasyon kaynaklarından aldıkları yıllık radyasyon dozları diğer ülkelere göre
daha fazladır.
Gerçekleştirilen işlemler topraktaki radyoaktivite oranını değiştirmektedir.
Bitki kök sistemlerindeki gelişme bir taraftan topraktaki doğal dengeyi sağlarken
diğer taraftan bitkinin ihtiyacı olan suyu topraktan almaktadır. Toprakta bulunan bir
çeşit asit olan Hümic asit kayaların parçalanmasında ve bu parçaların sular
vasıtasıyla toprağa karışmasında önemli bir rol oynamaktadır.
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
18
Topraktaki organik maddelerin ayrışması, toprağın alt tabakalarında
oksidasyonla başlamaktadır. Alt tabakalarda mevcut olan uranyum zamanla
azalmaktadır. Topraktaki hareketlilik demir oksitlerin ve diğer elementlerin
oluşmasıyla devam etmektedir. Bazı topraklarda oluşan asit, ortamda bulunan
kalsiyum karbonat vasıtasıyla radyonüklitlerin tutulmasını engellemektedir.
Topraktaki bu gelişim evreleri kayalardaki radyonüklit konsantrasyonlarını
ve dolayısıyla dış radyasyon seviyelerini de azaltmaktadır (NCRP 45, 1975). Toprak
içinde bulunan doğal radyonüklitler, toprak içindeki oranlarına göre ortam veya
çevre doğal radyasyonunun temel seviyesini değiştirip insanların doğal
radyasyonlara maruz kalmalarına neden olmaktadır.
1.2.2 Sularda Bulunan Doğal Radyoaktivite
Başlangıçta sulardaki doğal radyoaktivite seviyesi belirleme çalışmaları,
yalnız kaplıca suları ile sınırlı kalmıştır. Yer altı sularında yüzey sularına göre daha
çok radyoaktif element bulunmaktadır. Sonraki yıllarda, içme sularında bile bazı
doğal radyonüklitlerin bulunduğu ortaya çıkmıştır. Ancak içme sularındaki
radyonüklit konsantrasyonları önemli sayılabilecek seviyede değildir.
Yer altı sularının, yüzey sularına göre daha radyoaktif olmasının nedeni,
yeraltında bulunan radyoaktif kütlelerle yada minerallerle temas etmesinden
kaynaklanmaktadır. Volkanik kütlelerle temas eden sular, tortul kütlelerle temas eden
sulara göre radyoaktivite konsantrasyonu daha yüksektir. Sularda uranyum ailesi
elemanlarından radyum ve radon diğerlerine göre daha fazla bulunmaktadır. 226Ra’nın bozunma ürünü olan radyoaktif radon, bazı yer altı sularında oldukça
yüksek konsantrasyonlarda bulunur. Yeraltı sularında bulunan aktinyum ailesi
elemanlarını tespit etmek oldukça zordur. Bazı sularda Toryum ailesinden 232Th ve 226Ra’nın dedekte edilebilecek miktarda bulunmasına rağmen, yine bu aileden olan 220Rn’in, çok kısa yarı ömre sahip olması su ve kayalarda birikmesine imkan
vermemektedir.
Çözücülük, taşıyıcılık ve değişik radyonüklitleri çöktürme gibi farklı
karakteristik özellikleri, sulardaki radyoaktiviteyi arttırmaktadır. Yüzey sularında
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
19
akış hızlarının güçlü olması nedeniyle, içinde asılı bulunan parçacıklardaki
potasyum, rubidyum, kozmik ışın kökenli ve suni radyonüklitleri barındıran kil
mineralleri kolayca taşınmaktadır (Sayre ve ark, 1963). Suların akışı sırasında açığa
çıkan radonun ortamdaki konsantrasyonu, atmosfere dağılırken aradaki mesafe ile
logaritmik olarak azalmaktadır (Rogers,1958) Suyun akışı yer altı sularında güçlü
olmadığından bu sularda bulunan parçacıklar filtre edilebilmektedir.
Uranyum, Toryum ve Aktinyum serilerinin fiziksel ve kimyasal özellikleri
farklıdır. Bu serilerde bulunan radyonüklitlerin, sulardaki doğal radyoaktivite
değerleri gözlemlendiğinde, Uranyum ve Aktinyum serilerindeki radyonüklitlerin
topraktan suya geçerken dengesizlikler gösterdiği görülmektedir. Örneğin yeraltı
sularında 222Rn çok yavaş hareket etmektedir. Bu nedenle yarı ömrü 3.8 gün olan ve
konsantrasyonu 2-40 Bq/l arasında değişen 222Rn ‘nin atmosfere kaçması sınırlıdır. 222Rn ‘nin yeraltı sularındaki konsantrasyonu 226Ra’dan daha fazla bulunduğundan
bu radyonüklitler toprak ve kaya altlarında radyoaktif dengeye daha kolay
gelmektedir (Samuel,1964). Bu radyonüklitlerin deniz sularındaki konsantrasyonları
oldukça düşük olduğundan okyanus, deniz ve göl yüzeylerinden yayınlanan gama
radyasyon oranları oldukça düşüktür ve bu nedenle ihmal edilebilmektedir.
Su içinde, katyon ve anyon şeklinde erimiş tuzlar bulunmaktadır. Sularda
bulunan en yaygın erimiş katyonlar; sodyum (Na+), kalsiyum (Ca+2), magnezyum
(Mg+2) ve potasyum(K+)’dır. En yaygın anyonlar ise klorür(Cl-), bikarbonat (HCO3-)
ve sülfattır. Yağmur ve kar suyu gibi meteorolojik sular doğal sular içinde en temiz
olanıdır. Ancak şehir ve sanayi bölgeleri yakınına düşen yağmur ve özellikle kar
sularında SO2 ve sülfat asidi bulunmaktadır. Bu nedenle yağmur ve kar suları
radyoaktif ve kimyasal kirlilik açısından önemli bir gösterge olarak kabul
edilmektedir (Gonzalaes ve ark,1998). Suların kullanım oranları yüzde olarak
Amerika Birleşik Devletleri ve İngiltere için Çizelge 1.10’te verilmektedir
(UNSCEAR, 1993).
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
20
Çizelge 1.10 Kaynak Çeşitlerine Göre Suların Kullanım Oranları(UNSCEAR,1993)
Kullanım Oranı (%) Kaynak Çeşidi
A.B.D İNGİLTERE
YÜZEY SUYU 50 66
YERALTI SUYU 32 34
KUYU SUYU 18 1
Nükleer silah denemeleri nedeniyle atmosfer ve stratosfere yerleşen 90Sr, 137Cs
gibi radyoaktif fisyon ürünleri ile kirlenmiş olan bulutların, radyoaktif serpinti
halinde zamanla yeryüzüne inerek, çevrenin ve özellikle yüzey sularının
kirlenmesine yol açmaktadır. Nükleer silah denemelerinin havada yapılmasının
yasaklanmasından sonra, radyoaktif yağışlar 1970 yılından itibaren azalmaya
başlamıştır. Nükleer ve radyolojik kuruluşlardan çıkan radyoaktif atıklar için
gerekli önlemlerin alınmaması ve bunların denetimiz olarak çevreye verilmesi veya
kaza durumlarında radyoaktif sızıntı meydana gelmesi, çevre kirliliğine neden
olmakta, içme suyu kaynakları da bundan payını almaktadır.
Radyoaktif atıklar için gerekli önlemler alınmasına rağmen, herhangi bir
kazada çok geniş boyutlarda radyoaktif kirlenme meydana gelebilmektedir. Örneğin
Çernobil nükleer reaktör kazası, sadece kazanın meydana geldiği çevrede değil,
uluslar arası boyutlarda hatta bütün kuzey yarımkürede radyoaktif kirlenmeye yol
açmıştır. (Kam,2004)
Düşük seviyeli radyoaktivite ölçümlerinde kullanılan ölçüm tekniklerinin
hassas ve güvenilir olması gerekmektedir. Ayrıca ölçüm sonuçlarının
değerlendirilmesi ve yorumu, çevresel radyasyon alanları ve radyoizotoplarının
dağılımının bilinmesi ile mümkün olacaktır. Bunlar doğada bulunan radyoizotopların
bozunum özellikleri, çevre ile etkileşimi ve radyasyon transport fiziği gibi bilgileri
içermektedir (NCRP,1976).
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
21
Doğal kaynaklardaki gama aktif elementlerin yarı ömürlerinin alfa ve beta
aktif elementlere göre daha kısa olması nedeniyle, çoğu kez sularda gama tayini
yapılmamaktadır. Alfa ve beta radyoaktivite seviyelerinin belirlenmesi iç radyasyon
tehlikesi açısından daha önemli olması nedeniyle, sular için radyoaktivite seviyesinin
belirlenmesi üzerinde durulacak önemli bir konudur. Zaten standartlarda alfa ve beta
radyoaktivite seviyelerine ilişkin limitler belirlenmiştir (TS 266, 1988).
Sularda bulunan radyoizotopların ve iyonlaştırıcı radyoizotopun ölçümü çevre
açısından oldukça önemlidir. Bu ölçümler; doğal radyasyon ve insan faaliyetinin
neden olduğu yapay radyasyonun tayini, ülkelerin yönetmelik sınırlamalarına
uygunluğunun tespiti, çevresel doğal radyasyonun bileşimi ve insanların neden
olduğu radyoizotopların çevresel ortamlardaki transferi ve tutulması çalışmaları için
yapılması gerekli ölçümlerdir.
Çevresel bakımdan suların radyoaktif kirliliğin saptanmasında ilk olarak alfa
ve beta radyoaktivite ölçümlerinin yapılması gerekli olmaktadır.
1.2.3 Yüzeye Yakın Atmosferde Bulunan Doğal Radyoaktivite
Atmosferin yüzeye yakın kısmında, hem doğal kaynaklardan çıkan toz ve
parçacıklar, hem de insan yapımı suni radyoaktif maddeler bulunmaktadır. İnsan
aktiviteleri sonucu ortaya çıkan hava kirlilikleri, volkanik patlamalar, meteorlar, toz
fırtınaları ve orman yangınlarıyla atmosfere bırakılan toz ve küller atmosferde
bulunan toz ve parçacık konsantrasyonlarını sürekli arttırmaktadır. Bu toz ve
parçacıklar genellikle havada asılı kalmakta ve hava akımlarıyla sürekli
dolanmaktadır. Yoğunlukları havanın yoğunluğundan daha ağır olanlar çekim
kuvveti etkisiyle yere inerler.
Nükleer enerji alanında meydana gelen hızlı gelişmeler ve yapılan bazı
nükleer denemeler atmosfere çok miktarda radyoaktif toz ve parçacıkların atılmasına
neden olmaktadır. Yapılan bu denemeler özellikle atmosferde 30km’den daha yüksek
tabakalarda aşırı derecede radyoaktif kirlenmelere sahip olmaktadır
(Eisenbud ve ark,1964). Atmosferde bulunan radyoaktif kirlilikler , insanlar
tarafından teneffüs edilmekte ve radyasyona maruz kalmalarına neden olmaktadır.
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
22
Ayrıca bu radyoaktif parçacıklar zamanla yere düşmekte ve bitkilerde kirlenmelere
yol açmaktadır. Bu bitkilerin insanlar tarafından vücuda alınması sonucunda da bazı
riskler meydana gelmektedir. Ayrıca kömürün yanmasıyla havaya karışan kül ve
dumanda da radyoaktif maddelerin olduğu bilinmektedir. Bu maddelerde hem
atmosferin kirlenmesine neden olmakta hem de radyasyon açısından risk
taşımaktadır.
Uzaydan gelen yüksek enerjili kozmik ışınlar, dünya atmosferine
girdiklerinde, ortamda bulunan nitrojen, oksijen, argon gibi elementlerin
çekirdekleriyle reaksiyona girerek nötronları, protonları, muonları üretirler. Bunların
dışında dozimetrik açıdan çok önemli olan 14C, 3He, 7Be ve 22Na gibi
radyonüklitleride üretirler. Bunlara ikincil kozmik radyasyonlar (kozmogonik
radyasyonlar) denir.
Nükleer denemelerle atmosfere atılan radyoaktif maddeler, atmosferde
bulunan bu kozmogonik radyonüklit konsantrasyonlarının artmasına neden
olmaktadır. Kozmik ışınların dünya atmosferindeki atom çekirdekleriyle reaksiyona
girmeleri sonucu üretilen nötronlar, elastik çarpışmalarla enerjilerini kaybederek
yavaşlar ve 14C ile 14N atomları tarafından yakalanırlar. Proton ise yer seviyesine
ulaşmadan bozunuma uğramaktadır. Ayrıca bunların yarı ömürleri çok kısadır.
Bunlar yüzeye yakın atmosferdeki en önemli iyonizasyon kaynaklarını
oluşturmaktadır (United Nations Publication,1972).
1.3 Çevresel Doğal Radyasyon Kaynakları
İnsan sürekli olarak çevredeki doğal radyasyon kaynaklarına maruz
kalmaktadır. Teşhis amacıyla çekilen röntgen filmleri bu radyasyon dozunu
arttırmaktadır. Başlıca radyasyon türleri alfa, beta, gama ışınları, nötronlar ve
muonlardır. İnsan, radyasyona dışardan maruz kalmışsa dış ışınlama, sindirim veya
solunum gibi içeriden maruz kalmışsa da iç ışınlama olarak tanımlamıştık. Gamalar
ve betalar dış ışınlamalarla, alfalar ise iç ışınlamalarla daha çok zarar verirler.
Yerkabuğunun oluşumundaki radyonüklitlerin bozunum ürünleri olan gama
ışınları, çevresel radyasyonların büyük kısmını oluşturmaktadır. İnsanların bu
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
23
ışınlardan aldıkları doz oranları bulundukları bölgeye bağlıdır. Örneğin toprakta
bulunan radyoaktif elementlerin konsantrasyonları bu doz oranını değiştirmektedir.
Bunun sonucunda da insanların dış radyasyondan aldıkları doz oranı, dünyanın
her yerinde aynı değildir. Dış radyasyon kaynaklarının en önemlileri toprak ve
kayalarda bulunan 238U, 232Th ve 40K’tır. Bunun dışında uzaydan gelen kozmik
ışınlar da dış radyasyon kaynaklarını oluşturmaktadır. Ayrıca inşaat yapı
malzemelerinden çıkan gama ışınları da dış radyasyon kaynaklarının başında
gelmektedir.
İnşaat yapı malzemelerinden çıkan 222Rn (radon) ve 220Rn (toron) gibi
radyoaktif gazlar dış ışınlamalara sebep olduğu gibi solunum yoluyla iç ışınlamalara
da sebep olmaktadır (Karahan,1997).
1.3.1 Karasal Radyasyon Kaynakları
Başlıca karasal radyasyon kaynakları 40K, 238U ve 232Th ve bunların bozunum
ürünleri olan radyonüklitlerdir. 235U ve bozunum ürünlerinin ise doğal fona katkıları
ihmal edilebilecek düzeyde olduğu için dikkate alınmamıştır. Fakat 40K, 238U ve 232Th elementleri uzun yarı ömürlü oldukları için doğal fona katkıları oldukça
fazladır. Bu radyonüklitler özellikle volkanik kayalarda, değişim geçiren kayalarda,
toprakta ve deniz diplerinde birikmiş çamurlarda yüksek konsantrasyonlarda
bulunmaktadır (Karahan,1997).
Karasal radyasyona maruz kalma bölgeden bölgeye değişmekle birlikte
birbirine yakın yerler arasında bile farklılıklar göstermektedir. Evin yapımında
kullanılan inşaat malzemelerindeki doğal radyonüklit konsantrasyon oranları bile,
alınan yıllık radyasyon dozunu etkilemektedir. Doğal temel radyasyon seviyesinin
yüksek olduğu yerlerde, dış radyasyonlarla ışınlanma diğer yerlere göre oldukça
fazladır. Dağlık ve deniz seviyesinden yüksek yerlerde yaşayan insanlar, deniz
seviyesine yakın yerlerde yaşayan insanlardan daha fazla dış radyasyona maruz
kalmaktadır. Çünkü deniz seviyesinden yükseklere çıkıldıkça kozmik ışınların şiddeti
de artmaktadır.
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
24
40K, toryum, uranyum gibi doğal radyonüklitlerin birim kütle başına aktivite
konsantrasyonları toprak ve kaya tiplerine göre değişir. Bir radyonüklidin birim kütle
başına aktivite konsantrasyonu, yer seviyesinden 1m yükseklikte havadaki
absorblanmış doza karşılık gelen radyasyon şiddetidir (Beck, 1982). Dış gama
ışınlamaları, kütle aktivite konsantrasyonlarıyla doğrudan ilgilidir. Havada ölçülen
absorblanmış radyasyon dozu, radyonüklitlerin topraktaki konsantrasyonlarına bağlı
olarak değişmektedir. Dış ışınlama hesapları topraktaki radyonüklitlerin bozunma
ürünlerinin dengeye gelmesi durumuna göre yapılır.
1.3.2 Kozmik Radyasyon Kaynakları
Enerjileri farklı ve değişik yüklerde yayınlanan parçacık veya elektromanyetik
ışınlara, kozmik ışınlar denilmektedir. Dünya yüzeyi sürekli olarak kozmik ışınların
etkisi altındadır. Işınların yoğunlukları atmosferin üst tabakasından deniz seviyesine
doğru inildikçe azaldığı görülmektedir. Kozmik ışınlar, tuzaklanmış parçacık
radyasyonları, galaktik radyasyonlar ve solar radyasyonlar olarak
sınıflandırılmaktadır (NCRP 98, 1989). Tuzaklanmış parçacık radyasyonları,
elektronlar ve protonlardan oluşmuştur. Galaktik ve solar radyasyonlar ise büyük
oranda proton, az miktarda helyum ve ağır iyonları içermektedir. Trapped parçacık
radyasyonları dünyanın etrafında bulunan radyasyon kuşaklarında bulunmaktadır. Bu
kuşaklar, dünya atmosferini üst üste sarmış görünümündedir. Bu kuşaklardaki
elektron ve protonların enerjileri birkaç yüz MeV mertebesindedir.
