ALİAĞA-İZMİR ÇEVRESİNDE DOĞAL RADYOAKTİVİTE DÜZEYİNİN BELİRLENMESİ

Transkript

1 EGE ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ (YÜKSEK LİSANS TEZİ) ALİAĞA-İZMİR ÇEVRESİNDE DOĞAL RADYOAKTİVİTE DÜZEYİNİN BELİRLENMESİ İbrahim ÖZKEN Tez Danışmanı : Doç.Dr.N.Füsun ÇAM İkinci Danışmanı : Prof.Dr.Günseli YAPRAK Fizik Anabilim Dalı Bilim Dalı Kodu : Sunuş Tarihi : Bornova-İZMİR 2011

2

3

4

5 v ÖZET ALİAĞA-İZMİR ÇEVRESİNDE DOĞAL RADYOAKTİVİTE DÜZEYİNİN BELİRLENMESİ ÖZKEN, İbrahim Yüksek Lisans Tezi, Fizik Bölümü Tez Yöneticisi: Doç. Dr. N. Füsun ÇAM, Prof. Dr. Günseli Yaprak Ocak 2011, 52 sayfa Bu tezde İzmir in Aliağa ilçesinde karasal kaynaklı doğal radyasyon düzeyi araştırılmıştır. Bu araştırmanın gerçekleştirilebilmesi için sistematik bir şekilde 60 adet toprak örneği ile bölgenin jeolojik yapısını temsil eden 18 adet kayaç örneği toplanmıştır. Gama spektroskopisi ile ölçülen doğal radyonüklit ( 238 U, 232 Th ve 40 K) aktivite konsantrasyonu ortalamaları kayaç örnekleri için sırasıyla 38±23, 48±26, 787±286 Bqkg -1 ve toprak örnekleri için sırasıyla 38±18, 63±19 ve 686±276 Bqkg -1 olarak belirlenmiştir. Topraklarda bulunan radyonüklit aktivite konsantrasyonlarından karasal gama doz hızına geçildiğinde ortalama 111±34 ngyh -1, doz hızından etkin doz eşdeğeri hesaplandığında ise ortalama 0.14±0.04 msvy -1 olarak tespit edilmiştir. Toprak örnekleri için hesaplanan ortalama karasal doz hızı (111 ngyh -1 ) ile UNSCEAR 2000 raporunda yer alan ortalama doz hızı (60 ngyh -1 ) karşılaştırıldığında yaklaşık iki katı olduğu; fakat normal alanlar için verilen tipik aralığı ( ngyh -1 ) geçmediği görülmektedir. Bulunan etkin doz eşdeğer ortalamasının (0.14 msvy -1 ), UNSCEAR 2000 raporunda verilen ortalama karasal dışsal maruz kalma etkin doz eşdeğerinin (0.07 msvy -1 ) iki katı olduğu fakat normal alanlar için verilen tipik aralık ( msvy -1 ) sınırlarında yer aldığı saptanmıştır. Bu sonuçlar ışığında Aliağa bölgesinin normal alanlar içinde yeraldığı saptanmıştır. Anahtar sözcükler: Aliağa, toprak, NORM, 238 U, 232 Th, 40 K

