ÇUKUROVA ÜN İVERS İTES İ FEN B İLİMLER İ ENST İTÜSÜ

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


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


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.

IV

Aileme…

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


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


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


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.


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


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


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).


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:


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.


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.


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


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


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


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


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-


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-


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.


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


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).


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).


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.


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


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.


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


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


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


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.


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


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


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).


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


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.


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


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).


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


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


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.


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


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


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).


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).


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


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.


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


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.


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)


49

Şekil 3.4 Katı hal dedektörünün kesiti (Bilge,1985; Debertin and Helmer,1988; Gillmore and Hemingway,1995)


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


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


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


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.


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


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


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


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


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


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.


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.


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.


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


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.


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


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


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


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


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


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


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).


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


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


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.


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


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


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.


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.


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.


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


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


82

Şekil 4.8 Adana-Pozantı İlçesi Doğal Gama Radyasyon İzo-Dos Haritası(nGy/saat)


83

Şekil 4.9 Adana-Yumurtalık İlçesi Doğal Gama Radyasyon İzo-Dos Haritası(nGy/saat)


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


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


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


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


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.

Documents

ÇUKUROVA ÜN İVERS İTES İ FEN B İLİMLER İ ENST İTÜSÜ