Galaktik kozmik ışınlar, güneş sistemi dışındaki yıldızlararası ortamlardan,
süper novalardan, pulslardan veya galaktik çekirdeklerden gelmektedir. Solar
radyasyonlar ise güneş kökenli olup enerjileri birkaç keV ile birkaç MeV arasında
değişen düşük enerjili parçacıklardır. Kozmik radyasyonlar dünya atmosferine
girdiklerinde atmosferde bulunan bazı elementlerin çekirdekleriyle nükleer
reaksiyona girerler. Bu reaksiyonlar sonucu başka ışınlar üretirler. Uzaydan gelen bu
ışınlara birincil ışınlar, atmosferdeki reaksiyonlar sonucu üretilen parçacıklara de
ikincil ışınlar denir. Galaktik radyasyonların %87’sini fotonlar, %11’ini alfa
parçacıkları, %1’ini bazı ağır çekirdekler ve %1’ini de yaklaşık 1020 eV ’luk enerjiye
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
25
sahip elektronlar oluşturmaktadır. Galaktik kozmik radyasyonların sadece
yıldızlardan ve süpernovaların patlamaları sonucu uzaya fırlatılan parçacıklerden
geldiği görüşünü savunanlar da vardır (O’brien ve ark,1992). Kozmik ışın parçacık
enerjileri çoğunlukla 102 ve 105 MeV arasında değişmektedir. Bunlardan daha
yüksek enerjilere sahip olanları da vardır. Bu enerji aralığı, güneş sistemi içindeki
manyetik alanların değişiminden etkilenir. Ağır iyonlar, yüksek bağıl verime ve
yüksek atom numaralarına sahip oldukları için ışınlamalarda önemli yer tutarlar
(Lune, 1989). Gezegenler arası ortam ve güneşte patlamaların neden olduğu
manyetik alanlardaki karışıklıklar sonucu güneş sistemi içindeki kozmik
radyasyonların şiddeti zamanla değişmektedir. 11 yıllık periyotlarla güneşte büyük
patlamalar olmaktadır. Dünya etrafında bulunan jeomanyetik alan, uzaydaki farklı
kaynaklardan gelen 0-16 GeV arasındaki enerjilere sahip parçacıkların atmosfere
girmelerini engellemektedir.
Güneşten dünya yüzeyine yaklaşık 1keV’lik enerjilerde parçacıklar
gelmektedir. Bu parçacıklardan dünyaya ulaşanlar, dünya etrafındaki manyetik
alanın etkisine girdiklerinde bazıları yönlerinden saptırılıp tekrar uzaya gönderilirler,
bazıları ise dünya yüzeyine kadar ulaşır. 1-1000 keV arasındaki enerjilerde üretilen
parçacıklar atmosfere girdiklerinde atmosferde bulunan atomların çekirdekleriyle
reaksiyona girerler ve ikincil radyasyonları üretirler. İkincil ışınlar, birincil
nötronlardan üretilirler. Yarı ömürleri çok kısa olup yaklaşık 1000 saniye
civarındadır. Uzaydan gelen birincil ışınların bir kısmı atmosferin alt tabakalarına,
bir kısmı ise yüksek dağların tepelerine kadar ulaşmaktadır. Mezonlar ise deniz
seviyesine kadar inmektedir. Kozmik ışınları birincil ve ikincil radyasyonlar olarak
sınıflamak mümkündür.
1.3.2.1 Birincil Kozmik Radyasyonlar
Birincil kozmik radyasyonlar, galaktik sistemlerden ve güneş patlamaları
sonucu oluşan ışınlardan meydana gelmektedir. Galaktik ve yıldızlararası
ortamlardan gelen kozmik radyasyonların büyük çoğunluğu yüksek enerjili
protonlardır. Birincil kozmik radyasyonlar %10 oranında 4He iyonları ve çok düşük
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
26
oranlarda da ağır parçacıklar, elektronlar, nötronlar ve fotonlar içermektedirler.
Uzaydan gelen düşük enerjili yüklü parçacıklar, dünyanın manyetik alanı etkisiyle
geri saçılarak tekrar uzaya gönderilirler. Geri saçılma olayı, manyetik alanın
büyüklüğüyle orantılıdır. Atmosferin en üst tabakalarında düşük enerjili fotonların
akı yoğunluğu, kutuplarda, ekvator bölgelerinden daha büyüktür (Neher, 1967).
Atmosferin üst tabakalarında uzaydan gelen düşük enerjili protonların etkileri
güneşte meydana gelen patlamalara bağlı olarak zamanla değişmektedir. Bu etki
güneş aktivitesinin maksimum olduğu zamanlarda minimuma düşer. Minimum
olduğu zamanlarda ise maksimuma çıkar. Birincil kozmik radyasyonlar, atmosferde
bulunan atomların çekirdekleriyle nükleer reaksiyona girdiklerinde, gama ışınları,
elektronlar, nötronlar ve mezonlar üretirler. Kozmik radyasyon dozu, yükseklikten
önemli oranda etkilenir. Kozmik radyasyon dozunun, deniz seviyesinden yükseklere
çıkıldıkça değiştiği görülmektedir. Güneşteki patlamalarla ortaya çıkan ve dünyaya
kadar ulaşan büyük atom numaralı yüklü parçacıklar düşük enerjilere sahip
olduklarından bunların yüzeye yakın atmosferde meydana getirdikleri absorblanmış
doz oranları da azdır.
1.3.2.2 İkincil Kozmik Radyasyonlar
Birincil kozmik ışınların atom çekirdekleriyle reaksiyona girmeleri sonucunda
yüksek enerjili nötronlar, protonlar, pionlar oluşur. Bunların dışında ise 3H, 7Be, 14C, 10Be, 12Na ve 24Na gibi kozmogonik radyonüklitler üretirler. Bu kozmogonik
radyonüklitlere ikincil radyasyonlar denir (Ginzbur, 1964). Bu çarpışma işlemi
kaskat olarak adlandırılmaktadır. Müonlar veya fotonlar içinde bozunan diğer
pionlarda kaskatları başlatırlar. Protonlar ve nötronlar üst atmosferde absorblanmış
doz oranlarına önemli bir katkıda bulunur. Nötronlar elastik çarpışmalarla enerji
kaybederek yavaşlar ve atmosferde bulunan 14N ve 14C atomları tarafından
yakalanırlar. Nükleonik etki oranı, atmosferin alt tabakalarında daha azdır. Deniz
seviyesinde kozmik ışınların absorblanmış doz indeksi içindeki oranları sadece %2 -
%3 civarındadır. Bu orana en büyük katkı, çok yükseklerde yüklü pionların
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
27
bozunumu ile üretilmiş muonlar ve iyonizasyon sonucu ortaya çıkan elektronlardan
gelmektedir.
1.4 İnsan Vücudunda Bulunan Doğal Radyonüklitler
40K, 226Ra ve 238U’in bozunma ürünleri, insan vücudunda bulunan doğal
radyonüklitler olmakla beraber az miktarda 14C ve 3H’te insan vücudunda
bulunmaktadır. Bu radyonüklitler sindirim ve solunum yoluyla vücuda alınmaktadır.
Doğada bol miktarda bulunan potasyum, 70kg ağırlığındaki bir insanda ortalama
140mg bulunmaktadır. Bu miktar potasyumun aktivitesi yaklaşık 3.7×103µCi
civarındadır. Biyosferde bulunan karbon, hidrojen ve kozmogonik radyonüklitler,
kozmik ışın nötronlarının atmosferdeki azotla etkileşmeleri sonucu ortaya çıkarlar.
Havada bulunan kara kökenli radyoaktif maddeler genellikle uranyum ve
toryum serisi ürünleridir. Rüzgarlar aracılığı ile topraktan atmosfere çıkan tozlarda,
düşük oranlarda 40K’da vardır. Hava ortamında bulunan toz ve parçacıklardaki
radyoaktif maddeler, solunum yoluyla insan vücuduna girerler ve iç ışınlamalara
neden olurlar. İnsan, iç ışınlamalarda en büyük radyasyon dozunu 222Rn’den
almaktadır. Bu radyoaktif gaz atomları, yerde ve atmosferde difüzyonla ortaya çıkan
toryum ve uranyum atomlarının bozunuma uğraması sonucu üretilirler. Radon ve
toronun bozunma ürünlerine ek olarak, alfa-ışınları ve beta- ışınlarıyla birlikte gama-
ışınları da yayınlayan 210Po, 210Pb ve 210Bi atomları solunum yoluyla vücuda girerler.
İnşaat ve yapı malzemelerinden çıkan radyoaktif 222Rn, evlerde solunumla vücuda
alınan en önemli radyonüklittir (Karahan,1997).
1.5 Düşük Düzeyli Radyoaktivite Ölçümleri
İyonlaştırıcı radyasyonlarla yapılan çalışmalarda istenilen sonuca ulaşabilmek
ve zararlı biyolojik etkileri belirleyebilmek için radyasyon miktarının ne oranda
olduğunun bilinmesi gerekmektedir.
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
28
1.5.1 Düşük Düzeyli Radyoaktivite Ölçümünü Etkileyen Faktörler
Çevresel radyoaktivite ölçümleri düşük düzeylerde gerçekleştirildiğinden,
bunun için kullanılacak olan ölçüm cihazlarının yeterli hassasiyet ve güvenilirlikte
olması gerekmektedir.
Düşük düzeyli radyoaktivite ölçümlerinde öncelikle istenen yüksek verim ve
düşük doğal fon (background) sayımıdır. Düşük düzeyli radyoaktivite
belirlenmesinde uygun ölçüm sistemi seçilirken kantitatif bir büyüklükten
faydalanılmaktadır. Bu amaçla kullanılan yararlılık sayısı:
YS = E2 / B (3.1)
İfadesinden hesaplanmaktadır. (Theodorsson, 1996). Burada:
YS: Yararlılık Sayısı
E : Sayım Verimi
B : Doğal Fon Sayımı
temsil etmektedir. Özellikle birden fazla ölçüm sistemi arasında bir tercih yapılması
gerektiğinde yararlılık sayısı önem kazanmaktadır.
Denklem 3.1’den de görüldüğü gibi, düşük düzeyli radyoaktivite
ölçümlerinde önemli iki faktör sistemin sayım verimi ve doğal ortam sayımıdır.
1.5.1.1 Sayım Verimi
Sayım hızının, bozunma hızına oranı sayım verimi olarak tanımlanmaktadır.
Sayım verimini bulmak için aktivitesi bilinen standart kaynaklardan yararlanılır ve
dedektöre bu kaynaktaki bozunmalardan ne kadarının ulaşılarak sayılabildiğine
bakılır. Sayım verimi, E:
E = (kaydedilen sayım / kaynağın bozunma sayısı) × 100
olarak yazılabilmektedir. Yüksek sayım verimi elde etmek için, kaynaktan (örnekten)
çıkan parçacıklardan mümkün olduğu kadar çoğunun dedektöre ulaşmasının
sağlanması gerekmektedir. Bunun için, uygun örnek-dedektör geometrisi seçilmeli,
örnek içinde olabilecek örnek soğurması olabildiğince engellenmeli ve örnek ile
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
29
dedektör arasındaki uzaklık da olabilecek kinetik enerji kayıpları önlenmelidir
( Tykva ve Sabol, 1995 ).
Ölçüm işlemi gerçekleştirilirken uygun geometrik koşullar ve sayım verimi
sağlandıktan sonra, doğal fon sayımını azaltmak için uygun laboratuvar ortamının
hazırlanması gerekmektedir.
1.5.1.2 Doğal Fon Sayımı
Çevrede bulunan doğal radyasyon kaynakları, ölçümler esnasında sayım
sistemini de etkileyerek ortamın doğal fonunu yükseltecektir. Düşük aktiviteli
ölçümlerde doğal fonun oldukça önemli olduğundan bahsedilmişti. Düşük seviyeli
radyoaktivite ölçüm laboratuvarları oluştururken, ölçüm sistemi çevresinde doğal fon
düzeyini mümkün olduğu kadar azaltacak önlemler alınmalıdır. Doğal fonun
sayımını minimize etmek için, her şeyden önce ortamda doğal fona yol açan
kaynakların bilinmesi gerekmektedir.
Gama ve beta sayım sistemlerinde doğal fona yol açan faktörler daha
kompleks olup genel olarak, ortamdaki radyoaktif maddelerden ve kozmik ışınlardan
kaynaklanmaktadır. Ortamdaki radyoaktif kaynakların başında, yapı malzemelerinde
bulunan 238U, 232Th ve bunların bozunum ürünleri ile 40K gelmektedir. Ayrıca
dedektör ve zırh malzemelerindeki gama ve beta aktif radyoizotoplar da doğal fonu
arttırıcı unsurlardır.
Alfa sayım sistemlerinde doğal fona yol açan faktörler, gama ve beta sayım
sistemlerine nazaran daha az karmaşıktır. Alfa parçacıklarının menzilleri çok kısa
olduğundan doğal fona yalnız dedektör ve yakın çevresindeki malzemelerdeki
radyoaktif kirlenmeler ve dedektör etrafındaki havada var olan radon gazı yol
açmaktadır (Tykva ve Sabol, 1995; Theodorsson, 1996). Alfa sayım sistemleri
oluşturulurken malzeme seçimine çok dikkat edilmektedir. Ancak ölçülen örnekler
radyoaktif kirlenme için potansiyel kaynak durumunda olduğu için sayım esnasında
azami dikkatin gösterilmesi gerekmektedir.
Kozmik ışınlardan kaynaklanan doğal fon artışı da sayımları olumsuz yönde
etkileyeceği için üzerinde önemle durulması gereken bir konudur. Yüklü ve yüksek
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
30
enerjili kozmik ışınlar nedeniyle , zırhta enerjileri bir ile birkaç yüz MeV arasında
değişen ikincil radyasyon (foton, elektron ve nötronlar) oluşmaktadır. Sayım
sisteminin bu ışın ve parçacıklardan etkilenmemesi için ek önlemlerin alınması
gerekmektedir.
1.5.2 Zırhlama
Laboratuvar ortamındaki doğal fonu azaltmak için uygun malzemelerle zırhlama
yapılması gerekmektedir. Bu konu:
• Aktif zırhlama
• Pasif zırhlama
başlıkları altında ele alınabilir.
1.5.2.1 Aktif Zırhlama
Kozmik ışınlara karşı daha etkin bir koruma sağlamak için pasif zırhlamanın
yanı sıra aktif zırhlama da yapılabilmektedir. Bunun için ikinci bir dedektör (veya
dedektör topluluğu) anti-koinsidans devreye bağlı olarak örnek sayımında kullanılan
dedektörün etrafına yerleştirilmektedir. Anti-koinsidans devre sadece örnek
sayımında kullanılan ana dedektörden gelen sinyalleri değerlendirmekte, diğer
dedektör veya dedektörlerle eşzamanlı olarak gelen sinyalleri ise dikkate
almamaktadır. Şekil 1.4’de aktif ve pasif zırhlama bir arada görülmektedir
(Theodorsson,1996). Farklı zırhlama koşullarına ilişkin doğal fon ölçümleri ise
Çizelge 1.11’de yer almaktadır (Tykva ve Sabol,1995).
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
31
Şekil 1.4 Aktif ve pasif zırhlama
Çizelge 1.11 Değişik Zırhlama Düzenlemelerinin NaI(Tl ) Dedektör Doğal Fonuna Etkileri
ÖLÇÜM KOŞULLARI BACKGROUND (SAYIM/DAKİKA) Yer üstü laboratuvarı (A) 36
Yer altı laboratuvarı (B) 20
B + 10 cm Pb 7
B + anti-koinsidans 2,2
B + 10cm Pb + 5 cm Hg 0,5
1.5.2.2 Pasif Zırhlama
Pasif zırhlamada, backgroundu düşürerek sayım sisteminin etkilenmesini
önlemek amacıyla dedektör ve örnek uygun bir malzeme ile oluşturulan zırh içinde
tutularak sayım yapımı gerçekleştirilmektedir. Zırh işlemi yapılırken kullanılacak
malzemenin özellikleri önemlidir. Zırh malzemesi radyasyonun türüne bağlı olarak
değişiklik göstermektedir. Atom numarası ve yoğunluğunun yüksek oluşu nedeniyle
kurşun, gama ışınlarının zırhlamasında yaygın olarak kullanılan malzemelerden
biridir. Fakat içeriğinde, yarı ömrü yaklaşık 20 yıl olan 210Pb radyoizotopu
bulunduğu için yeterince eski kurşunun kullanılması tavsiye edilmektedir (Tykva ve
Sabol, 1995; Theodorsson, 1996). Kozmik ışınlar, zırh malzemesinden geçerken
1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER
32
ikincil radyasyonların oluşmasına yol açmaktadır. Bunları elimine etmek amacıyla,
ana zırh malzemesinin yanı sıra bir zırhlama daha yapılması gerekmektedir.
Dedektörle ana zırh malzemesi arasında yer alan bu zırh nötronları durdurmayı
hedeflediği için, hidrojen konsantrasyonu yüksek (polimerler veya parafin)
malzemeler tercih edilmektedir.
Kozmik ışınlardan kaynaklanan doğal fonu önlemek amacıyla, laboratuvarın
içinde yer aldığı binanın kendisinin de bir zırh görevi üstlenebileceği
düşünülmektedir (Theodorsson, 1996). Bu düşünceden hareketle düşük seviyeli
radyoaktivite ölçümü yapılacak olan laboratuvarların mümkün olduğu kadar
binaların en alt katında hatta yer altında kurulması tercih edilmektedir. Özel olarak
çok düşük doğal fon gerektiğinde, çalışma alanı terkedilmiş madenler veya özel
olarak inşa edilmiş, yerin onlarca metre altındaki sığınaklar tercih edilmektedir
(Merdanoğlu, 2004).
2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER
33
2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR
Bu bölümde tez konumuzla ilgili daha önce yapılmış çalışmalar özetlenmiştir.
Literatürde birçok ülkede veya bazı bölgelerde yapılmış gama radyasyonunun temel
seviyelerinin belirlenmesi çalışmaları vardır. ABD’de yapılan bir çalışmada yüzeye
yakın atmosferde bulunan doğal radyonüklitlerin aktivite konsantrasyonları
belirlenmiştir (Lal ve ark, 1967).
Atmosferdeki kozmik ışının iyonlaşmasını içeren çalışmalar da yapılmıştır
(Liboff, 1975).
Polonyalı bilim adamları tarafından Polonya’nın doğal radyasyon seviyesi
tayin edilmiştir (Niewiadomski ve ark, 1982).
ABD’de yapılan başka bir çalışmada ise ABD’ye içme suyu sağlayan
kaynaklarda bulunan radyum konsantrasyonları ve toplam alfa ile toplam beta
radyoaktivitesi tayini yapılmıştır (Cothern ve ark, 1983).
ABD’de yapılan diğer bir çalışmada, sadece toprakta bulunan doğal
radyonüklit konsantrasyonları belirlenmiştir (Myrick ve ark, 1983).
İstanbul içi Gama Radyasyon ölçümleri gerçekleştirilmiştir (Yaşar ve ark,
1984).
Türkiye Kaplıca ve Maden sularında Doğal Radyoaktivite tayini çalışmaları
yapılmıştır (Alkan ve Göksel, 1984).
Tayvan’daki doğal radyasyonun her bölgedeki değişimi ve toplam doz
eşdeğerleri hesaplamıştır (Tieh ve ark, 1989).
ÇNAEM ve İTÜ Nükleer Enerji Enstitüsü ortak çalışmasında çeşitli içme
sularındaki radyoaktivite tayini çalışmaları yapılmıştır (Tuncer, 1991).
Irak’ın çevresel gama radyasyon dozunu tayin edilmiştir (Marouf ve ark,
1992).