6 vi

7 vii ABSTRACT DETERMINATION OF NATURAL RADIOACTIVITY AROUND ALIAGA-IZMIR OZKEN, Ibrahim MSc in Physics Supervisor: Assoc. Prof. Dr. Fusun CAM, Prof. Dr. Gunseli YAPRAK January 2011, 52 pages In this thesis, terrestrial radiation was evaluated in Aliağa. In order to achieve this study, 60 soil and 18 rock samples which have the geological characteristics of Aliağa were collected. The soil samples were collected systematically. Natural radionuclides ( 238 U, 232 Th and 40 K) activity concentrations measured by gamma spectroscopy system are 38±18, 63±19 and 686±276 Bqkg -1 for soil samples and are 38±18, 63±19 and 686±276 Bqkg -1 for rock samples, respectively. The absorbed gamma dose rate and annual effective dose equivalent were determined to be respectively 111±34 ngyh -1 and 0.14±0.04 msvy -1. Although the average terrestrial dose rate (111 ngyh -1 ) determined for the area is about two times of the average terrestrial dose rate (60 ngyh -1 ) given in the UNSCEAR 2000 report, it is still within the range ( ngyh -1 ) given for the normal areas in the same report. Even though the average effective dose equivalent calculated for the soil samples is two times of the average terrestrial external exposure effective equivalent (0.07 msvy-1) given in the report UNSCEAR 2000, it is still within the range ( msvy -1 ) given for the normal areas. According to these results, Aliaga and around are determined to be normal background areas. Keywords: Aliaga, soil, NORM, 238 U, 232 Th, 40 K

8 viii

9 ix TEŞEKKÜR Tez çalışmam süresince değerli bilgi ve tecrübelerini esirgemeyen hocalarım Doç. Dr. Füsun ÇAM ve Prof. Dr. Günseli YAPRAK a teşekkür ederim Çalışmamın her aşamasında desteğini esirgemeyen ve arazi çalışmalarımda her zaman yanımda olan arkadaşım Arş. Gör. Buket CANBAZ ÖZTÜRK e gönülden teşekkürlerimi sunarım. Bilgi ve görüşlerinden yararlandığım, mevcut laboratuvar olanaklarını kullanmama izin veren Dokuz Eylül Üniversitesi Mühendislik Fakültesi Jeoloji Mühendisliği Bölümü Öğretim Üyesi Sayın Yrd. Doç. Dr. Cüneyt AKAL a teşekkür ederim. Arazi çalışmalarım sırasında yardımlarını esirgemeyen hocam Araş. Gör. Dr. Gökhan UTLU ve arkadaşlarım Alper ÇETİNEL, Raşit GÜRSAN, Murat MUGANLI, Utku ÜLGEN ve İsmail OKTAY a teşekkür ederim.

10 x

11 xi İÇİNDEKİLER Sayfa ÖZET... v ABSTRACT.....vii TEŞEKKÜR...ix ŞEKİLLER DİZİN... xii ÇİZELGELER DİZİNİ...xv 1.GİRİŞ GENEL BİLGİLER Doğal radyasyon Kozmik kaynaklı doğal radyasyon Karasal kaynaklı doğal radyasyon Bina dışı maruz kalma Bina içi maruz kalma Teknolojik Olarak Zenginleşmiş Doğal Radyasyon (TENORM) Fosil yakıtlar Fosfat içeren yapay gübreler...14

12 xii İÇİNDEKİLER (devam) Sayfa 3. MATERYAL VE YÖNTEM Bölgenin Jeolojik Yapısı Örnekleme Örnek Hazırlama NaI(Tl) Gama Spektrometre Sistemi İle Doğal Radyonüklit Analizi Toryum kanalı Uranyum kanalı Potasyum kanalı Analitik Kalite Kontrolü Radyoaktif Denge DENEYSEL SONUÇLAR Kayaçlardaki Doğal Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonları Yüzey Topraklarındaki Doğal Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonları Doğal Radyasyondan Kaynaklanan Karasal Gama Doz Hızı SONUÇLAR VE ÖNERİLER KAYNAKLAR ÖZGEÇMİŞ... 52

13 xiii ŞEKİLLER DİZİNİ Şekil Sayfa 2.1 Fosfat cevherinden ürün, yan ürünlere 226 Ra ve 228 Ra geçişi Bölgeye ait stratigrafi kesiti Aliağa ve çevresinin jeoloji haritası Toprak ve kayaç örnekleme noktaları Th sintilasyon gama spektrumu ve seçilen enerji aralığı U sintilasyon gama spektrumu ve seçilen enerji aralığı K sintilasyon gama spektrumu ve seçilen enerji aralığı Uranyum serisi Kayaç Örneklerinde Gözlenen Doğal Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonları a Kayaç örneklerine ait 40 K aktivite konsantrasyonlarının frekans dağılımları b Kayaç örneklerine ait 238 U aktivite konsantrasyonlarının frekans dağılımları c Kayaç örneklerine ait 232 Th aktivite konsantrasyonlarının frekans dağılımları Toprak Örneklerindeki Radyonüklit Konsantrasyonları Topraklardaki 40 K aktivite dağılımı Topraklardaki 238 U Aktivite Dağılımı...40

14 xiv 4.6 Topraklardaki 232 Th Aktivite Dağılımı a Toprak Örneklerine Ait 40 K aktivite konsantrasyonlarının frekans dağılımları b Toprak Örneklerine Ait 238 U aktivite konsantrasyonlarının frekans dağılımları c Toprak Örneklerine Ait 232 Th aktivite konsantrasyonlarının frekans dağılımları Doğal Radyasyon Kaynaklı Karasal Gama Doz Dağılımı Karasal Gama Doz Hızına Ait Frekans Dağılımı... 44

15 xv ÇİZELGELER DİZİNİ Çizelge Sayfa 2.1 Doğal radyasyona maruz kalma etkin doz eşdeğerleri Dünyada ve Türkiye de topraklarda ölçülen doğal Radyoaktivite Bina Dışı Ortamda Karasal Gama Radyasyonuna Dışsal Maruz Kalma Fosfat Cevherlerindeki Radyonüklit Konsantrasyonları Fosfat Cevheri ve Phosphogypsum (PG) deki Ortalama Radyonüklit Konsantrasyonu Gama spektrometre sisteminin duyarlılık faktörleri Gama spektrometre sisteminin sıyırma oranları Kayaç örneklerinde gözlenen radyonüklit konsantrasyonu Kayaç Örneklerindeki Doğal Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonlarının İstatistik Analizi Toprak Örneklerinde Gözlenen Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonları Toprak Örneklerinde Gözlenen Doğal Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonlarının İstatistik Analizi Karasal Gama Doz Dağılımlarının İstatistik Analizi Toprak ve Kayaç Örneklerinin Radyolojik Özellikleri...45

16

17 1 1.GİRİŞ Doğal radyoaktivite uranyum, toryum ve aktinyum radyoaktif serilerinden meydana gelmektedir. Uranyum serisi 238 U ile, toryum serisi 232 Th ile ve aktinyum serisi 235 U ile başlar. 235 U ın 238 U e oranı %1 den daha az olduğundan dolayı 235 U ın çevresel doza katkısı çok azdır. Tek başına oluşmuş radyonüklitler de doğada mevcuttur. Bunların en önemlisi beta bozunmasının yanı sıra gama yayınlayıcısı da olan ve gama ışınına maruz kalmaya önemli katkı yapan 40 K tır. 232 Th (%14), 235 U ve 238 U (%55.8) radyoaktif bozunma zincirinin üyeleriyle birlikte 40 K (%13.8) doğal radyasyondan kaynaklı maruz kalmanın temelini oluştururlar (Joshua et al., 2009). Kayaçlarda doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonu kayanın oluşumuna ve litolojisine bağlı olarak değişir. Toprakların kayaçların aşınması ile oluştuğu dikkate alınırsa topraktaki doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonunun da kayaların oluştuğu yapıya, topraktan ayrılışına ve uzaklaşmasına bağlı olduğu gözlenir. Bu nedenle çevresel radyoaktivite temel olarak jeolojik ve coğrafik duruma bağlıdır (Joshua et al., 2009). UNSCEAR 2000 raporunda normal bölgelerde insanların almış olduları doz eşdeğeri ortalama 2.4 msvy -1 olarak, değişim aralığı ise 1-10 msvy -1 olarak verilmiştir. 2.4 msvy -1 olan ortalama değerin 0.48 msvy -1 lik kısmı karasal radyasyona dışsal maruz kalmadan kaynaklanmaktadır. Aynı raporda 40 K, 238 U ve 232 Th doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonlarının ortalama değerleri sırası ile; 400, 35 ve 30 Bqkg -1, Nüfus Yoğunluklu Dünya Ortalaması ise 420, 33 ve 45 Bqkg -1 olarak verilmektedir. Nükleer fiziğin gelişimi, nükleer uygulamaların yaygınlaşmasına ve çevresel radyoaktivite düzeyinin artmasıyla sonuçlanmıştır. Bunun yanında, petrol endüstrisi, maden çıkarma çalışmaları ve yapay gübre üretimi gibi nükleer olmayan kirlilik kaynakları da bulunduğumuz ekosistemde radyonüklit konsantrasyonu değiştirmekte ve insanların maruz kaldıkları radyasyon düzeyini arttırmaktadır (Abdi et al., 2008).