UNSCEAR tarafından 1993 yılında yayınlanan raporda ev içi ve ev dışı
karasal gama radyasyon ölçümleri Çizelge 2.1’de verilmektedir.
2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER
34
Çizelge 2.1 Değişik ülkelerde havada ölçülmüş ev içi ev dışı karasal gama radyasyon dozları (UNSCEAR,1993)
Ülke Adı Ev İçi
(nGy/saat )
Ev Dışı
(nGy/saat)
Avustralya 103 70
Belçika 58 43
Bulgaristan 75 70
Kanada 28
Danimarka 63 38
Finlandiya 80 65
Mısır 14-210 32
Fransa 10-250 75
Almanya 70 40-350
Yunanistan 42
Hong Kong 37-113
Endonezya 55
Hindistan 20-1100
İtalya 86 70-500
Japonya 50 50-100
Hollanda 30-100 10-60
Dünya
Ortalaması 70 55
Hindistan’ın güney batı kıyılarında, yeniden doğal background radyasyon
alanı belirleme çalışmaları yapılmıştır (Radhakrishna ve ark, 1993). Hindistan’ın
güney batısında bulunan Karnataka şehrine nükleer ve termal güç istasyonlarının
kurulmasından dolayı bu çalışmalar yeniden yapılmıştır. Çalışmalarda hava, toprak
ve deniz kumundaki radyonüklit seviyelerinin tayin edilmesi amaçlanmıştır. Yapılan
termolüminesans dozimetrik çalışmaları, bu yerleşim yerindeki havada yüksek
oranda gama radyasyon dozu olduğunu göstermiştir. Özellikle güneybatıda bulunan
2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER
35
Mangalore sahilinde havada önemli sayılabilecek düzeyde gama radyasyon dozu
bulunmuştur. Ayrıca bu bölgenin toprak ve deniz kumu örneklerinde yapılan gama
spektrometrik analizinde de background radyasyonu oldukça yüksek bulunmuştur.
Havada ölçülen gama radyasyon dozu 44 ile 2102 nGy.saat-1 arasında bulunmuştur.
Bu çalışmada Mangalore yakınındaki Ullal sahilleri yüksek radyasyon bölgesi
olarak tespit edilmiş ve bu bölgeden 2 toprak, 1 tanede kum örneği alınmıştır. Toprak
örneklerindeki 232Th, 238U ve 40K radyonüklitlerinin ortalama aktivitesi sırayla 2971
Bq.kg-1, 546 Bq.kg-1 ve 268 Bq.kg-1’ bulunmuştur. Kum örneklerindeki 232Th, 238U
ve 40K radyonüklitlerinin ortalama aktivitesi ise sırayla 1842 Bq.kg-1 , 374 Bq.kg-1 ve
158 Bq.kg-1 ‘dır. Havadaki gama radyasyon dozu ölçümleri BARC, Bombay
tarafından sağlanan termolüminans dozimetresinde gerçekleştirilmiştir. Toplanan
toprak ve kum örnekleri ise BARC tarafından 226Ra, 232Th ve 40K ile kalibre edilen
133 cm’lük yüksek saflıkta Germanyum detektöründen oluşan gama
spektrometresinde gerçekleştirilmiştir.
Başka bir çalışmada ise Orta Mısır ve Delta Nehri’nden alınan topraklardaki
radyoaktivite seviyesi belirlenmiştir (Ibrahiem ve ark, 1993). Bu çalışmada Orta
Mısır toplam 13 bölgeye ayrılmış ve her bölgeden çeşitli toprak örnekleri alınmak
üzere toplam 162 toprak örneği alınmıştır. Bu çalışmada alınan toprak örneklerinin
radyonüklit konsantrasyonu yüksek saflıktaki Germanyum spektrometresi
kullanılarak ölçülmüştür. 40K, 232Th ve 226Ra serilerinin elde edilen
konsantrasyonlarının kuru ağırlıkları Bq/kg cinsinden, absorblanan doz oranı ise
nGy/saat cinsinden ifade edilmiştir. Topraktaki 137Cs konsantrasyonunun aktivitesi
ise Bq/m2 cinsinden ifade edilmiştir. 40K’ın 1460 keV’lik gaması farklı örneklerdeki 40K konsantrasyonunu tanımlamaktadır. 661,66 keV’lik gama geçiş enerjisi ise 137Cs
konsantrasyonunu tanımlamaktadır. 214Pb için 351,9keV, 214Bi için ise 609,3keV,
768,4 keV, 1120,3 keV, 1238,1 keV, 1764,5 keV’lik gama geçiş enerjileri 238U
serisinin konsantrasyonunu tanımlamaktadır. 228Ac için 338,4 keV, 208Tl için
583,1 keV, 228Ac için 911,1 keV, 968,9 keV ve 974,7 keV’lik gama geçiş enerjileri 232Th serisinin konsantrasyonunu tanımlamaktadır.
Amerika’nın Louisiana eyaletinde yapılan bir çalışmada ise basit teknikler
kullanarak toprağın radyoaktivitesi analiz edilmiştir (Meriwether ve ark, 1995).
2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER
36
Arizona’da yapılan başka bir çalışmada yer altı sularının radyoaktivitesinin
ölçümü gerçekleştirilmiştir (Holbert ve ark, 1995). Fakat bu çalışmada farklı
kimyasal metotlar kullanılmıştır.
Türkiye’de yapılan başka bir çalışmada İstanbul’un çevresel doğal
radyoaktivitesinin tayini yapılmış ve yıllık etkin doz eşdeğerleri hesaplanmıştır
(Karahan, 1997). Bu çalışmada toprak, su hava ve gıdalardaki doğal radyoaktivite
değerleri seviyesi tespit edilmiştir. Topraktaki doğal radyoaktivitenin tespiti için
İstanbul ve çevresinden 35 farklı yerden 105 toprak örneği alınmıştır. Toplanan
örnekler özellikle ekilmemiş alanlardan 0-10cm derinlikten alınmıştır. Toplanan
örnekler kurutulup, ezilip homojen hale getirildikten sonra 1000mL kapasiteli
Marinelli kaplarına konulmuş ve dengeye gelmesi için ağzı iyice kapatılıp 1 ay
süresince bekletilmiştir. Daha sonra bu toprak örnekleri yüksek çözünürlüklü gama
ışını spektrometresinde analiz edilmiş ve radyonüklitlerin konsantrasyonları
belirlenmiştir. Bu toprak analizi sonucunda, 238U serisini temsilen 226Ra, 214Pb ve 214Bi radyonüklitleri, 232Th serisini temsilen 228Ac, 212Pb, 212Bi ve 208Tl
radyonüklitleri ve 40K, 137Cs radyonüklitlerinin aktiviteleri bulunmuştur. Bunların
ortalamaları alınarak 238U ve 232Th aktiviteleri bulunmuştur. Ayrıca bu çalışmada
İstanbul yöresine ait 15 farklı içme suyu örneği alınmış ve gaz akışlı orantılı
sayıcılarda toplam α ve toplam β aktiviteleri hesaplanmıştır. İstanbul halkının içme
suyu olarak kullandığı suların tamamında ölçülen toplam α ve toplam β
radyoaktivite sonuçlarının, Dünya Sağlık Örgütü’nün (WHO) içme suları için tavsiye
ettiği, alfa radyoaktivitesi üst limiti olan 0,1Bq/l ve beta radyoaktivitesi üst limiti
olan 1Bq/l sınırlarını aşmadığı gözlenmiştir. Yine bu çalışmada İstanbul ve
çevresindeki birçok noktada gama radyasyon ölçümleri gerçekleştirilmiştir.
Ölçümlerde Reuter Stokes RS 111 modeli yüksek basınçlı iyon odası tipi portatif
çevresel radyasyon monitörü kullanılmıştır. Ölçümler yer seviyesinden 1m yüksekte
gerçekleştirilmiştir. Havada ölçülen absorblanmış doğal gama radyasyon dozu
ortalama 69 nGy/saat olmakla birlikte 38 nGy/saat ile 105 nGy/saat arasında
değiştiği gözlenmiştir. Yapılan analiz sonuçlarına göre İstanbul’da yapılan bu
çalışmada 238U ve 232Th serilerinin ortalama aktiviteleri yaklaşık olarak 20 Bq/kg ve
33 Bq/kg bulunmuştur. 40K’ın aktivitesi ise ortalama 342Bq/kg olmakla birlikte
2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER
37
117 Bq/kg ’den 1204 Bq/kg ’a değiştiği gözlenmiştir. Bilindiği gibi 137Cs doğada
doğal olarak mevcut değildir. Bazı toprak örneklerinde 137Cs bulunmasının nedeni
nükleer kazalar sonucu oluşan radyoaktif serpintilerden kaynaklanmaktadır. 137Cs’nin aktivitesi ise 1,5 Bq/kg ’dan 81 Bq/kg ’a değiştiği gözlenmiştir.
İran’da yapılan bir çalışmada ise içme sularındaki 226Ra dozu tayin edilmiştir
(Sohrabi ve ark, 1999).
Bu alandaki başka bir çalışma Yunanistan’ın Thessaloniki bölgesinde
yapılmıştır (Papestefanou ve ark, 1999). Bu çalışmada Çernobil kazasından önce
havada ölçülen background radyasyonu ile kazadan sonra havada ölçülen
background radyasyonunun karşılaştırılması amaçlanmıştır. Ölçümlerde γ ışını
sintilasyon dedektörü kullanılmıştır. Çernobil kazası öncesi havada ölçülen
absorblanmış gama radyasyon dozunun 87 nGy/saat olduğu görülmüştür. Bu değerin
%60’ının karasal radyasyondan, %40’ının ise kozmik radyasyondan geldiği tespit
edilmiştir. Kazadan sonra ise bu değerlerin 2 katına çıktığı gözlenmiştir.
Diğer bir çalışmada İspanya’nın kuzey batısında bulunan Ebro Nehri’nin
yüzey sularındaki doğal radyoaktifliği tayin etmek amaçlanmıştır
(Pujol ve ark,2000). Bu çalışmada nehir suyundaki alfa ve beta aktiviteleri analiz
edilmiştir. Bu analiz sonucunda nehir suyundaki alfa aktivitesi 0,095±0,004 Bq/l,
beta aktivitesi ise 0,213±0,012 Bq/l bulunmuştur.
Pakistan’da yapılan bir çalışmada ise Peshawar Ovası’ndaki Shewa Shahbaz
Garhi volkanik kompleksinin doğal radyoaktivite değerleri hesaplanmıştır
(Amanat ve ark, 2002). 42 tipik kaya örneği toplanmış ve bunların 238U, 232Th ve 40K
gibi radyonüklitlerin radyoaktivitesi HpGe detektörlü gama ışını spektrometresinde
ölçülmüştür. 238U ‘in aktivitesi 11 Bq/kg ’dan 79 Bq/kg ’a değişim göstermekle
birlikte ortalama aktivitesi 51±16 Bq/kg değerinde bulunmuştur. 232Th’nin ortalama
aktivitesi ise 70±20 Bq/kg’dır. Ayrıca 40K’ın ortalama aktivitesi 1272±367 Bq/kg
olmakla beraber 228 Bq/kg ile 1853 Bq/kg arasında değiştiği görülmüştür. Havada
absorblanan gama doz oranı da her yer için 1m yükseklikte hesaplanmış ve ortalama
absorblanan gama doz oranının 119 nGy/saat olmakla birlikte, 27 nGy/saat ile
165 nGy/saat değerleri arasında değiştiği görülmektedir. Bu çalışmada Bq/kg ’ı
pGy/h ’e çevirmek için 40K için 42, 238U için 462 ve 232Th için 604 faktörü
2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER
38
kullanılmıştır (UNSCEAR 2000). Çalışma sonucunda, 40K, 238U ve 232Th’nin
ortalama konsantrasyonlarının, UNSCEAR 2000 raporunda yayınlanan 40K için
400 Bq/kg, 238U için 35 Bq/kg ve 232Th için 30 Bq/kg olan dünyadaki ortalama
değerden daha yüksek olduğu bulunmuştur. Özellikle yaşlı kayaların daha radyoaktif
olduğu gözlenmiştir. Ayrıca havada absorblanan doz oranı ortalaması olarak
bulunan 119±29 nGy/saat’in ise UNSCEAR 2000 raporunda dünya ortalaması olan
51±16 nGy/saat’ den daha yüksek olduğu bulunmuştur. UNSCEAR 2000 raporunda
havada absorblanan gama doz oranının İtalya için 50 nGy/saat , Brezilya için
81 nGy/saat ve Pakistan için ise 59 nGy/saat olduğu bildirilmiştir.
Başka bir çalışma da İsveç nüfusunun dış kaynaklardan aldığı yıllık
radyasyon dozu hesaplanmıştır (Rybach ve ark, 2002).
Benzer bir çalışmada Tanzanya’nın background radyasyon doz oranları ve
radyoaktifliği incelenmiştir (Banzi ve ark, 2002). Bu çalışmada 5 farklı yerden
ölçümler alınmıştır. Ölçüm alınan yerlerin ortalama background radyasyon doz oranı
104 nGy/saat olarak bulunmuştur. Ayrıca bu çalışmada Tanzanya’daki fosfat
madenlerinin radyoaktifliği belirlenmiştir. Bu madende havada ölçülen ortalama doz
oranı 1415±28 nGy/saat bulunmuştur. Bu değerin Kuzey Tanzanya bölgesinde
ölçülen ortalama doz oranı 98 nGy/saat’ten oldukça yüksek görülmüştür. Fosfat
seviyesinin ortalama aktivitesi 226Ra için 5760±107 Bq/kg, 228Ra için 497±5 Bq/kg, 232Th için 350±6 Bq/kg ve 40K için 280±5 Bq/kg değerleri bulunmuştur. Bulunan bu
değerlerin UNSCEAR tarafından yayınlanan fosfattaki yüksek radyoaktiflik
değerinden daha da yüksek olduğu görülmüştür.
Yapılan bir çalışmada, dünyadaki nükleer silah denemelerinin yapıldığı
yerlerin yanında bulunan yerleşim yerlerindeki insanların maruz kaldıkları radyasyon
dozu hesaplanmıştır (Simon ve ark, 2002). Özellikle 1946 ve 1980 yılları arasında
pek çok yerleşim yerinde nükleer silah denemeleri yapılmaya başlanmıştır. Bu
denemeler sonucunda oluşan radyoaktif enkazlar radyoaktif serpintilere yol açıp,
insanlar için risk oluşturmaktadır.
Bu çalışmada Oman’ın Sultanate bölgesinde karasal dış gama radyasyon
ölçümü gerçekleştirilmiştir (Goddard, 2002). Geiger Muller dedektörü kullanılarak
512 farklı yerleşim yerinden yaklaşık yerden 1m yüksekte ölçümler alınmıştır.
2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER
39
Toprak ve kaya örneklerindeki konsantrasyonun aktivitesini belirlemek için ise 112
yerleşim yerinden örnekler alınarak, ölçümler gama spektrometresi ile
gerçekleştirilmiştir. Bu ölçümler sonucunda en yüksek karasal gama doz oranı
110 nGy/saat olarak belirlenmiştir. Diğer yerleşim merkezlerinden Batinah ve
Muskat bölgelerinde ise, gama doz oranı sırasıyla 38,5 nGy/saat (0,29 mSv/yıl) ve
44,9 nGy/saat (0,34 mSv/yıl) ’dır. Tüm yerleşim bölgelerinden alınan gama doz
oranlarının ortalaması ise 39,8 nGy/saat (0,30 mSv/yıl) olarak belirlenmiştir. Oman
bölgesinde kireçtaşı bulunmasından dolayı bu bölgeden alınan toprak ve kaya
örneklerindeki radyonüklitlerin konsantrasyonu oldukça düşüktür. Bu örneklerdeki
ortalama doz oranı dünya ortalaması olan 0,45 mSv/yıl değerinin oldukça altında
bulunmuştur.
Başka bir çalışmada, Hindistan’ın Karnataka bölgesinde bulunan Mysore
şehrinin doğal background radyasyonu belirlenmiştir (Sannappa ve ark,2003).
Diğer bir çalışma da Kazakistan’da ki Semipalatinsk bölgesinde yapılmıştır
(Simon ve ark,2003). Bu çalışmada bu bölgede yapılan nükleer silah denemeleri
sonucu maruz kalınan radyasyon doz oranları belirlenmiştir.
Yapılan başka bir çalışma ise Hindistan’ın Orissa bölgesindeki yüksek
background radyasyonuna sahip Chhatrapur sahillerinde gerçekleştirilmiştir
(Mohanty ve ark,2004). Bu çalışmada, bu bölgedeki toprakta bulunan 232Th, 238U ve 40K radyoaktif elementlerin konsantrasyonunun ortalama aktivitesi, gama ışını
spektrometresi kullanılarak ölçülmüştür. Bu çalışmada 232Th, 238U ve 40K’ın
konsantrasyonlarının ortalama aktivitesi sırayla 2500±1850 Bq/kg , 230±140 Bq/kg
ve 120±35 Bq/kg bulunmuştur. Havada absorblanan gama doz oranının ortalama
1625±1200 nGy/saat olmakla birlikte 375 nGy/saat ile 5000 nGy/saat değerleri
arasında değiştiği bulunmuştur.
Başka bir çalışmada Tekirdağ’ın çevresel doğal radyoaktivitesinin tayini
yapılmıştır (Kam, 2004). Bu çalışmada Tekirdağ ili ve çevresinden hava, toprak ve
su örnekleri alınmıştır. Açık havada, toprak yüzeyinden 1m yükseklikte, 1 saat
süreyle gerçekleştirilen ölçümler sonucu, µR/saat olarak elde edilen gama ışınlama
doz hızı değerleri nGy/saat’e dönüştürülmüş ve bu bölgeye ait bazı yerleşim
yerlerinin gama doz hızı değerleri elde edilmiştir. Tekirdağ ili ve çevresinde ölçülen
2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER
40
gama doz hızı değerlerinin ortalaması 43.27 nGy/saat’tir. Bu çalışmada alınan toprak
örnekleri genelde ekilmemiş alanlardan alınmıştır. Toprak örnekleri yabancı
maddelerden temizlendikten sonra, toprak içinde bulunan radon ve toron gibi
bozunma ürünlerinin dengeye gelmeleri için 1 ay süreyle bekletilmiştir. Daha sonra
gama spektrometresi cihazına konularak 50.000 saniye sayılmıştır. Sayım işlemi her
radyoizotopun yayınladığı fotoelektrik pik enerjisine göre kalibre edilmiş enerji
aralığında gerçekleştirilmiştir. Yapılan sayım sonucunda, 238U’ın aktivitesi 10 Bq/kg
ile 61 Bq/kg arasında değişmekle birlikte ortalama aktivitesi 25Bq/kg olarak
bulunmuştur. 232Th’nin aktivitesi 16 Bq/kg ile 110 Bq/kg arasında değişmekle
birlikte ortalama aktivitesinin 37 Bq/kg olduğu görülmüştür. Çalışma bölgesinden
alınan toprak örneklerindeki 40K’ın aktivitesi 297 Bq/kg ile 1466 Bq/kg arasında
değişmekle birlikte ortalama aktivitesinin 609 Bq/kg olduğu saptanmıştır. Toprak
örneklerinde fisyon ürünü olan 137Cs radyoizotopuna rastlanmıştır. 137Cs’ın en
yüksek aktivite değeri ise 22 Bq/kg olmakla beraber ortalaması 5,40 Bq/kg olduğu
bulunmuştur. Bu çalışmada toplanan su örneklerinden, Kayı ve Yenice bölgesine ait
su örneklerinde bulunan alfa radyoaktivite değerlerinin üst limit değeri olan 0,1Bq/kg
değerini aştığı görülmüştür. Bu çalışmada toplanan su örneklerindeki beta
radyoaktivite değerlerinin, üst limit değeri olan 1 Bq/kg değerinin altında olduğu
belirlenmiştir.