18 2 Teknolojik olarak zenginleşmiş doğal radyoaktivite kısaca TENORM kavramı; teknolojik aktivite olmaksızın var olmayacak olan doğal radyasyon kaynakları olarak tanımlanmaktadır (Çam vd., 2007; Yaprak vd., 2007). Çevresel radyoaktivite araştırmaları dünya genelinde büyük ilgiyle karşılanmaktadır ve bu araştırmalardaki doğal radyasyon verileri insanlardan kaynaklı kirlenmeyi tespit edebilmenin temelini oluşturur. Bunun dışında halkın maruz kaldığı dozu belirlemek ve epidemiyolojik çalışmalar için de önemlidir (War et al., 2008). Aliağa bölgesinde gübre fabrikası, petrol rafinerisi ve diğer endüstri kollarının mevcut olması ve bu bölgede şimdiye kadar radyoaktivite ölçümleri yapılmamış olması bu bölgenin radyasyon düzeyinin belirlenmesinin önemini arttırmaktadır. Bu bağlamda yapılan tez çalışmasında, bölgenin jeolojik yapısına bağlı olarak mevcut olan doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonları gama spektrometre sistemi kullanılarak saptanmış ve havadaki soğurulmuş doz hızı tahmin edilerek bu bölgede yaşayan halkın maruz kaldığı ortalama yıllık etkin doz eşdeğeri bulunmuştur. Elde edilen sonuçlar Aliağa bölgesi için doğal radyonüklit dağılımları ve radyasyon seviyesi için temel verileri oluşturacaktır.