Çanakkale’ye bağlı Ezine ilçesi civarındaki köylerden alınan su, toprak ve
granit örneklerindeki radyoaktivite seviyelerinin belirlenmesinin hedeflendiği bir
çalışmada toplam 7 tane su, 9 tane toprak örneği alınmıştır. Alınan su örneklerinin
toplam alfa ve toplam beta seviyeleri tayin edilmiştir (Merdanoğlu, 2004). Bu
çalışmada toplanan su örnekleri içinden sadece Kemallı ve Alemşah köylerindeki
alfa radyoaktivite sonuçları, Dünya Sağlık Örgütü’nün (WHO) içme suları için
belirlediği üst limit değeri olan 0,1 Bq/l sınırını aştığı görülmüştür. Ölçülen su
örneklerindeki beta radyoaktivitesi için ise WHO ’un içme suları için belirlediği üst
limit değeri olan 1 Bq/l değerinin altında sonuçlar elde edilmiştir. Alınan toprak
örneklerinde bulunan 238U ve 232Th’a ait radyoaktivite konsantrasyonları, bu
radyonüklitlerin bozunma ürünleri olan doğal radyonüklitler yardımıyla tayin
edilmektedir. Bu tez çalışmasında 238U ve 232Th aktiviteleri, bu iki seride bulunan
2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER
41
radyonüklitlerden bollukları yüksek olanların ortalamaları alınarak hesaplanmıştır.
Bu çalışmada 238U’in aktivitesinin 78 Bq/kg ile 157 Bq/kg değerleri arasında
değişmekle birlikte ortalama aktivitesi 107 Bq/kg olduğu gözlenmiştir. 232Th’nin
aktivitesi ise 152 Bq/kg ile 276 Bq/kg değerleri arasında değişmekle birlikte
ortalama aktivitesinin 192 Bq/kg olduğu gözlenmiştir. Çalışma bölgesinden alınan
toprak örneklerindeki 40K’ın aktivitesi, 1015 Bq/kg ile 1484 Bq/kg arasında
değişmekle birlikte ortalama aktivitesinin 1207 Bq/kg olduğu gözlenmiştir. Yapılan
çalışmalar sonucunda toprak örneklerinde, fisyon ürünü olan 137Cs radyoizotopuna
rastlanmıştır. 137Cs’ın en yüksek aktivite değerinin ise 36 Bq/kg olduğu görülmüştür.
Malezya’nın Johor bölgesindeki Polong’ta yapılan bir çalışmada, doğal
radyasyonun yüksek olduğu bir alan seçilmiş ve bu alandaki çevresel 238U ve 232Th
konsantrasyonlarının aktiviteleri ölçülmüştür (Ramli ve ark, 2005). Toprakta
bulunan 238U konsantrasyonunun değerinin 58,8 Bq/kg ile 484,8 Bq/kg arasında, 232Th konsantrasyonunun değerinin ise 59,6 Bq/kg ile 1204 Bq/kg değerleri arasında
değiştiği saptanmıştır.
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
42
3. MATERYAL VE METOD
3.1 Sularda Örneklerinde Radyoaktivite Tayini
Suyun radyolojik yönden incelenmesi veya doğal radyoaktivitesinin
belirlemesi, insan sağlığını doğrudan ilgilendirdiği için oldukça önemlidir. Özellikle
sularda alfa ve beta radyoaktivite seviyelerinin tayini, iç radyasyon tehlikeleri
oluşturmaları bakımından üzerinde önemle durulması gereken bir durumdur. Daha
önce bahsedildiği gibi standartlarda alfa ve beta radyoaktivite seviyelerine ilişkin
limitler saptanmıştır. Dünya Sağlık Örgütü’nün içme suları için tavsiye ettiği sınır
değerler suyun, ömür boyu tüketilmesi durumunda insanın alacağı radyasyon
dozunun sağlık yönünden herhangi bir risk oluşturmaması fikrinden hareketle tespit
edilmiştir. Toplam radyoaktivite ölçümleri, uygun koşullarda hazırlanarak sayım
planşetlerine aktarılan su örneklerinin, detektör sistemi ile alfa ve beta
parçacıklarının sayımı ile gerçekleştirilmektedir.
Günümüzde çevre örneklerindeki radyoaktivite değerlerini tayin etmek için
birçok gelişmiş yöntemler kullanılmaktadır. Bunlardan, gaz dolgulu detektör sınıfına
giren, gaz akışlı orantılı detektörler doğal radyoaktivite ölçümünde en yaygın
kullanımı olanlardır. Diğer yöntemlere göre düşük maliyetli olmaları ve sonuca
çabuk ulaşılmasını sağlamaları en önemli avantajlarıdır (NCRP 50, 1978).
Gaz dolgulu detektörler, ölçülecek parçacığın gaz molekülleriyle
etkileşmesiyle, gaz moleküllerinin iyonlaşması esasına dayanmaktadır. Alfa ve beta
parçacıkları ile düşük enerjili gama fotonlarının düşük aktivite ölçümlerinde
kullanılabilmektedir.
Gaz dolgulu detektörler, iki elektrot arasında uygun gazla dolu bir aygıt
olarak ele alınabilirler. Voltaj uygulandığı zaman bu elektrotlar arasında elektrik
alan oluşacaktır. Radyoizotopun yayımladığı parçacıklar bu gazın içinde kinetik
enerjilerinin bir kısmını kullanarak gaz moleküllerinden elektronları koparmakta ve
pozitif iyonlar oluşturmaktadır. Şekil 3.1’de gaz dolgulu detektörlerin temel şeması
verilmiştir (http://www.taek.gov.tr/bilgi/radyasyon/radyasyonvebirimleri.html).
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
43
Düşük değerli elektrik alanda oluşan akımın voltaj bağımlılığı yoktur.
Voltajın değeri birim zaman ve hacimde oluşan iyon çiftlerinin sayısını
etkilemektedir. Bu iyonizasyon odalarının bir karakteristiğidir. Yüksek hassasiyeti ve
radyasyonun enerjisini ölçebilmesi için bu tip detektörlerin tercih edilmesini sağlar.
Genel olarak çevresel gama ve kozmik radyasyon ölçümünde kullanılırlar.
Uygulanan voltajın arttırılmasıyla gaz amplifikasyonu oluşmakta, iyonlar
elektrik alanda ivme kazanmaktadır. Elektrik alanın artmasıyla bu amplifikasyon da
artar ( 103- 104 mertebesinde amplifikasyon sağlanır). Neticede oluşan şarj birincil
iyonizasyonun oluşturduğu şarjla orantılıdır. Dolayısıyla çıkış sinyalinin genliği,
gazla etkileşen parçacığın enerjisiyle orantılıdır. Parçacığın tüm kinetik enerjisi gaz
içinde absorblanırsa ve oluşan şarj verimli bir şekilde toplanabilirse orantılı gaz
detektörü spektrometrik analiz için de kullanılabilmektedir.
Şekil 3.1 Gaz Dolgulu Detektörlerin Temel Çalışma Şeması
Orantılı gaz detektörlerinin tersine, belirli bir voltaj aralığında oluşan
iyonizasyon miktarı değişmeyen bir detektör de Geiger-Müller sayacıdır ( 108
mertebesinde amplifikasyon sağlar). Oluşturduğu amplifikasyon sebebiyle tamamen
iyonlaşma sağlanmakta öyle ki tüm çıkış voltajı değerleri aynı genliğe sahip
olmaktadır (Tykva ve Sabol, 1995; Theodorsson, 1996).
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
44
Toplam alfa ve toplam beta radyoaktivite sayımları için ince pencereli, iyi
zırhlanmış, gaz akışlı orantılı sayıcı kullanılması uygun olmaktadır. Alfa ve beta
parçacıkları kısa mesafelerde tüm enerjilerini aktararak gaz atomlarını iyonize
ederler ve gazın yapısını da bir miktar bozabilirler. Doğru bir sayım elde edebilmek
için detektörde sabit miktarda ve aynı özellikte gazın bulunması gereklidir. Bu
sayıcılar, düşük seviyeli radyoaktivite ölçümü için gereken düşük doğal fon ve
yüksek verim şartlarını yerine getirmektedirler.
Sularda toplam alfa ve beta radyoaktivitesi tayin edilirken dikkat edilmesi
gereken önemli bir konu örnek soğurması konusudur. Buharlaştırma sonucu elde
edilen rezidü miktarı fazla olursa örnek soğurması yüksek olmaktadır. Buna, örnek
içindeki parçacıklardan bir kısmının detektöre ulaşmadan kendi içinde yutulmaları
yol açmaktadır. Bu durumda daha az parçacık detektöre ulaşacağından sayım verimi
olumsuz yönde etkilendiği için önemle üzerinde durulması gereken bir konudur.
Örnek soğurmasını önlemek için planşetteki rezidünün yüzeysel yoğunluğunun,
toplam alfa analizi için üst sınır değer olan 5mg/cm2 ve toplam beta analizi için
10mg/cm2 değerlerini aşmamasına dikkat edilmelidir (Ataksor,2002).
Toplam alfa ve beta radyoaktivitesi tayin edilirken önemli olan bir konu da,
kullanılan ölçüm sistemi ile ölçülebilecek olan minimum aktivite miktarı (Minimum
Detectable Activity, MDA) dır. Bu büyüklüğü hesaplarken,
(3.2) bağıntısından yararlanılır (NCRP 58, 1985). Burada:
MDA: pCi/g cinsinden ölçülebilen minimum aktivite miktarı
B : Doğal fon (sayım/ dakika)
M : Örneğin kütlesi ( g)
E : Sayım Verimi
B1/2
MDA = ──────── (pCi/g) 2,22×M×E
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
45
Denklem 3.2’deki 2,22 çarpanı, dakikadaki bozunma ile pCi arasındaki dönüşüm
faktörünü göstermektedir (NCRP 58, 1985).
3.2 Toprak Örneklerinde Radyoaktivite Tayini
Toprak ve kayalarda bulunan en önemli doğal radyasyon kaynakları 40K ile 238U, 232Th ve bozunum ürünleridir. Bu radyoizotoplar insanlarda iç ve dış radyasyon
dozlarına neden olmaktadır. İç ışınlamalara toprak ve kayalardan atmosfere geçen 222Rn ve bozunum ürünlerinin solunması ve ayrıca ekili alanlarda topraktan besinlere
geçen radyoizotopların insanlar tarafından tüketilmesine yol açmaktadır. Dış
ışınlamalar ise uranyum ve toryum serilerindeki gama bozunumu yapan
radyoizotoplardan ve 40K’dan kaynaklanmaktadır. 238U ve 232Th serilerindeki bolluğu
%2’nin üzerinde olan gama pikine sahip radyoizotoplar, enerjileri ile birlikte Çizelge
3.1 ’de verilmektedir (Theodorsson,1996).
Dış ışınlama açısından önemli olan gama radyoaktivite seviyeleri
belirlenirken de yine detektör ve örneğin en uygun sayım geometrisine göre
yerleştirilmesi gerekmektedir. Bu amaçla yüksek verim sağlamaları bakımından
marinelli kapları tercih edilmektedir. Bu kaplar örnek miktarının fazla olduğu
durumlarda optimum dağılımı sağlamaktadır. Marinelli kaplarının şekil ve boyutları,
detektör boyutlarına ve sağlanabilen örnek miktarına bağlı olarak değişmektedir.
Marinelli kabına ait bir resim Şekil 3.2’te verilmektedir. Bu yerleşim geometrisinde
detektör marinelli kabının ortasındaki boşlukta yer aldığı için örnek tarafından
çevrelenmekte ve daha çok gama ışınının detektöre ulaşması sağlanarak verim
yükseltilmektedir.
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
46
Çizelge 3.1 238U ve 232Th serilerindeki radyoizotoplara ilişkin gama pikleri (Theodorsson,1996)
Radyonüklit
Enerji
(keV)
238u
Atomunun
Bozunumu
Başına %
Bolluk
Radyonüklit Enerji
(keV)
238u
Atomunun
Bozunumu
Başına %
Bolluk 238U 232Th
Toryum-234 63,0
92,4
92,8
4,5
2,6
2,6
Aktinyum-228 129,1
209,3
270,2
463,0
794,7
911,1
964,6
969,1
1588,0
2,2
3,8
11,2
4,5
4,3
26,6
5,1
16,2
3,3
Radyum-226 186,2 3,5 Radyum-214 241,0 4,1
Kurşun-214 242,0
295,2
351,9
7,1
18,1
35,1
Kurşun-212 238,6
300,1
43,5
3,3
Bizmut-214 609,3
768,4
934,6
1120,3
1238,1
1377,6
1408,0
1509,2
1729,6
1764,5
1847,4
2204,2
44,6
4,8
3,1
14,7
5,8
3,9
2,4
2,1
2,9
15,1
2,0
5,0
Bizmut-212
Talyum-208
727,0
278,0
583,0
860,4
2614,7
7,3
2,3
30,7
4,6
35,6
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
47
Şekil 3.2 Marinelli kabı
Düşük düzeyli radyoaktivite ölçümlerinde, yarı iletken detektörler ve
sintilasyon detektörleri yaygın olarak kullanılmaktadırlar. Yarı iletken detektörlerin
en büyük üstünlüğü, enerji ayırma güçlerinin çok iyi olmasıdır. Yani birbirine çok
yakın pikleri kolaylıkla ayırt edilebilmektedir. Bu nedenle de spektrometrik gama
analizlerinde yaygın olarak kullanılmaktadırlar.
Yarı iletken detektörler, katı hal iyonizasyon odaları olarak düşünülebilir.
Katı hal detektörlerinin yapımında en çok germanyum ve silisyum kullanılmaktadır.
Katı hal detektörlerinde, gelen radyasyon, kristal ile etkileşerek enerjisini kaybeder.
Bu etkileşmeler sonucunda kristal atomlarından kopartılan yüksek enerjili elektronlar
diğer elektronlarla etkileşerek elektron-boşluk, yani iyon çiftleri meydana getirirler
ve yaklaşık 10-12 sn gibi çok kısa süre içinde olay kararlı hale gelir. Biriken bu yük,
dışardan uygulanan bir elektrik alanı ile kristal boyunca sürüklenir ve bir elektrik
sinyali elde edilir. Bu olay Şekil 3.3’de şematik olarak verilmiştir.
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
48
Şekil 3.3 Yarı iletken detektörlerin temel çalışma Prensibi
Kristal içinde meydana gelen ve temas yüzeylerinde toplanan yük miktarı,
radyasyon cinsinden bağımsız olarak yalnızca soğurulan enerjiyle orantılıdır. Bir
elektron çifti meydana gelmesi için gereken enerji yarı iletkenlerde 3 eV, gaz
iyonizasyon odalarında 30eV ve sintilasyon dedektörlerinde 300eV civarındadır.
Enerjisi 1keV-60keV arasında olan fotonlar Si(Li) dedktörleri ile, 5keV ile 10 Mev
arasında olanlar ise Ge(Li) veya saf Ge(HPGe) dedektörleri ile ölçülmektedir. Her üç
dedektör de sıvı azot sıcaklığında (77º K) çalışmaktadır. Bunun nedeni, Si ve Ge
kristalleri içine yerleştirilmiş bulunan lityum atomlarının yüksek sıcaklıklarda çok
hareketli olmasıdır. Son yıllarda geliştirilen yüksek saflıktaki germanyum
dedektörleri oda sıcaklığında muhafaza edilebilmektedir. Katı hal dedektörünün
kesiti Şekil 3.4’te görülmektedir (Bilge,1985;Debertin and Helmer,1988; Gillmore
and Hemingway)
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
49
Şekil 3.4 Katı hal dedektörünün kesiti (Bilge,1985; Debertin and Helmer,1988; Gillmore and Hemingway,1995)
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
50
3.3 Deney Düzeneklerinin Tanıtılması
Çalışmamız sırasında, toplam alfa-beta sayımlarında, gama spektrometrik
analiz değerlendirmelerinde ve dış gama radyasyon ölçümlerinde kullanılan cihazlar
ve dedektörler hakkında detaylı bilgiler aşağıda verilmektedir.
3.3.1 Alfa-Beta Sayım Sistemi
Çevresel örneklerin düşük seviyeli toplam alfa-beta radyoaktivite değerlerinin
tayini için, yüklü parçacıkların gaz içinde meydana getirdikleri iyonizasyondan
yararlanılarak, iyonları elektrik alan yardımıyla bir elektrot üzerinde toplamak
suretiyle yüklü parçacığın deteksiyonunu sağlamak en uygun yöntemdir. Bu tür
deteksiyon yapan sayaçlar gaz akışlı sayaçlardır. Gaz akışlı orantılı sayaçlar doğal
radyoaktivite seviyelerine ilişkin ölçümler için yaygın bir şekilde kullanılmaktadır.
Bunun nedeni, spesifik radyoizotop analizleri ile karşılaştırıldığında hayli düşük
maliyetli olmaları, sonuca çabuk ulaşılması ve özgün radyoizotopların
değerlendirilmesi için yeterli önbilgiyi sağlamalarıdır (NCRP 1976).
Deneylerimizde, bilgisayar kontrollü, Berthold marka, LB 770 model, 10
kanallı, gaz akışlı orantılı sayım cihazı kullanılmıştır. Bu cihaza ait bir resim Şekil
3.5’de görülmektedir. Cihaz, çevresel fonu (backgroundu) azaltmak için, etrafı
kurşun zırhla kaplı, bağımsız 10 dedektörden oluşmaktadır. Dedektörlerin etkin
yüzeyleri (dedektör penceresi) çok ince alüminyumdan yapılmıştır. Kullanılan gaz
%90 argon (Ar), %10 metan(CH4)’dır. Dedektör verimi alfa parçacıkları için %21 ve
beta parçacıkları için de %72-73’tür. Aynı anda 10 sayım yapacak şekilde dizayn
edilmiş olan cihaz, elektronik devre yardımıyla dedektörlerden gelen pulsları
algılayıp, uygun şekilde programlanmış bilgisayara iletmektedir. İstenilen süre ve
sayıda sayım yapılıp, her örnek için bulunan değerlerle ilgili sonuçlar sistem
yazıcısından alınmaktadır.
Bu tip alfa ve beta sayıcıları, dedeksiyon ortamı ve elektronik devre olmak
üzere başlıca iki kısımdan meydana gelir. Şekil 3.6’de gaz akışlı orantılı bir sayıcının
çalışma düzeneği gösterilmektedir. Çevresel örneklerdeki doğal radyoaktivite çok
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
51
düşük olduğundan bunların dedeksiyonunda, uzaydan gelebilecek kozmik ışınların
oluşturacağı iyonizasyon dolayısıyla meydana gelecek sayımların ortadan
kaldırılması ancak antikoinsidans devresi kullanılmakla mümkündür
(Merdanoğlu,2004).
Şekil 3.5 Gaz Akışlı Orantılı Alfa ve Beta Sayım Cihazı
İçteki iyon odası “örnek dedektör” ve bunu saran daha büyük iyon odası ise
“koruyucu dedektör” ismini almaktadır. Her iki dedektörün arası başka bir örnekten
gelecek radyasyonun geçemeyeceği şekilde düzenlemiştir. Böylece bir örnekten
gelecek radyasyon sadece o örneğin bulunduğu dedektörde iyonizasyon meydana
getirir. Bununla birlikte kozmik ışınlar gibi yüksek enerjili ışınlar, her iki dedektörde
de aynı anda iyonizasyon meydana getirebilir. Bilindiği gibi antikoinsidans devreleri
iki girişi ve tek çıkışı olan devrelerdir. Bu devrelerdeki iki girişin her ikisine de atma
geldiğinde çıkışta bir darbe meydana gelmektedir. Buna karşın, girişlerden yalnız
birine bir darbe geldiğinde çıkışta bir atma meydana gelmemektedir. Burada sadece
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
52
örnek dedektöründe meydana gelen iyonizasyon sayılacak ve her iki dedektörde
birden meydana getirilen iyonizasyon sayılmayacaktır. Böylece çevreden gelen
radyasyon algılanmaz. Bu sayım sisteminin backgroundu birden küçüktür.
Dedeksiyon ortamında en çok kullanılan gazlar argon, ksenon, izobütan, helyum ve
metandır. Bir tüp bu gazlardan biri veya ikisinin karışımı ile doldurulup içine iki
elektrot konulur. Gaz içinde meydana gelen elektrik akımı laboratuvar sayım
cihazının elektrik devresinde algılanır.
Su örneklerinde toplam alfa ve beta aktivite ölçümleri, belirlenen alan ve
kalınlıkta hazırlanıp, katı hale getirilerek sayım planşetlerine aktarılan su
örneklerinin sayımı ile gerçekleştirilmiştir. Yüzey suları, yer altı suları, içme suları
gibi değişik kaynaklaradan alınan su örnekleri buharlaştırıldıktan sonra kalan rezidü
(katı bakiye) miktarı dikkate alınarak değerlendirme yapılmaktadır.
Şekil 3.6 Gaz akışlı orantılı bir sayıcıya ait düzenek
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
53
Ölçüm yapılacak örneklerin radyoizotop karışım içerikleri bilinmediğinden
sayım sisteminin kalibrasyonu ve kullanılacak standardının seçimi burada önem
taşımaktadır. Bilinen miktarlarda standart çekirdek içeren kalibrasyon kaynaklarının;
sayılacak örneklerin alanı, yoğunluğu, kalınlığı ve aktivite dağılımı ile benzer
özellikleri taşıyacak şekilde hazırlanması gerekmektedir.
Toplam alfa ve toplam beta radyoaktivite sayımları için sayım cihazı olarak
ince pencereli, çok iyi zırhlanmış, gaz akışlı, antikoinsidans, orantılı sayıcı
kullanılması uygun olmaktadır. Çevresel örneklerde ölçülen doğal radyoaktivite
konsantrasyonları genellikle çok düşük seviyelerde olduğundan, kullanılacak bu tür
cihazlarla çok düşük doğal sayım seviyesini (background) ve yüksek duyarlık
özelliklerini sağlamak mümkün olmaktadır.
Sudaki toplam alfa radyoaktivitesinin değerlendirilmesi yapılırken, su
örneğinde çözünmüş madde miktarına dikkat etmek gerekmektedir. Buharlaştırma
sonucu elde edilen rezidü miktarı fazla ise kendi soğurması da yüksek olacaktır.
Radyasyonun örnekten ayrılarak öncelikle sayıcıya girmesi ve ardından sayıcı
devrelerinde bir puls olarak algılanması gerekmektedir. Ancak belirli bir kütleye
sahip örnekler, yayınlanan radyoaktivitenin bir kısmını soğurarak kendi soğurması
denilen olayı meydana getirmektedir. Artan (rezidü) miktarı, radyasyonun kendi
soğurması arttırıp daha az sayıda parçacığın dedektöre ulaşmasına neden olmaktadır.
Sayıcının verimini etkileyen diğer bir faktör de, geri saçılma olayıdır.
Radyasyon tipi ve enerjisinin bir fonksiyonu olan ve artan atom numarası ile arttığı
belirlenen geri saçılmanın neden olduğu hatalardan kaçınmak için örnek ve
standardın aynı fiziksel ve geometrik özelliklere sahip olmasını sağlamak gereklidir.
Sayım sonucunu etkileyen başka bir faktör ise, geometrik etkidir. Radyasyon,
kaynaktan küresel yani 4π geometri ile çıkar ve sayıcı tarafından algılanan kısmı
sayılabilir. En yüksek verim, örneğin, sayıcının hassas hacmi içinde bulunması ile
elde edilmektedir.
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
54
3.3.2 Gama Spektrometrik Analiz Sistemi
Gama spektrometresi çevre örneklerinin analizinde yaygın olarak kullanılan
bir tekniktir. Deneysel çalışmamızda toprak örneklerinin gama spektrometrik
analizleri, yüksek saflıkta germanyum dedektörü (Hyper Pure Germanium Detector)
kullanılarak yapılmıştır. Şekil 3.7’da toprak ölçüm işlemlerini gerçekleştirdiğimiz
gama spektrometre cihazına ait bir resim görülmektedir. Yarı iletken dedektörlerin
bir çeşidi olan HpGe dedektörlerinde safsızlık az, direnç yüksek dolayısıyla çözme
gücü çok yüksektir. HpGe dedektörlerinin diğer bir avantajı da besleme gerilimi
uygulanmadığı zaman oda sıcaklığında tutulabilir olmasıdır. Dezavantajları ise
çalışırken sıvı azot sıcaklığında tutma gereği ve düşük verim göstermesidir.Bu
tiplerde ortalama verim %7, en iyilerinde %18 olup fiyatları da oldukça yüksektir.Bu
dedektörlerin ayırma gücü özellikle 3keV< E <1 MeV arasında çok yüksektir. Şekil
3.8 ‘te HpGe gama dedektörünün deney düzeneği görülmektedir. Şekilden
görüldüğü gibi HpGe dedektörü , beraberinde ön yükseltici ve yüksek voltaj filtresi
ile, güç kaynağı, yükseltici, sayısal dönüştürücü (ADC), çok kanallı analizör (MCA)
ve bilgisayar yazıcıdan oluşur.
Şekil 3.7 Gama Spektrometre Cihazı
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
55
Güç Kaynağı
Şekil 3.8 HpGe Dedektörü Deney Düzeneği
Gama ışınlarının dedektör kristalinde algılanması sonucu ortaya çıkan pulslar
dedektörün bağlı olduğu elektronik modüllerin uygun bir kombinasyonu yardımıyla
analiz edilir ve gama ışınını yayan izotopların nitel ve nicel tanımlanması yapılır.
Gama spektrometresi, çeşitli radyoaktif örneklerdeki radyoizotopların
tanımlanmasında en çok kullanılan aygıttır, çünkü gama ışınlarının enerjisi her bir
çekirdek için kesikli ve karakteristiktir. Aynı örnekte farklı radyoaktif çekirdekleri
aynı anda analiz edebilmesi, malzeme, emek ve zaman kaybına neden olan kimyasal
ayırma işlemleri gerektirmemesi, kolay ve hızlı örnek hazırlaması ve çevre örnekleri
analizinde hassas ölçüm yapabilmesi, gama spektrometresinin bazı üstünlükleridir
(Tsoulfanidis, 1983).
Bu çalışmada kullanılan HpGe dedektörü, Canberra firmasının bir ürünüdür.
Çok kanallı analizör (4096 kanallı) olarak kullanılan Canberra Seri 85 gama
spektrometre cihazı, 0.33 MeV’de %15-16’lık bir bağıl verime sahiptir. Dedektörde
iyi bir enerji çözümlemesi elde edebilmek için dedektör sıvı azot kullanılarak
Yüksek Voltaj
M-2001 Önyükseltici
M-2020 Yükseltici
M-8075 ADC
Canberra Series
Analog Dijital Sinyal Dönüştürücü
HPGe Dedektörü
Çok Kanallı Analizör
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
56
soğutulmaktadır. Kozmik ışınlardan ve ortamdan kaynaklanan doğal fonun dedektöre
ulaşmasını engellemek için dedektör, 10cm kalınlığında eski bir kurşun zırh içinde
bulunmaktadır. Yarı iletken bir germanyum dedektörünü oluşturan parçaların
özelliklerini inceleyelim.
Çok Kanallı Analizör
Yükseltici çıkış sinyalleri çok kanallı bir puls yüksekliği analizörü (MCA) ile
analiz edilir. 1k-16k aralığında olması tercih edilir. MCA ’yı çalıştıracak bilgisayar
bağlantısı ve yazılım programının bulunması uygun olur.
Sayısal Örneksel Dönüştürücü
Bir MCA’nın kalbi, elektrik pulsunun sayısal niceliğe çeviren analog-sayısal
dönüştürücü, ADC (Analog to Digital Converter) birimi olup darbe yüksekliğinin
analog büyüklüğünü (volt), kanal başına düşen sayısal niceliğe dönüştürür. 1k-8k
arasında olması tercih edilir.
Kaydedici
MCA’dan veya MCA bağlantılı bilgisayardan alınan bilgilerin kaydedilmesi
için yazıcı veya grafik çizici kullanılır. Topraktaki radyoaktivite değerlerinin
belirlenmesi süresince gama spektrometrik analizleri, etrafı kurşunla zırhlanmış
yüksek ayırma gücündeki germanyum dedektörü ile buna bağlı çok kanallı analizör
ve ilgili elektronik birimlerden oluşmuş bir gama ölçüm sisteminde yapılmıştır.
Deney sonucunda elde edilen veriler uygun yazılım programlı sistemi ile otomatik
olarakelde edilmiştir.
Dedektör Sistemi
HpGe, dikey eksenli, 30 litrelik sıvı azot kabına monte edilmiş, dedektör
etrafına 1 litrelik Marinelli kaplarının sığabileceği ve 40cm iç boşluk bırakılmış
şekilde kurşunla zırhlanmış olarak yapılmıştır.Bu yöntemde, 40keV enerji aralığında
gama ışını yayınlayan radyoizotoplar herhangi bir ön işlem uygulamaksızın,
genellikle örnek matrisinden (hava, su, toprak, sediment, bitki, bitkisel ve hayvansal
gıdalar vb. gibi birçok çevre ve biyolojik örnek) ayrılmalarına gerek kalmaksızın
doğrudan gama spektrometresi ile tayin edilir. Bununla birlikte, daha deriştirmek ve
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
57
daha uygun geometriye getirmek için sıvı örnekler buharlaştırılabilir, katı örnekler
ise külleştirebilir (Gilmore,1988).
Örnek sayım geometrisi, analiz edilecek örneğin fiziksel durumuna,
miktarına, aktivitesine ve tayin sınırına bağlı olarak çeşitli ölçüm kapları, marinelli
kapları veya değişik çap ve kalınlıkta preslenmiş diskler olabilir. Örnekler, kurşun
zırh ile çevrili odacıkta, belirli bir sayım geometrisinde, sayım verimini artırmak
amacıyla dedektöre olabildiğince yakın konumda sayılır.Sayım süresi; ölçüm
sisteminde doğal yüzey sayımına, örneğin aktivitesine, ilgilenilen radyoizotopa ve
istenilen tayin duyarlığına bağlıdır. Kullanılan geometri için dedektörün sayım
verimi, örnek yoğunluğu ve enerjisinin fonksiyonu olarak bulunmalıdır. Gama
enerjisi ile sayım veriminin değişimine ilişkin bilgiler ve doğal yüzey
spektrumlarının da hazır olması gereklidir. 137Cs ve 60Co gibi radyoaktif standartlar
kullanılarak gama spektrometresinin kalibrasyonu belirli aralıklarla yapılır.
3.3.3 Gama Sintilasyon Dedektörü
Bu çalışmada, dış gama radyasyon seviyelerinin belirlenmesi için Eberline
Smart Portable (ESP-2) model, taşınabilir mikro bilgisayarlı ve ucuna SPA-6 model
plastik sintilasyon dedektörü bağlanmış bir cihaz kullanılmıştır. ESP-2, radyasyon
ölçümleri için özel hazırlanmış, ölçülen bilgileri kaydeden ve daha sonra
bağlandırılmış bir yazıcıya kaydedilmiş olan bilgileri aktarabilen bir cihazdır. SPA-6
dedektörünün özellikleri Çizelge 3.2’ da verilmiştir. SPA-6 dedektörü doğal gama
radyasyonlarının ölçümleri ile birlikte serpinti ile yere inen düşük aktiviteli
radyonüklitlerden yayınlanan radyasyonların algılanmalarında da oldukça duyarlıdır.
Sintilasyon dedektörleri, sintilatör olarak kullanılan bir madde ve bunun
hemen arkasına bağlanmış foton çoğaltıcı bir tüpten oluşur. Çizelge 3.2.’de
sintilasyon dedektörünün şeması görülmektedir. Foto çoğaltıcı tüpün bir başka
şeması da Şekil 3.9’de gösterilmektedir. Şekilden de görüldüğü gibi, iyonlaştırıcı
radyasyonun sintilasyon (pırıldama) fosforu denilen katı, sıvı veya gaz halindeki bazı
maddelerle etkileşmesi sonucunda, iyonlaşma ve uyarılma meydana gelir. Elektrona
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
58
verilen enerji, onu ortamdaki yerinden koparmaya yeterli olmadığı zaman uyarılan
elektron , tekrar eski haline dönerken görünür ışık yayınlanır. Sintilasyon
fosforlarının yaydığı ışık, foton çoğaltıcı tüpler tarafından toplanarak, gerilim pulsu
haline getirilir. Meydana gelen pulsun genliği, radyasyonun enerjisi ile orantılıdır. Bu
dedektörler sayım ve aynı zamanda enerji ayırımı için kullanılır. Sintilasyon
fosforları, sıvı veya kristal şeklinde olabilmelerine rağmen halen radyasyon kontrol
işlerinde sadece kristal olanlar kullanılmaktadır. Alfa ışınlarının dedeksiyonunda
genellikle gümüşle aktivite edilmiş çinko sülfür (ZnS) ekranlarından
yararlanılmaktadır. Beta radyasyonunun dedeksiyonunda ise alfaları tutmak üzere
ince bir metal varakla kaplanmış antrasen kristalleri tercih edilmektedir. X-ışınları
veya gama ışınları için genellikle talyumla aktivite edilmiş sodyum iyodür (NaI)
kristalleri kullanılır (Göksel, 1973).
Bu tip sayım sistemi özellikle radyasyon güvenlik birimlerinde, sağlık fiziği
birimlerinde, nükleer tıp bölümlerinde, araştırma laboratuarlarında ve RS-232 seri
bağlantı portu aracılığıyla dış alanlarda da kullanılmaktadır.
Çizelge 3.2 SPA-6 Dedektörünün özellikleri (www.bertholdtech.com)
Kullanımı Orta Duyarlı Gama Ölçümler
Dedektör tipi 50 mm çapında ve 60 mm kalınlığında plastik
sintilatör
Çalışma Voltajı 1,000 V nominal
Ölü Zaman 12 µs nominal
Background Duyarlılığı ~600 kcpm/mR/h (137Cs)
Enerji Alanı 40 keV ile 1.3 MeV arası
Çalışma Biçimi -30°C ile 60°C arası
Fiziksel Yapısı Alüminyum Kaplama
Bağlantı MHV
Hacmi 6.6×25.1 cm
Ağırlığı 800gr
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
59
Şekil 3.9 Fotoçoğaltıcı tüp
3.4 Örneklerin Toplanması ve Sayıma Hazırlanması
Bu yüksek lisans tez çalışması çerçevesinde, Adana’ya bağlı Yumurtalık,
Pozantı ve Ceyhan ilçelerinden alınan su, toprak ve hava örneklerindeki
radyoaktivite seviyelerinin belirlenmesi hedeflenmiştir. Çevresel radyoaktivite tayini
amacıyla yapılan deneysel çalışmalar; çalışma bölgesinin belirlenmesi, örneklerin
toplanması ve hazırlanması, örneklerde radyoaktivite seviyesinin tayin edilmesi ve
son olarak da sonuçların değerlendirilmesi şeklinde gerçekleştirilmiştir.
Çalışma bölgesi olarak, Adana ilinin kuzeybatısında bulunan Pozantı ilçesi,
güneydoğusunda bulunan Yumurtalık ilçesi, doğusunda bulunan Ceyhan ilçesi
seçilmiştir. Bu çalışma esnasında, Pozantı, Ceyhan ve Yumurtalık ilçe
merkezlerinden ve bu ilçelere bağlı köylerden düzgün dağılımlı bir şekilde su,
toprak ve hava örnekleri alınmıştır. Yapılan literatür taramasında bu bölgede bu
alanda yapılan bir çalışmaya rastlanmamıştır.
Doğal radyoaktivite tayininde örneklerin toplanması ve hazırlanması
işlemleri, deneysel çalışmaların önemli bir aşaması olup uygun bir şekilde yapılması
gerekmektedir. Bu aşama su, toprak ve hava için sırayla ele alınacaktır.
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
60
3.4.1 Su Örneklerinin Toplanması ve Hazırlanması
Sulardaki radyoaktivite doğrudan vücudumuzda iç ışımaya neden
olduğundan, su örneklerinin, bölgede yaşayan insanların kullandıkları içme suyu
kaynaklarından seçilmesine dikkat edilmiştir. Çalışma alanı olarak belirlenen ilçe ve
köylerden toplam 16 tane su örneği alınmıştır. Alınan bu su örnekleri içinde hem
içme suyu, hem göl suyu, hem de deniz suyu bulunmaktadır. Birbirine yakın olan
köylerden bazılarının suları aynı kaynaktan geldiği için sadece birinden su örneği
alınmıştır.