19 3 2. GENEL BİLGİLER Dünyamızın tüm jeolojik devirlerinde radyoaktivite ve nükleer radyasyon ekosistem içerisinde hep var olmuştur ve kaçınılmaz olarak var olmaya devam edecektir. Gerek dünyayı oluşturan jeolojik yapıların içerdiği doğal radyasyon, gerekse kozmik radyasyon, yeryüzünde canlıların belirli bir radyasyon düzeyi içerisinde yaşamalarına neden olmaktadır. Bunun yanı sıra, Kuzey yarım kürede ciddi bir radyoaktif kontaminasyona neden olan Çernobil nükleer kazası, nükleer materyallerin üretimi, nükleer güç reaktörleri, nükleer yakıt çevrim tesisleri, nükleer atık geri kazanım tesisleri ve nükleer atıklar çevredeki radyoaktiviteyi artırmıştır (Yaprak, 2010). Bu noktada ekolojinin bir alt dalı olarak radyoekoloji dalı meydana gelmiştir. Radyoekolojinin içerisinde fizik, kimya, matematik, biyoloji ve ekoloji gibi temel dallar mevcuttur (Whicker, 1997). Sıcaklık, basınç, atmosferik olaylar, doğal döngüler, suyun, toprağın, havanın elementsel içerikleri gibi olgular bir denge içerisinde bulunmaktadır. Ekolojik denge bileşenleri içerisinde doğal radyoaktivite ve nükleer radyasyonun da önemli bir yeri vardır. Radyasyonun bu denge içerisindeki rolü diğerlerinden çok daha zor anlaşılıp gözlenebilmektedir. Radyoekoloji, gerek doğal gerekse teknolojik uygulamaları sonucu oluşan yapay radyoaktivitenin birlikte ele alındığı çevresel radyoaktiviteyi konu edinmiştir. Dünyanın varoluşundan beri mevcut olan radyoaktivitenin keşfi yaklaşık yüz yıl kadar öncedir. Radyoaktivite, Henry Becquerel tarafından 19. yüzyılın sonlarında keşfedilmesine karşın çevresel araştırmalar 20. yüzyılın ikinci çeyreğinde başlamıştır. Çevresel radyoaktivite 1950 lerin sonu ve 1960 ların başlarında atmosferde gerçekleştirilen nükleer silah testleri sonucunda oluşan nükleer serpintilerle ilgilenilmesiyle populer hale gelmiştir (Mishra, 2001). Geçmişi fazla olmayan radyoekoloji dalı yılları arasında yapılan nükleer silah testleri ile emekleme ve gelişme dönemine girmiştir. Bu zaman zarfında cevabı çok basit olan fakat cevaplanabilmesi için gözlemlerin ve ölçümlerin yapılması gerekli olan birçok soru cevaba kavuşmuştur (Whicker, 1997) yılında gerçekleşen Chernobly kazası doz seviyesini aza indirmek ve kirlenen bölgeleri ıslah etmek için bazı ülkelerin çok büyük çaba sarfetmesine

20 4 neden olmuştur. Bu ıslah çalışmalarının yapılması, radyonüklitlerin ekosistemdeki göçü ve etkisi hakkında geniş radyoekolojik araştırmalar gerektirmekteydi. Böylece bu dönem zarfında radyoekoloji oldukça fazla gelişme göstermiştir (Strand and Børretzen, 2002). İnsanoğlu gün geçtikçe doğanın dengesini bozarak doğal radyasyon seviyesini de değiştirmektedir. Çevrenin doğal ve yapay radyasyon seviyesindeki önemli değişimlerin saptanması, herhangi bir kaza sonrasında radyoaktif kirlenmenin boyutlarının değerlendirilmesi ve insan sağlığı ile çevre üzerindeki etkilerinin doğru şekilde belirlenebilmesi açısından büyük önem taşımaktadır. Bu değişimin izlenebilmesi için yapılacak izleme ve ölçümlerde doğal background seviyesinin bilinmesi önemlidir. Çevresel radyoaktiviteyi oluşturan kaynakları üç ana başlık altında toplayabiliriz; kozmik orijinli doğal radyoaktivite, karasal orijinli doğal radyoaktivite, ve nükleer silah testleri ve teknolojik uygulamalarla ortaya çıkan insan kaynaklı radyoaktivitedir Doğal Radyasyon İnsanlar, yaşadıkları çevrede gerek dünyamızın oluşumundan bu yana varolan primordial radyonüklitler gerekse kozmik ışımalar tarafından sürekli olarak ışınlanmaktadır. İnsanların bu şekilde kaçınılmaz olarak maruz kaldıkları radyasyon türüne doğal radyasyon denmektedir. ICRP (International Commission on Radiological Protection), 1990 raporunda insanların doğal radyasyona maruz kalmadan kaynaklanan etkin doz eşdeğerinin yıllık 1mSv değerini geçmemesi istenmektedir. UNSCEAR 2000 verilerine göre normal doğal radyasyonlu alanlarda yaşayan insanların maruz kaldığı yıllık ortalama etkin doz eşdeğeri 2.4 msvy -1 karşı gelmektedir. Dünya