Adana il merkezi, ilçe ve köylerden alınan su örnekleri, önceden temizlenmiş
1500ml’lik pet şişelere konulmuş ve tüm örnekler ölçüm işlemi için ÇNAEM’e
getirilmiştir. Getirilen örnekler burada etiketlenmiş ve numaralandırılmıştır. Bu
örnekler, önceden bu sular ile iyice çalkalanan 500ml’lik beher kaplarına aktarılarak
50-60ºC ’ye ayarlanmış ısıtıcı üzerinde kaynama sıcaklığının altında yavaş yavaş
buharlaştırılmıştır.
Buharlaştırma işlemi sırasında beherdeki su örneklerine birkaç cm3 HCl ilave
edilerek tortuların beher cidarlarına yapışması önlenmiştir. Buharlaşma, her örneğin
yaklaşık %20’si kalıncaya kadar devam etmiştir. Kalan miktarlar 5.1cm çapındaki
planşetlere azar azar aktarılarak kuruluğa yakın olana kadar buharlaştırılmaya
devam edilmiştir. Şekil 3.10’de suların buharlaştırma işlemini gerçekleştirdiğimiz bir
düzenek resmi görülmektedir. Buharlaştırma işlemi tamamlandıktan sonra kalan
kalıntı (rezidü), hassas terazi ile tartılarak kalan tortu miktarı her örnek için
belirlenmiştir. Böylece su örnekleri toplam alfa ve toplam beta aktiviteleri tayin
edilmek üzere hazır hale getirilmiştir.
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
61
Şekil 3.10 Buharlaştırma işleminin gerçekleştirildiği düzenek
3.4.2 Toprak Örneklerinin Toplanması ve Hazırlanması
Topraktaki doğal radyonüklit konsantrasyonlarının belirlenmesine yönelik,
literatürde pek çok çalışmaya rastlanmaktadır (Higgy and Pimpl, 1998; Miah ve ark.,
1998; Shenber, 1997; Karahan ve Bayülken,2000). Bu çalışmalarda amaç, ülke
çapında veya bölgesel olarak doğal radyoaktivite seviyesini tayin etmek ve insanların
bu doğal kaynaklardan ne kadar doz aldıklarını saptamaktır. Bu tez çalışmasında da,
çalışma bölgesinden alınan toprak örneklerinin radyoaktivite analizini yaparak,
toprak içinde bulunan radyonüklitlerin konsantrasyonunu belirlemek hedeflenmiştir.
Çalışmada toplam 13 tane toprak örneği alınmıştır. Bütün örnekler, tarım alanı
olarak kullanılmayan, otsuz ve üzeri otlardan temizlenmiş, su geçirgenliği iyi, açık
ve düz alanlardan, 0-10cm derinlikten alınmıştır. Etiketlenmiş plastik torbalara
doldurulan örnekler, analizlerin yapılacağı ÇNAEM Sağlık Fiziği Bölümü’ne
getirilmiştir.
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
62
Toprak örnekleri burada içlerinde bulunan taş, ot ve odun gibi yabancı
maddelerden arındırıldıktan sonra karton üzerine serilerek 10 gün süreyle oda
sıcaklığında kurutulmuştur. Örnekleri kurutmanın amacı, toprakta bulunan nemi
buharlaştırma ile azaltmak ve çok küçük parçacıklar haline gelebilecek şekilde
öğütebilmektir. Kurutma işlemi esnasında buharlaşma ile kaybolacak radyoaktivite
miktarı ihmal edilebilecek düzeydedir. Her örnek kurutulduktan sonra iyice
öğütülmüş ve 2µm gözenekli elekten geçirildikten sonra, darası alınmış marinelli
sayım kaplarına aktarılmıştır. Her bir örneğin ağırlığı tartılıp kaydedilmiştir. Daha
sonra her kabın ağzı dışarıdan hava girmeyecek şekilde kapatılmıştır. Örnekler,
toprak içinde bulunan bozunma örneklerinin, 238U ve 232Th ile radyoaktif dengeye
gelmeleri için 1 ay süreyle bekletilmiştir. Bu süre sonunda örneklerin analizleri gama
spektrometre cihazında yapılmıştır.
3.4.3 Hava Ölçümlerinin Gerçekleştirilmesi
Bu tez çalışmasında, çevresel gama doz hızlarının belirlenmesi amacıyla
Adana’nın Pozantı, Yumurtalık ve Ceyhan ilçelerinden toplam 55 ölçüm alınmıştır.
Ölçümler, Eberline Smart Portable (ESP-2) model, ucuna SPA-6 model plastik
sintilasyon algılayıcısı bağlanmış cihaz yardımıyla gerçekleştirilmiştir. Ölçümlerde
gama ışınlama doz hızları µR/saat olarak elde edilmektedir. Cihaz ile ilgili ayrıntılar
Bölüm 3.3.3 verilmektedir. Örnekler özellikle açık havada ve toprak alanlardan 1
metre yükseklikte gerçekleştirilmiştir.
3.5 Örneklerde Doğal Radyoaktivite Seviyesinin Belirlenmesi
Bu tez çalışmasında Adana’ya bağlı Pozantı, Yumurtalık ve Ceyhan
ilçelerinden alınan su, toprak ve hava örneklerindeki radyoaktivite tayinine yönelik
çalışmalar yapılmıştır. Sularda bulunan radyonüklitler, vücuda alındıklarında iç
ışınlamalara neden oldukları için özellikle sulardaki radyonüklit seviyesinin
bilinmesi önemlidir. Bunun için öncelikle sularda toplam alfa ve beta radyoaktivite
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
63
seviyeleri belirlenmiştir. Çalışma bölgesinden alınan toprak örneklerindeki
radyonüklit seviyeleri gama spektrometrik sistemde incelenmiştir.
3.5.1 Su Örneklerinde Toplam Alfa ve Toplam Beta Radyoaktivite Belirlenmesi
Çalışma bölgesinden alınan 16 farklı su örneği uygun koşullarda
buharlaştırılarak planşetlere alındıktan sonra, Bölüm 3.3.1 ‘de tanıtılan gaz akışlı
orantılı sayım cihazında sayılmıştır. Suların toplam alfa ve toplam beta aktiviteleri
düşük seviyeli radyasyon sınıfına girdiğinden dolayı, ölçümler uzun sürelerde
yapılmaktadır. Deneysel çalışmamızda su örnekleri 500’er dakikalık süreyle
sayılmıştır.
3.5.2 Toprak Örneklerinin Gama Spektrometrik Analizi
Çalışma bölgesinden alınan 13 tane toprak örneği marinelli kaplarında
bekletilerek denge durumuna ulaşmaları sağlandıktan sonra gama spektrometrik
sistemde analizleri yapılmıştır. Örnekler gama spektrometre cihazında 50000
saniyelik sürelerle sayılmıştır. Daha önce yapılmış olan boş sayımlara karşılık gelen
doğal fon aktivite değerleri örneklerin aktivite değerlerinden çıkartılarak net örnek
aktivite konsantrasyonu bulunmuştur. Gama spektrometresi sayım cihazından ileri
gelen sayma hataları yaklaşık %1-2 civarındadır.
Toprak örneklerinde bulunan 238U ve 232Th’ye ait radyoaktivite değerleri, bu
radyonüklitlerin bozunum ürünleri olan doğal radyonüklitlerin gama piklerinden
hareketle tayin edilebilmektedir. 238U’e ilişkin radyoaktivite konsantrasyonu
belirlenirken bozunum serisi içinde yer alan 214Pb’ün 351 keV ve 214Bi’ün 609 keV
enerjili piklerinden yararlanılmıştır. Bu iki bozunum ürünü radyonüklide ait aktivite
konsantrasyon değerlerinin ortalaması alınarak 238U’in aktivite konsantrasyonu
bulunmuştur. 232Th’nin radyoaktivite konsantrasyonu bulunurken de bu serideki 208Tl
(583 keV) ve 228Ac’in (911 keV) aktivite konsantrasyonlarının ortalaması alınmıştır.
3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER
64
Toprak örneklerinde ayrıca 226Ra’nın 186 keV ve 40K’ın 1460 keV
enerjilerdeki piklerinden yararlanılarak bu radyonüklite ilişkin radyoaktivite
konsantrasyon değerleri de belirlenmiştir.
3.5.3 Çalışma Bölgesinin Çevresel Gama Radyasyon Ölçümleri
Bu tez çalışması kapsamında, çalışma bölgesinden örnekler alınarak
laboratuvarda ölçümler yapılmasının yanı sıra, gama radyasyon monitörü ile de
yerinde ölçümler yapılmıştır. Çevresel doğal gama radyasyonları, karasal ve kozmik
radyasyondan kaynaklandığından gama radyasyon şiddeti, bölgedeki toprak yapısına
ve coğrafi yapıya bağlı olarak değişmektedir. Dış gama radyasyonları ağırlıklı olarak
karasal kaynaklı olup topraktaki radyonüklitlerin konsantrasyonuyla doğrudan
bağlantılıdır. Buradan hareketle, çalışma bölgesinden alınan örneklerde saptanan
radyoaktivite konsantrasyon değerlerinden yararlanarak hesaplanacak olan gama
radyasyon doz değerlerinin, ölçümle bulunan değerlerle karşılaştırılması mümkün
olabilmiştir.
Çevresel gama radyasyon dozu düşük düzeylerde olduğu için kullanılan
cihazların duyarlılığı önem kazanmaktadır. Bu tarz ölçümlerde kullanılan yöntemler
arasında termolüminans dozimetri (TLD), yüksek basınçlı iyonizasyon odalı gama
monitörleri ve sintilasyon dedektörlü monitörler sayılabilir. Bu tezde çalışma
bölgesindeki çevresel gama radyasyon seviyelerini belirlemek amacıyla
Bölüm 3.3.3‘de özellikleri verilen SPA-6 gama sintilasyon dedektörlü portatif
çevresel radyasyon monitörü kullanılarak ölçümler alınmıştır. Çevresel radyasyon
monitörü ile, gama radyasyonu ölçümleri esnasında, insanlarda gonad (üreme
organları) hizasından ölçüm alınabilmesi bakımından yerden yaklaşık 1m
yükseklikten, cihazın belli bir dengeye gelebilmesi için 2-3 dakika beklendikten
sonra ölçümler alınmıştır. Radyasyon düzeyleri µR/saat cinsinden okunarak
kaydedilmiştir
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
65
4. BULGULAR VE TARTIŞMA
Bu Yüksek Lisans Tez çalışmasında Adana ilinin Pozantı, Yumurtalık, ve
Ceyhan ilçelerinden alınan su, toprak ve hava örneklerindeki doğal radyoaktivite
seviyesi belirlenmiştir. Örnekler Bölüm 3’de anlatıldığı şekilde hazırlandıktan sonra
su örnekleri alfa-beta sayım sisteminde, toprak örnekleri gama spektrometre
sisteminde sayılmıştır. Hava ölçümü ise gama dedektörü ile gerçekleştirilmiştir.
4.1 Su Örneklerine İlişkin Alınan Deney Sonuçları
Bu çalışmada Yumurtalık ilçesinden 7, Ceyhan ilçesinden 4 ve Pozantı
ilçesinden 3 su örneği alınmıştır. Adana ili içme suyu ve Seyhan göl suyu alfa ve
beta aktivitelerini tespit etmek amacıyla 2 tane daha su örneği alınmıştır. Alınan
örnekler ölçme için uygun koşullara getirildikten sonra gaz akışlı alfa ve beta sayım
sisteminde sayılmıştır. Alınan toprak örneklerinin toplam alfa radyoaktivite
konsantrasyonu ve toplam beta radyoaktivite konsantrasyonu, rezidü miktarlarıyla
birlikte Çizelge 4.1’de verilmektedir.
Çizelge 4.1’den görüleceği gibi ölçülen su örneklerinden Yumurtalık ilçesinin
İncirli köyüne ait su örneğinin alfa radyoaktivite konsantrasyonunun, WHO ’nun
içme suları için tavsiye ettiği, alfa radyoaktivitesi üst limiti olan 0,1Bq/l sınırını
aşmaktadır.
Ölçülen su örnekleri arasında yine Yumurtalık ilçesinin İncirli köyüne ait su
örneğinin beta radyoaktivite konsantrasyonun , WHO’nun içme suları için belirlediği
üst limit değeri olan 1Bq/l değerini aştığı gözlenmektedir.
Tüm su örneklerinin toplam alfa radyoaktivite konsantrasyonlarına ait grafik
Şekil 4.1’de verilmektedir. Deniz suyunun alfa konsantrasyonu diğerlerine oranla
yüksek olduğu için diğer örneklerin aralıkları net görülememektedir. Bu nedenle
sadece içme sularının alfa konsantrasyonlarına ait grafik yeniden Şekil 4.2’de
çizilmiştir.
Tüm su örneklerine ait toplam beta radyoaktivite konsantrasyonu Şekil 4.3’te
verilmektedir. Bu grafikte de deniz suyuna ait beta konsantrasyonu grafik aralıklarını
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
66
bozduğundan sadece içme sularına ait beta konsantrasyona ait grafik Şekil 4.4’de
tekrar çizilmiştir.
Çizelge 4.1 Su örneklerinin toplam alfa ve toplam beta radyoaktivite konsantrasyonları ve rezüdü miktarları
Örnek No Örnek Adı
Toplam Alfa
Radyoaktivite
Konsantrasyonu
(Bq/l)
Toplam Beta
Radyoaktivite
Konsantrasyonu
(Bq/l)
Rezidü
Miktarı
(mg/l)
S1 Botaş,
Yumurtalık 0,0094±0,0019 0,0632±0,0036 469
S2 Adana Merkez 0,0088±0,0025 0,2469±0,0046 100
S3 Seyhan
Göl Suyu 0,0075±0,0036 0,0433±0,0050 158
S4 Hamzalı,
Yumurtalık 0,0170±0,0025 0,0467±0,0048 372
S5 İncirli,
Yumurtalık 0,0063±0,0021 0,1352±0,0044 434
S6 Yumurtalık
Merkez 0,0075±0,0036 0,1670±0,0051 399
S7 Kösreli,Ceyhan 0,0083±0,0029 0,1898±0,0050 187
S8 Pozantı Merkez 0,0087±0,0025 0,0533±0,0034 60
S9 Kamışlı,Pozantı 0,0005±4,6882 0,0536±0,0039 363
S10 Zeytinbeli,
Yumurtalık 0,0144±0,0015 0,0748±0,0026 480
S11 Gölovası,
Yumurtalık 0,0049±4,7428 0,1436±0,0039 323
S12 Büyük Mangat
Köyü,Ceyhan 0,0117±0,0018 0,2557±0,0033 368
S13 Aşçıbekirli,
Pozantı 0,0095±0,0026 0,0369±0,0035 143
S14
İncirli,
Yumurtalık
Deniz suyu
0,7031±0,1377 6,8069±0,2395 1958
S15 Ceyhan Merkez 0,0168±0,0043 0,1646±0,0069 357
S16 Sağkaya,Ceyhan 0,0093±0,0025 0,0543±0,0032 517
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
67
0
0,1
0,2
0,3
0,4
0,5
0,6
0,7
0,8
Botaş
,Yum
urta
lık
Adana
Mer
kez
Seyha
n(Göl
Suyu)
Hamza
lı,Yum
urta
lık
İncir
li,Yum
urta
lık
Yumur
talık
Mer
kez
Kösre
li,Cey
han
Pozan
tı M
erke
z
Kamışl
ı,Poz
antı
Zeytin
beli,Y
umur
talık
Gölov
ası,Y
umur
talık
B.Man
gatK
öyü,
Ceyha
n
Aşçıb
ekirli
,Poz
antı
İncir
li,Yum
urta
lık(D
enizs
uyu)
Ceyha
n M
erke
z
Sağka
ya,C
eyha
n
Alf
a A
kti
vit
e K
on
sa
ntr
as
yo
nu
(Bq
/l)
Şekil 4.1 Tüm su örneklerinin toplam alfa radyoaktivite konsantrasyonları
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
68
0
0,002
0,004
0,006
0,008
0,01
0,012
0,014
0,016
0,018
Botaş
,Yum
urta
lık
Adana
Mer
kez
Seyha
n(Göl
Suyu)
Hamza
lı,Yum
urta
lık
İncir
li,Yum
urta
lık
Yumur
talık
Mer
kez
Kösre
li,Cey
han
Pozan
tı M
erke
z
Kamışl
ı,Poz
antı
Zeytin
beli,Y
umur
talık
Gölov
ası,Y
umur
talık
B.Man
gatK
öyü,
Ceyha
n
Aşçıb
ekirli
,Poz
antı
Ceyha
n M
erke
z
Sağka
ya,C
eyha
n
Alf
a A
kti
vit
e K
on
sa
ntr
as
yo
nu
(Bq
/l)
Şekil 4.2 İçme suyu örneklerinin toplam alfa radyoaktivite konsantrasyonları
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
69
0
1
2
3
4
5
6
7
8
Botaş
,Yum
urta
lık
Adana
Mer
kez
Seyha
n(Göl
Suyu)
Hamza
lı,Yum
urta
lık
İncir
li,Yum
urta
lık
Yumur
talık
Mer
kez
Kösre
li,Cey
han
Pozan
tı M
erke
z
Kamışl
ı,Poz
antı
Zeytin
beli,Y
umur
talık
Gölov
ası,Y
umur
talık
B.Man
gatK
öyü,
Ceyha
n
Aşçıb
ekirli
,Poz
antı
İncir
li,Yum
urta
lık(D
enizs
uyu)
Ceyha
n M
erke
z
Sağka
ya,C
eyha
n
Be
ta A
kti
vit
e K
on
sa
ntr
as
yo
nu
(Bq
/l)
Şekil 4.3 Su örneklerinin toplam beta radyoaktivite konsantrasyonları
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
70
0
0,05
0,1
0,15
0,2
0,25
0,3
Botaş
,Yum
urta
lık
Adana
Mer
kez
Seyha
n(Göl
Suyu)
Hamza
lı,Yum
urta
lık
İncir
li,Yum
urta
lık
Yumur
talık
Mer
kez
Kösre
li,Cey
han
Pozan
tı M
erke
z
Kamışl
ı,Poz
antı
Zeyti
nbel
i,Yum
urta
lık
Gölov
ası,Y
umur
talık
B.Man
gatK
öyü,
Ceyha
n
Aşçıb
ekirli
,Poz
antı
Ceyha
n M
erke
z
Sağka
ya,C
eyha
n
Be
ta A
ktiv
ite K
on
san
tra
syo
nu
(Bq
/l)
Şekil 4.4 İçme suyu örneklerinin toplam beta radyoaktivite konsantrasyonları
4.2 Toprak Örneklerine İlişkin Alınan Deney Sonuçları
Bu tez çalışmasında Adana’nın Pozantı, Ceyhan ve Yumurtalık ilçeleri ve
civarlarından alınan toprak örneklerinin analizleri yapılmış ve toprak içinde bulunan
doğal radyonüklit konsantrasyonları tayin edilmiştir. Bunun için 13 bölgeden alınan
örnekler Bölüm 3.3.2’de özellikleri verilen gama spektrometre cihazında sayılmıştır.
Aktivite hesapları yapılırken doğal fon değerleri çıkartılmıştır. Her bir toprak
örneğinde bulunan radonüklitlerin gama enerjilerine göre dağılımları ve
radyoaktivite konsantrasyonları Çizelge 4.2’de Bq/kg cinsinden verilmektedir.
Çizelge 4.2’de görüldüğü gibi toprak örneklerinde bulunan 238U ve 232Th’ye
ait radyoaktivite konsantrasyonları, bu radyonüklitlerin bozunma ürünleri olan doğal
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
71
radyonüklitler yardımıyla tayin edilmektedir. Aşağıda her radyonüklit için ayrı ayrı
değerlendirme yapılmaktadır. 226Ra, 238U’in bozunma ürünü olup, 1599 yıllık yarıömre sahiptir. Enerji
spektrumunda 186,0 keV’de %4 bollukta piki vardır. Ancak 235U’in de 185,7 keV’de
bir piki olduğu için, 226Ra’nın aktivite konsantrasyonu hesapla bulunabilmektedir
(L’annunziata,1998). Ölçümler neticesinde toprak örnekleri arasında 226Ra aktivite
konsantrasyonun en büyük değerinin (17,55±1,13 Bq/kg ) Ceyhan ilçesinin Yalak
Köyü’nde (17,55±1,13 Bq/kg) bulunduğu görülmüştür. En düşük değer
(2,453±0,19 Bq/kg) ise Pozantı ilçesinin Kamışlı Köyü’nden alınan örnekte
saptanmıştır. Ayrıca toplanan toprak örnekleri için ortalama 226Ra aktivite
konsantrasyonu 12,60 Bq/kg olarak bulunmuştur. 214Pb de, 238U’in bozunum ürünü olup 26,8 dakikalık yarıömre sahiptir.
52 keV’de %1 bollukta, 241 keV’de %7 bollukta, 295 keV’de %19 bollukta,
351 keV’de %37 bollukta pikleri vardır (L’annunziata,1998). Bu çalışmada 214Pb’ün
bolluğu en fazla olan 351 keV’deki pikinden yararlanılmıştır. Toprak örnekleri
arasında en büyük 214Pb aktivite konsantrasyon değerine (14,40±0,58 Bq/kg) Ceyhan
Merkez’den alınan örnekte rastlanmıştır. 214Pb’ün en düşük aktivite konsantrasyon
değerine (2,691±0,11 Bq/kg ) ise Pozantı ilçesinin Kamışlı Köyü’nde rastlanmıştır.
Bütün toprak örnekleri için ortalama 214Pb aktivite konsantrasyonu
10,45Bq/kg olarak bulunmuştur. 214Bi, 238U’in bozunum ürünüdür ve yarıömrü 19,7 dakikadır. Farklı
enerjilerde birçok piki vardır. 609 keV, 1120 keV, 1238 keV ve 1764 keV’deki
pikleri %5’in üzerinde bolluğa sahip olup, bollukları sırasıyla %46, %15, %6 ve
%16’dır (L’annunziata,1998;Theodorsson,1996).
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
72
Çizelge 4.2 Toprak örneklerinin radyoaktivite konsantrasyonları (Bq/kg)
Aktivite Konsantrasyonları (Bq/kg)
238U
232Th Yer Adı
226Ra (186,0keV)
214Pb (351,8keV)
214Bi (609,3keV)
208Tl (583,8keV)
228Ac (911,0keV)
40K (1460,8keV
137Cs (661,7keV)
Ceyhan Merkez 17,26±1,76 14,40±0,58 12,96±0,55 25,24±0,90 23,01±1,02 306,72±6,56 4,332±0,26 İncirli, Yumurtalık (Deniz Kumu)
10,50±0,51 9,985±0,19 8,396±0,18 8,212±0,24 7,219±0,26 94,37±1,60 2,008±0,08
Yumurtalık Merkez (Deniz Kumu)
4,673±0,30 5,568±0,14 5,063±0,15 4,216±0,18 3,209±0,20 134,69±1,95 0,330±0,05
Kamışlı Çıkış Pozantı 16,39±0,81 13,32±0,27 12,72±0,27 19,65±0,41 18,21±0,47 220,67±2,89 6,171±0,15
Kösreli,Ceyhan 6,250±0,46 10,70±0,34 11,08±0,36 15,00±0,54 12,03±0,59 189,28±4,20 7,584±0,23
Zeytinbeli,Yumurtalık 12,64±1,01 10,82±0,32 10,70±0,32 17,74±0,53 13,38±0,53 233,26±2,33 8,193±0,16
Tatlıkuyu,Ceyhan 11,92±2,5 14,17±0,57 13,02±0,78 26,65±1,07 25,17±2,01 309,16±6,19 14,08±0,42
Kamışlı,Pozantı 2,453±0,19 2,691±0,11 2,935±0,16 4,051±0,22 3,041±0,19 66,81±1,50 1,910±0,10
Yalak,Ceyhan 17,55±1,13 10,69±0,38 11,26±0,45 13,81±0,68 10,70±0,70 403,58±6,42 6,684±0,28 Botaş,Yumurtalık 17,10±1,03 8,701±0,24 8,24±0,26 21,13±0,49 21,05±0,60 117,8±2,76 2,332±0,11 Gölovası,Yumurtalık 15,86±1,61 11,64±0,52 12,32±0,55 11,79±0,70 11,90±0,81 297,8±5,06 4,202±0,25
Kamışlı Giriş Pozantı 13,64±0,82 9,141±0,25 7,932±0,23 6,531±0,31 4,730±0,26 131,39±2,25 1,371±0,09
Sağkaya,Ceyhan 17,50±1,76 14,00±0,52 14,00±0,51 25,47±0,77 22,95±0,85 272,36±4,52 7,113±0,27
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
73
Çalışmamızda 214Bi’ün bolluğu en fazla olan 609 keV’deki pikinden
yararlanılmıştır. Toprak örnekleri arasında en yüksek 214Bi aktivite konsantrasyon
değerine (13,02±0,78 Bq/kg) Ceyhan ilçesinin Tatlıkuyu köyünden alınan örnekte
rastlanmıştır. En düşük değerin (2,935±0,16 Bq/kg) ise Pozantı ilçesinin Kamışlı
köyünden alınan örnek için olduğu saptanmıştır. Tüm toprak örnekleri için ortalama 214Bi aktivite konsantrasyonunun 10,05 Bq/kg olduğu görülmüştür.
208Tl, 232Th’nin bozunum ürünü olup yarıömrü 3 dakikadır. 278 keV,
583 keV, 860 keV ve 2615 keV’de pikleri vardır. Bollukları sırasıyla %2.3, %30.7,
%4.6 ve %35.6’dır ( Theodorsson,1996). Çalışmamızda 208Tl’in bolluğu yüksek olan
583 keV’deki pikinden yararlanılmıştır. Toprak örnekleri arasında en yüksek 208Tl’in
aktivite konsantrasyon değerine (26,65±1,07 Bq/kg) Ceyhan ilçesinin Tatlıkuyu
köyünden alınan örnekte rastlanmıştır. En düşük değere (4,051±0,22 Bq/kg) ise
Pozantı ilçesinin Kamışlı köyünde rastlanmıştır. 208Tl’in ortalama aktivite
konsantrasyonun 15,35 Bq/kg olduğu görülmüştür. 228Ac de 232Th’in bozunum ürünü olup yarıömrü 6 saattir. Farklı enerjilerde
birçok piki vardır. 338 keV, 911 keV, 964 keV ve 969 keV’deki pikleri %5’in
üzerinde bolluğa sahip olup bollukları sırasıyla, %12, %29, %6 ve %17’dir
(L’annunziata,1998). Çalışmamızda 228Ac’in bolluğu en fazla olan 911 keV’deki
pikinden yararlanılmıştır. Toprak örnekleri arasında en yüksek 228Ac aktivite
konsantrasyon değerine (25,17±2,01 Bq/kg) Ceyhan ilçesinin Tatlıkuyu köyünden
alınan örnekte rastlanmıştır. En düşük değere (3,041±0,19 Bq/kg) ise Pozantı
ilçesinin Kamışlı köyünde rastlanmıştır. Tüm toprak örnekleri için 228Ac’in ortalama
aktivite konsantrasyonunun 13,58 Bq/kg olduğu görülmüştür.
Literatürde genellikle uranyum ve toryum serilerinde bulunan radyonüklitler
ayrı ayrı incelenmekle beraber, bütün hesaplamalar 238U ve 232Th radyonüklitlerinin
aktivite konsantrasyonlarının tayini için yapılır. Ya her iki seride bulunan
radyonüklitlerin ortalamaları ya da bu iki serideki radyonüklitlerden bolluğu en
yüksek olan radyonüklitin aktivitesi, 238U ve 232Th’nin aktivitesi olarak alınır
(Karahan,1997; AERE,1986). Bu tez çalışmasında 238U ve 232Th aktiviteleri, bu iki
seride bulunan radyonüklitlerden bollukları yüksek olanların ortalamaları alınarak
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
74
hesaplanmıştır. Bütün toprak örnekleri için belirlenen 238U ve 232Th aktivite
konsantrasyonları Çizelge 4.3’te verilmektedir.
Çizelge 4.3 238U ve 232Th aktivite konsantrasyonları
Aktivite Konsantrasyonu(Bq/kg) Yer Adı
238U 232Th
Ceyhan Merkez 13,68 24,13
İncirli, Yumurtalık
(Deniz Kumu) 9,191 7,716
Yumurtalık Merkez
(Deniz Kumu) 5,316 3,713
Kamışlı Çıkış Pozantı 13,02 18,93
Kösreli,Ceyhan 10,89 13,52
Zeytinbeli,Yumurtalık 10,76 15,56
Tatlıkuyu,Ceyhan 13,60 25,91
Kamışlı,Pozantı 2,813 3,546
Yalak,Ceyhan 10,98 12,26
Botaş,Yumurtalık 8,471 21,09
Gölovası,Yumurtalık 11,98 11,85
Kamışlı Giriş Pozantı 8,537 5,631
Sağkaya,Ceyhan 14,00 24,21
Bu çizelgeye göre topraktaki 238U’in ortalama aktivite konsantrasyonu
10,25Bq/kg olmakla birlikte, 2,813 ile 13,68 Bq/kg değerleri arasında değişmektedir. 232Th’nin aktivite konsantrasyonu ise 14,46 Bq/kg olmakla birlikte, 3,55 Bq/kg ile
25,91 Bq/kg değerleri arasında değişmektedir. Şekil 4.5’te, toprak örneklerindeki 238U ve 232Th aktivite konsantrasyonlarının dağılımı verilmektedir.
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
75
0
5
10
15
20
25
30
Ceyha
n Mer
kez
İncir
li, Yum
urta
lık
Yumur
talık
Mer
kez
Kamışl
ı Çıkış P
ozan
tı
Kösre
li,Cey
han
Zeytin
beli,Y
umur
talık
Tatlıku
yu,C
eyha
n
Kamışl
ı,Poz
antı
Yalak,C
eyha
n
Botaş
,Yum
urta
lık
Gölova
sı,Yum
urtal
ık
Kamışl
ı Giriş
Poz
antı
Sağka
ya,C
eyha
n
Ak
tiv
ite
Ko
ns
an
tra
sy
on
u (
Bq
/kg
)
U-238 Th-232
Şekil 4.5 Toprak Örneklerindeki 238U ve 232Th dağılımları
40K, daha öncede belirtildiği gibi bozunum serilerine ait olmayıp doğada tek
başına bulunmaktadır. Yarıömrü 1,26×109 yıldır. 1460keV’de %11 bollukta bir piki
vardır (L’annunziata,1998). 40K toprakta oldukça yüksek konsantrasyonlarda
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
76
bulunmaktadır. Çalışma bölgesinden alınan toprak örneklerindeki 40K aktivite
konsantrasyonu 66,81 Bq/kg ile 403,58 Bq/kg değerleri arasında değişmekle birlikte
ortalama 213,68 Bq/kg ’dır. En yüksek aktivite değerine Ceyhan ilçesinin Yalak
köyünde rastlanmıştır. En düşük aktivite değerine ise Pozantı ilçesinin Kamışlı
köyünde rastlanmıştır. Şekil 4.6’te 40K’ın toprak örneklerindeki aktivite
konsantrasyonlarının dağılımı verilmektedir.
0
50
100
150
200
250
300
350
400
450
Ceyha
n Merke
z
İncir
li, Yum
urta
lık
Yumur
talık
Merke
z
Kamışl
ı Çıkış P
ozantı
Kösre
li,Cey
han
Zeytin
beli,Y
umurta
lık
Tatlıkuy
u,Cey
han
Kamışl
ı,Poza
ntı
Yalak,C
eyhan
Botaş
,Yum
urtalık
Gölova
sı,Yumur
talık
Kamışl
ı Giriş
Poza
ntı
Sağka
ya,C
eyha
n
Akti
vit
e K
on
san
trasyo
nu
(B
q/k
g)
Şekil 4.6 40K’ın toprak örneklerindeki aktivite konsantrasyonlarının dağılımı
137Cs, fisyon ürünü olup tabiatta doğal olarak bulunmaktadır. Yapılan nükleer
denemeler veya nükleer kazalar sonucunda atmosfere atılan fisyon ürünü
radyonüklitler, radyoaktif yağışlar ile yere düşerler. Zamanla yağmur ve akıntı
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
77
sularıyla toprağın derinliklerine inebilirler. 137Cs’nin yarıömrü 30,17 yıldır.
662 keV’de %85 bollukta bir piki vardır (L’annunziata,1998). Çalışılan toprak
örneklerinde değişik konsantrasyonlarda 137Cs radyoizotopuna rastlanmıştır. 137Cs
aktivite konsantrasyonu 0,33 Bq/kg ile 14,08 Bq/kg değerleri arasında değişmekle
birlikte ortalama 5,10 Bq/kg’dır. 137Cs’nin en yüksek değerine, Ceyhan ilçesinin
Tatlıkuyu köyünde, en düşük değerine ise Yumurtalık ilçesinin sahilinden alınan
deniz kumunda rastlanmıştır. Şekil 4.7’de 137Cs’nin toprak örneklerindeki dağılımı
verilmektedir.
4.3 Çevresel Doğal Gama Işınlama Doz Hızlarının Belirlenmesi
Bu bölümde Adana’nın Pozantı, Yumurtalık ve Ceyhan ilçeleri ve köylerinde
gerçekleştirilen gama ışınlama doz hızlarına ilişkin bilgiler yer almaktadır. Ölçümler,
Eberline Smart Portable (ESP-2) model, ucuna SPA-6 model plastik sintilasyon
algılayıcısı bağlanmış, bir taşınabilir cihaz yardımıyla gerçekleştirilmiştir. Bu
cihazda gama ışınlama doz hızları µR/saat olarak elde edilmektedir. Bu cihaz ile
ilgili ayrıntılı bilgiler Bölüm 3.3.3 ‘de verilmiş idi.
Toprak yüzeyinden 1 metre yükseklikte gerçekleştirilen ölçümler sonucu µR/saat
olarak elde edilen gama ışınlama doz hızı değerleri, nGy/saat’e dönüştürülmüştür.
Bu çalışmada Pozantı ilçesinden 15, Yumurtalık ilçesinden 18, Ceyhan ilçesinden
22, olmak üzere toplam 55 ölçüm alınmıştır. Pozantı ilçesi ve köylerine ait açık
havada ölçülen soğurulmuş gama doz hızı değerleri nGy/saat cinsinden Çizelge
4.4’te, Yumurtalık ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş gama doz
hızı değerleri nGy/saat cinsinden Çizelge 4.5’te, Ceyhan ilçesi ve köylerine ait açık
havada ölçülen soğurulmuş gama doz hızı değerleri nGy/saat cinsinden Çizelge
4.6’da verilmektedir.
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
78
0
2
4
6
8
10
12
14
16
Ceyha
n Mer
kez
İncir
li, Yum
urta
lık
Yumur
talık
Mer
kez
Kamışl
ı Çıkış P
ozan
tı
Kösre
li,Cey
han
Zeytin
beli,Y
umur
talık
Tatlıku
yu,C
eyha
n
Kamışl
ı,Poz
antı
Yalak,C
eyha
n
Botaş
,Yum
urta
lık
Gölova
sı,Yum
urtal
ık
Kamışl
ı Giriş
Poz
antı
Sağka
ya,C
eyha
n
Ak
tiv
ite
Ko
ns
an
tra
sy
on
u (
Bq
/kg
)
Şekil 4.7 137Cs’nin toprak örneklerindeki dağılımı verilmektedir.
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
79
Çizelge 4.4 Pozantı ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş gama doz hızı değerleri (nGy/saat)
Yer Adı Havada ölçülen soğurulmuş
doz hızları (nGy/saat)
Pozantı Merkez 108
Karakışlakçı 92,5
Ömerli 84
Yukarıbelemedik 70,2
Yağlıtaş 60,5
Aşçıbekirli 88,5
Dağdibi 115
Yazıcak 57,4
Kamışlı 61,7
Hamidiye 145
Fındıklı 67,8
Alpu 91,1
Gökbez 54,5
Yenikonacık 63,2
Eski Konacık 55,6
Ölçüm sonuçları Çizelge 4.4’te verilen Pozantı İlçesinin doğal gama
radyasyon izo-dos haritası Şekil 4.8’de verilmektedir. Ölçüm sonuçları Çizelge 4.5’te
verilen Yumurtalık İlçesinin doğal gama radyasyon izo-dos haritası Şekil 4.9’da
verilmektedir. Ölçüm sonuçları Çizelge 4.6’da verilen Ceyhan İlçesinin ise doğal
gama radyasyon izo-dos haritası Şekil 4.10’da verilmektedir.