21 5 nüfusunun %65 lik büyük bir kısmı için yıllık ortalama etkin doz eşdeğeri 1-3 msvy -1, %25 i için 1 msvy -1 den küçük ve %10 u için 3 msvy -1 dan büyüktür (UNSCEAR 2000, Yaprak; 2010). Çizelge 2.1 Doğal Radyasyona Maruz Kalma Etkin Doz Eşdeğerleri (UNSCEAR 2000; Canbaz, 2007). Doğal Radyasyon Kaynakları Kozmikışınlar İyonizasyon bileşeni Nötron bileşeni Kozmojenik radyonüklitler Yıllık Etkin Doz Eşdeğeri (msv) Ortalama Tipik Aralık Toplam 0.28 (0.30)* 0.10 (0.08) 0.01 (0.01) Karasal Radyasyona Dışsal Maruz Kalma Bina dışı Bina içi Karasal Radyasyona İçsel Maruz Kalma ( Soluma) 238 U ve 232 Th serileri 222 Rn (radon) 220 Rn (toron) 0.07 (0.07) 0.41 (0.39) (0.01) 1.15 (1.2) 0.10 (0.07) Karasal Radyasyona İçsel Maruz Kalma ( Diyet) 40 K 238 U ve 232 Thserileri 0.17 (0.17) 0.12 (0.06) Toplam İnsanlar, doğal radyasyona iki farklı şekilde maruz kalırlar. Bunlardan ilki içsel maruz kalma, ikincisi ise dışsal maruz kalmadır. İçsel maruz kalmayı da kendi içerisinde iki ana gruba ayırabiliriz. Bunların en önemlisi doğal radyasyon kaynaklı alınan yıllık etkin doz eşdeğerinin yaklaşık yarısına (1.26 msv) neden olan radon gazı solunması, ikincisi ise diyet yoluyla alınan radyonüklitlerdir. Dışsal maruz kalmayı da iki kısımda inceyebiliriz. Dışsal maruz kalmanın en önemli faktörü de bölgelerin jeolojik yapılarından kaynaklı olan radyonüklit konsantrasyonlarıdır. Bilindiği gibi dünyanın oluşumuyla birlikte mevcut olan radyonüklitler ( 238 U, 232 Th, 40 K) sürekli olarak ışıma yaparlar. İkinci grup ise kozmik ışınlardan ve kozmojenik radyonüklitlerden kaynaklanır (Çizelge 2.1).

22 Kozmik kaynaklı doğal radyasyon Atmosfere giren yüksek enerjili parçacıklar ve etkileşimleri sonucu meydana gelen ikincil radyasyon için, kozmik ışın ve kozmik radyasyon terimi kullanılır. Kozmik ışınlardan kaynaklanan iyonizasyon, enlemin ve denizden yüksekliğin fonksiyonudur. Kozmik ışın dozu, yeryüzünden 12 km yüksekliğe kadar her 1500 m de iki katına çıkar. Havadaki kozmik ışın dozu deniz seviyesinde ve herhangi bir enlemde ~30 ngyh -1 iken 12 km ve daha üstünde bu değer 4000 ngyh -1 çıkmaktadır (UNSCEAR 1988; Yaprak, 2010). Çizelge 2.1 den kozmik ışınların iyonizasyon bileşeni için, binaların zırh etkisi, nüfus gruplarının yüksekliğe göre dağılımı dikkate alınarak, kozmik ışınların neden olduğu ortalama etkin doz eşdeğeri 390 µsv olarak tahmin edilmektedir (UNSCEAR 2000). Kozmojenik radyonüklitler, kozmik ışınların stratosfer ve üst troposferde, havadaki azot ve argon ile reaksiyonu sonucu oluşur. Kozmojenik radyonüklitler, 3 H, 7,10 Be, 14 C, 22 Na, 25 Al, 32 Si, 32,33 P, 35 S, 39 Ar ve 81 Kr dir. Bu radyonüklitler arasında 3 H, 7 Be ve 14 C çevresel radyoaktivite çalışmaları için oldukça önemlidir (Canbaz, 2007). Kozmik kaynaklı radyasyonun yaklaşık tamamı kozmik ışınlardan kaynaklanmaktadır. Kozmojenik radyonüklitlerden gelen katkı ise önemsenmeyecek boyutlardadır Karasal kaynaklı doğal radyasyon Karasal kaynaklı radyasyonu, yer kabuğunda bulunan ve dünyanın başlangıcından beri var olan primordial radyonüklitler oluşturur. Radyolojik risk açısından en önemli primordial radyonüklitler; 40 K, 232 Th, 238 U ve her iki doğal radyoaktif serinin bozunum ürünleridir. 87 Rb ve 235 U ikinci derecede önemli primordial radyonüklitler olup, bunların insanların aldığı doza katkısı ihmal edilebilecek kadar azdır (Yaprak, 2010).