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
80
Çizelge 4.5 Yumurtalık ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş gama doz hızı değerleri (nGy/saat)
Yer Adı
Havada ölçülen
soğurulmuş doz
hızları
(nGy/saat)
Yumurtalık 48,8
Kaldırım 45,5
Kırmızıdam 46,7
Asmalı 46
Yahşiler 47,5
Kuzupınarı 44
Kalemli 40,1
Deveciuşağı 43,5
Haylazlı 45
Ayvalık 47,6
Yeşilköy 45
Zeytinbeli 48,1
Yeniköy 45,4
Demirtaş 42,9
Narlıören 49,5
Hamzalı 44
Gölovası 45,4
Sugözü 36,9
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
81
Çizelge 4.6 Ceyhan ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş gama doz hızı değerleri (nGy/saat)
Yer Adı
Havada ölçülen
soğurulmuş doz
hızları (nGy/saat)
Ceyhan 52,8
Gümürdülü 63
Yeşilbahçe 75,7
Üçdut 55,5
Dumlu 56,8
Tatlıkuyu 65,8
Adapınar 58,1
İncetarla 45,8
Altıgöz 46,5
Yalak 60,8
Değirmenli 42,8
Mercimek 60,9
Kıvrıklı 69,8
Hamdili 54,8
Yılankale 40,8
Çakaldere 50,8
Yeniköy 73
Sağırlar 50,1
Sarımazı 45,1
Kurtkulağı 40,8
Çevretepe 40,4
Gündoğan 41,2
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
82
Şekil 4.8 Adana-Pozantı İlçesi Doğal Gama Radyasyon İzo-Dos Haritası(nGy/saat)
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
83
Şekil 4.9 Adana-Yumurtalık İlçesi Doğal Gama Radyasyon İzo-Dos Haritası(nGy/saat)
4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER
84
Şekil 4.10 Adana-Ceyhan İlçesi Doğal Gama Radyasyon İzo-Dos Haritası(nGy/saat)
5. SONUÇ VE ÖNERİLER Ayşe Gülbin ÖZGER
85
5. SONUÇ VE ÖNERİLER
Bu tez çalışmasında Adana iline bağlı Pozantı, Yumurtalık ve Ceyhan
ilçelerinin çevresel doğal radyoaktivite düzeyinin belirlenmesi amacıyla deneysel bir
çalışma yapılmıştır.
İçme suları vücut içi ışınlamayı arttırabileceği için, iç ışınlamalarda etkili olan
alfa ve beta parçacıklarının aktivitelerinin incelenmesi hedeflenmiştir. Bu amaçla
bölgeden alınan 16 su örneğinde toplam alfa ve toplam beta radyoaktivite seviyeleri
belirlenmiştir.
İncelenen su örnekleri arasında yalnızca Yumurtalık ilçesine bağlı İncirli
deniz suyunun alfa aktivitesinin, WHO’nun üst limit olarak belirlediği 0,1 Bq/l
sınırını aştığı gözlenmektedir. Yine tüm su örnekleri arasında yalnızca İncirli deniz
suyunun beta aktivitesinin, WHO’nun üst limit olarak belirlediği 1Bq/l sınırını aştığı
gözlenmektedir. Deniz suyundaki alfa ve beta aktivitelerinin yüksek çıkmasının
nedeni, deniz suyundaki potasyum miktarının fazla olmasından kaynaklanmaktadır.
Yapılan bir çalışmada Marmara Denizi’nin alfa aktivite konsantrasyonu
ortalaması 1,42 Bq/l, beta aktivite konsantrasyonu ortalaması ise 5,47 Bq/l olarak
bulunmuştur. Yine aynı çalışma da Karadeniz suyunun alfa aktivite konsantrasyonu
ortalaması 0,375 Bq/l, beta aktivite konsantrasyonu ortalaması ise 5.63 Bq/l olarak
bulunmuştur (Karahan,1997). Bu çalışmada Akdeniz suyunun alfa aktivite
konsantrasyonu 0,703 Bq/l, beta aktivite konsantrasyonu ise 6.81 Bq/l olarak
bulunmuştur. Görüldüğü gibi Akdeniz suyunun beta aktivite konsantrasyonu değeri,
Marmara Denizi ve Karadeniz’de ki beta aktivite konsantrasyonu değerlerinden
daha yüksek çıkmıştır. Bu sonuç Akdeniz suyunun tuzluluk oranının Karadeniz ve
Marmara Deniz suyunkinden daha fazla olması ile ilişkilidir.
Seyhan göl suyunun alfa ve beta aktivite değerlerinin ise WHO’nun üst limit
değerlerini aşmadığı gözlenmektedir. Bu nedenle Seyhan Göl suyu içme suyu olarak
kullanılabilir.
Ölçülen diğer su örneklerinin WHO ’nun belirlediği üst limit değerlerinin
altında kalması bu yöreler için sevindirici bir sonuçtur. Alınan su örnekleri için alfa
ve beta aktivitesini saptamak dışında, radyoaktiviteyi arttırıcı radyonüklitleri
5. SONUÇ VE ÖNERİLER Ayşe Gülbin ÖZGER
86
belirlemek için, nötron aktivasyon veya gama spektroskopik analizler yapılması
önerilebilir.
Bölgeden alınan 13 toprak örneği, dış gama radyasyonuna katkıları
bakımından gama spektroskopik sistemle incelenmiştir. Toprak örneklerinin her biri
için 238U , 232Th, 40K ve 137Cs aktivite konsantrasyonları bulunmuştur. 238U’in ortalama aktivite konsantrasyonu 10,25 Bq/kg olmakla birlikte
maksimum değer Ceyhan ilçesinin Sağkaya köyünden alınan örnekte 14,00 Bq/kg
olarak bulunmuştur. Minimum değer ise Pozantı ilçesinin Kamışlı köyünden alınan
örnekte 2,813 Bq/kg olarak bulunmuştur. 232Th’nin ortalama aktivite konsantrasyonu ise 14,46 Bq/kg olmakla birlikte
maksimum değer Ceyhan ilçesinin Tatlıkuyu köyünden alınan örnekte 25,91 Bq/kg
olarak bulunmuştur. Minimum değer ise Pozantı ilçesinin Kamışlı köyünden alınan
örnekte 3,546 Bq/kg olarak bulunmuştur.
40K için ortalama 213,68 Bq/kg olmakla beraber maksimum değer Ceyhan
ilçesinin Yalak köyünden alınan örnekte 403,58±6,42 Bq/kg olarak bulunmuştur.
Minimum değer ise Pozantı ilçesinin Kamışlı köyünden alınan örnekte 66,81±1,50
Bq/kg olarak bulunmuştur.
UNSCEAR 2000 raporunda, 238U aktivitesinin dünya ortalaması 35 Bq/kg
olarak, 232Th aktivitesinin dünya ortalaması 30 Bq/kg olarak, 40K aktivitesinin
dünya ortalaması ise 400 Bq/kg olarak yayınlanmıştır. Bu çalışma da 238U, 232Th ve 40K aktivitelerinin ortalama değerleri bu raporda yayınlanan değerlerin altındadır.
Ayrıca 137Cs için ortalama 5,100769 Bq/kg olmakla beraber maksimum
değer Ceyhan ilçesinin Tatlıkuyu köyünden alınan örnekte 14,08±0,42 Bq/kg olarak
bulunmuştur. Minimum değer ise Pozantı ilçesinin Kamışlı köyünden alınan örnekte
1,910±0,10 Bq/kg olarak bulunmuştur.
Bu veriler ışığında her bir bölge için topraktaki radyonüklitlerin havadaki
absorblanmış doz hızı değerleri bulunmuştur. Bu ölçümler sonucunda Pozantı
ilçesinin havada absorblanmış ortalama gama doz hızı 81 nGy/saat olarak;
Yumurtalık ilçesinin havada absorblanmış ortalama gama doz hızı 45,11 nGy/saat
olarak; Ceyhan ilçesinin havada absorblanmış ortalama gama doz hızı ise 54,15
5. SONUÇ VE ÖNERİLER Ayşe Gülbin ÖZGER
87
nGy/saat olarak bulunmuştur. Bu üç ilçenin havada absorblanmış gama doz hızı
değeri ortalaması 58,51 nGy/saat ‘dir .
Pozantı ilçesinde ki ortalama absorblanmış gama doz hızı değeri diğer
ilçelerden daha yüksektir. Pozantı ilçesi diğer iki ilçeye göre daha yüksekte
olduğundan, kozmik ışınlardan gelen radyasyona daha çok maruz kalmaktadır.
Deniz seviyesinde olan Yumurtalık ilçesinde ise en düşük ortalama
absorblanmış gama doz hızı değeri ölçülmüştür. Görüldüğü gibi deniz seviyesine
doğru inildikçe kozmik ışınlardan kaynaklanan radyasyon oranı azalmaktadır.
Elde edilen havada absorblanmış gama doz hızı değerlerini 1993 yılında
UNSCEAR raporunda dünya ortalaması olarak yayınlanan 55 nGy/saat değeri ile
karşılaştırırsak, Pozantı ilçesinin bu değerin üzerine olduğunu, Yumurtalık ve
Ceyhan ilçelerinin ise bu değerin altında olduğunu görebiliriz.
Yapılan bu tez çalışması, bir ön çalışma niteliğinde olup, bölgeden alınan
örnekler belirli kriterlere göre değerlendirilmiştir. Bu değerlendirmeler sonucunda
örneklerin alındığı Pozantı, Yumurtalık ve Ceyhan ilçelerinin doğal radyoaktivite
düzeylerinin çok yüksek olmadığı ve dünya ortalamasına yakın değerlerde olduğu
gözlenmiştir. Bölgede daha fazla örnekleme ile kapsamlı bir inceleme yapılabilir.
88
KAYNAKLAR
ALPHER, P.A. ve HERMAN, R.C., 1953. Origin and Abundance Distribution of
Elements, Am. Rew. Nuclear Science, 2(1).
AMANAT A., ORFI S.D., and QURESHI A.A., 2002. Assessment of the Natural
Radioactivity and Its Radiological Hazards in Shewa-Shahbaz Garhi Igneous
Complex, Peshawar Plain, NW Pakistan. Health Physics, 82(1).
ATAKSOR, B., 2002. Toplam Alfa ve Toplam Beta Radyoaktivite Tayini ile Havza
Yüzey Suları Kirliliğine İlişkin Yeni Bir İnceleme ve Reseptör Model ile
Karşılaştırılmalı Değerlendirilmesi. Doktora Tezi, İ.T.Ü. Nükleer Enerji
Enstitüsü, İstanbul.
BANZI F.P., MSAKI P. VE MAKUNDI, I.N., 2002. A Survey of Background
Radiation Dose Rates and Radioactivity in Tanzania, Health Physics, 82(1) s
80-86.
BECK, H.L., 1982. The natural Radiation Environment II. USERDA Conf.-720805-
P2, The Physics of Environmental Gamma Radiation Fields, s 101-104.
BİLGE, A.N., 1985. Nükleer Tekniklerin Endüstriye Uygulanması, TAEK, Ankara.
ÇELEBİ, N., 1995 Çevresel Örneklerde Uranyum, Radyum Ve Radon Ölçüm
Tekniklerinin Geliştirilmesi. Doktora Tezi, İstanbul, 86s.
DEBERTIN, K. ve HELMER, R.G., 1988. Gamma and x-ray spectrometry with
semiconductor detectors, North Holland, Amsterdam.
EISENBUD, M., PETROW, 1964. Radioactivity in the Atmosferic Effluents of
Power Plants That Use Fosil Fuels, Science 144,288 .
EISENBUD,M., 1963. Environmental Radioactivity in U.S., 135s.
EL-SHERSHABY, A., 2002. Study of Radoactivity Levels of Gable Gattar II in the
North Eastern desert of Egypt, Applied Radiation and Isotopes, 57, s 131-135.
GILLMORE, G. ve HEMINGWAY, J., 1995. Practical Gamma Ray Spectrometry,
Chichester: Wiley.
GINZBUR, V.L. and SYROVATSKI, S.I., 1964. The Origin of Cosmic Rays,
Pergaman Press .
89
GODDARD C.C., 2002. Measurement of Outdoor Terrestrial Gamma Radiation in
the Sultanate of Oman, Health Physics, 82(6) p 869-874.
GOLLNICK D.A., 1988. Basic radiation protection technology, Pacific Radiation,
Altadena.
GONZALAES AND FRIENDS, 1998. IAEA Tec. Report Series No.295.
HOLBERT, K.E., STEWART,B.D. ve ESHRAGHI, P., 1995. Measurement of
Radioactivity in Arizona Groundwater Using Improved Analytical
Techniques for Samples with High Dissolved Solids. Health Physics, 68(2).
IBRAHIEM, N.M., ABD EL GHANI, A.H., SHAWKY, S.M., ASHFAF, E.M. ve
FAROUK, M.A., 1993. Measurement of Radioactivity Levels in Soil in The Nile
Delta and Middle Egypt. Health physics, 64 (6).
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY (IAEA), 1996. Radiation
Safety, IAEA Division of Public Information , 96-00725.
KAM, E., 2004. Tekirdağ’ın Çevresel Doğal Radyoaktivitesinin Tayini, Y.T.Ü
Yüksek Lisans Tezi, İstanbul, 112s.
LOWDER, W.M. and SOBON, L.R., 1956 “Background Radiation” , Rep.
NYO-4712. USAEC, D.C., Washington.
LUNE, N., 1989. The Abundance in The Cosmic Radiation, American Institute of
Physics, New York.
MERIWETHER, J.R., BURNS, S.F., THOMPSON, R.H., AND BECK, J.N., 1995.
Evaluation of Soil Radioactivities Using Pedologically Based Sampling
Techniques, Health Physics, 69(3).
MOHANTY A.K., SENGUPTA D., DAS S.K., SAHA S.K. VE VAN K.V., 2004.
Natural radioactivity and radiation exposure in the high background area at
Chhatrapur beach placer deposit of Orissa, India, Radiation Measurements,
38, 153-165.
MYRICK, T.E., BERVEN, B.A., HAYWOOD, F.F., 1983. Determination of
Concentrations of Selected Radionuclides in Surface Soil in the U.S. Health
Physics, 45,631-642.
NCRP 45, 1975. National Council on Radiation Protection and Measurements No.45,
Natural Background Radiation in the U.S., Soil Radioactivity, s 54.
90
NCRP 50, 1976. National Council Radiation Protection and measurements;
Environmental Radiation Measurements, NCRP Report No. 50.
NCRP 58, 1985. National Council on Radiation Protection and Measurements, A
Handbook of Radioactivity Measurements, NCRP Report No. 50.
NCRP 97, 1988. National Council on Radiation Protection and Measurements;
Measurements of Radon and Radon Daughters in Air, NCRP Report No.97.
NCRP 98, 1989. National Council on Radiation Protection and Measurements
Guidance on Radiation Received in Space Activities.
NEHER, H.V., 1967. Cosmic Ray Particles That Changed 1954 to 1958 to 1965, J.
Geophysics. Ref. 72, s 1527-1539.
O’BRIEN, K., FRIEDBERG, F.E., DUKE, F.E., et.al., 1992. The Exposure of
Aircraft Crews to Radiations of Extraterrestrial Origin, Radiation Protection
Dosimeter 45, s 145-166.
PAPESTEFANOU, C., MANOLOPOULOU, M., STOULOS, S., IOANNIDOU, A.
ve GERASOPOULOS, E., 1999. Background radiation measurements in
lower atmosphere before and after Chernobyl, Journal of Environmental
Radioactivity, 42, s 87-92.
PUJOL, L.I. VE SANCHEZ CABEZA, J.A., 2000. Natural and Artificial
Radioactivity in Surface Waters of the Ebro River Basin (Northeast Spain),
Journal of Environmental Radioactivity, 51, s 181-210.
RAMLI, A.T., HÜSSEIN, A.W. , WOOD, K., 2005. Environmental 238U and 232Th
Concentration Measurements in Area of High Level Natural Background
Radiation at Polong, Johor, Malaysia. Journal of Environmental
Radioactivity, 80, s 287-304.
ROGERS, A.S., 1958. Physical Behavior and Geologic Control of Radon in
Mountain Streams, U.S. Geology Bulletin 1052-E.
RYBACH, L., BACHER, D., BUCHER, B. VE SCHWARZ, G., 2002. Radiation
Doses of Swiss Population From External Sources. Journal of Environmental
Radioactivity, 62, s 277-286.
SAMUEL, L.D., 1964. A study of Environmental Exposure to Radium in Drinking
Water. The Natural Environment, s 239.
91
SANNAPPA, J., CHANDRASHEKARA, M.S., SATHISH, L.A., PARAMESH, L.
ve VENKATARAMAIAH, P., 2003. Study of background radiation dose in
Mysore City, Karnataka State, India. Radiation Measurements, 37, s 55-65.
SAYRE, W.W. GUY, H.P. and CHAMBERLAN, A.R. 1963. Uptake and Transport
of Radionüclides by Stream Sediments. U.S. Geology Survey Professional
Paper 433-A.
SHAPIRO, J., 1974. Radiation Protection, Harvard University Pres, Cambridge
Massachusetts, 276s.
SIMON S.L., BAVERSTOCK K.F. VE LINDHOLM C., 2003. A summary of
evidence on radiation exposures received near to the Semipalatinsk nuclear
weapons test site in Kazakhstan. Health Physics 84(6), s 718-725.
SIMON, S.L. VE BOUVILL A., 2002. Radiation Doses to Local Populations Near
Nuclear Weapons Test Sites Worldwide. Health Physics, 82(5), s 706-725.
SOHRABI, M., BEITALLAHI, M.M., HAFEZI, S., ASEFI, M., AND
BOLOURCHI, M., 1999. Effective Dose to the Public From 226Ra in Drinking Water
Supplies of Iran , Health Physics, 77(2).
SOMASHEKARAPPA, H.M., NORAYANA, Y., RADHAKRISHNA, A.P. ve
SIDDAPPA, K., 1993. A New Natural Background Radiation Area on the
Southwest Coast of India. Health Physics, 65(4).
THEODORSSON, P., 1997, Measurements of Weak Radioactivity, World Scientific
Pub. Co.
TS 266, 1984. Türk Çevre Mevzuatı, Su Kirliliği Kontrolü Yönetmeliği.
TYKVA, R. ve SABOL, J., 1995. Low Level Environmental Radioactivity (Sources
and Evaluation), Technomic Publishing Co., Inc.
UNITED NATIONS PUBLICATION( Level and Effect Ionization Radiation), 1972.
E.72.IX. 17 and 18 New York.
UNITED NATIONS SCIENTIFIC COMMITTEE ON THE EFFECTS OF ATOMIC
RADIATION (UNSCEAR): Sources,Effects, and Risks of Ionizing
Radiation. United Nations sales publication No. E. 88.IX.7. New York.
92
UNSCEAR 2000 Report , United Nations Scientific Committee on The Effects of
Atomic Radiation. Sources , Effects and Risks of Ionizing Radiations. New
York.
UNSCEAR 93 Report, United Nations Scientific Committee on The Effects of
Atomic Radiation , Annex A, Terrestrial Sources of Radiation, s 63.
http://www.taek.gov.tr/bilgi/radyasyon/radyasyonvebirimleri.html .
http://www.taek.gov.tr/bIlgi/radyasyonvebiz/index.html .
93
ÖZGEÇMİŞ
1979 yılında Gaziantep’te doğdu. İlk, orta ve lise öğrenimini orada
tamamladı. 1997 yılında Gaziantep F.N.T Anadolu Lisesi’nden mezun oldu. 2001
yılında Uludağ Üniversitesi, Fen Edebiyat Fakültesi, Fizik Bölümü’nü bitirdi. 2003
yılında Çukurova Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü, Fizik Öğretmenliği Yüksek
Lisans programını tamamladı. 2003 yılında Çukurova Üniversitesi, Fen Bilimleri
Enstitüsü, Fizik Bölümü’nde Yüksek Lisans eğitimine başladı.