23 7 Karasal radyasyona maruz kalmanın en önemli sebebi olan doğal oluşumlu radyoaktif materyallerden yayılan gama ışınlarıdır. Dünyamızın oluşumu sırasında varolan bu materyeller, her toprak ve kayaç türünde farklı konsantrasyonlarda mevcuttur. Dolayısıyla, insanlar yaşamış oldukları bölgelerdeki jeolojik yapıya dayalı olarak farklı dozlarda doğal radyasyona maruz kalmaktadır. Dünyada ve Türkiye de topraklarda ölçülen doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonları Çizelge 2.2 de verilmiştir. Çizelge 2.2 Dünyada ve Türkiye de topraklarda ölçülen doğal Radyoaktivite Bölge 238 U 232 Th 40 K Doz Hızı Referans (BqKg -1 ) (BqKg -1 ) (BqKg -1 ) (ngyh -1 ) İran Körfezi Abdi et al., 2008 Çin UNSCEAR 2000 Hong Kong UNSCEAR 2000 Hindistan UNSCEAR 2000 Japonya UNSCEAR 2000 Kazakistan UNSCEAR 2000 Malezya UNSCEAR 2000 Tayland UNSCEAR 2000 Amerika UNSCEAR 2000 Pakistan UNSCEAR 2000 Mısır UNSCEAR 2000 Yunanistan UNSCEAR 2000 Portekiz UNSCEAR 2000 Rusya UNSCEAR 2000 Ürdün Al-Hamarneh and Awadallah, 2009 Nijerya Alatise et al., 2008 Viyetnam Huy and Luyen, 2005 Pakistan Fatima et al., 2007 Hindistan Rani and Singh, 2005 Manisa Ereeş vd., 2006 Şanlıurfa Bozkurt vd., 2007 İstanbul Karahan ve Bayulken, 2000 Giresun Celik vd., 2008 Çanakkale Canbaz vd., 2007 (Ezine) Dünya Ort UNSCEAR 2000 Doğal radyonüklitler, karasal materyalin dışında, değişen miktarlarda toprakta, havada, suda ve canlı organizmalarda her zaman bulunmaktadır. Bundan

24 8 dolayı insanlar, içsel ve dışsal olarak bu radyonüklitlerden yayınlanan α, β parçacıkları ve γ ışınlarına sürekli maruz kalırlar. Bir insanın ömrünün geçtiği yerleri temel olarak bina içi ve bina dışı olarak ikiye ayırabiliriz. UNSCEAR verilerine göre insanlar yaşamlarının %80 nini bina içinde, %20 sini ise bına dışında geçirmektedirler. O halde karasal radyasyona maruz kalma, sadece yaşanan bölgenin jeolojik yapısına değil, aynı zamanda yaşanan binaların yapıldığı materyallerle de doğrudan ilişkilidir Bina dışı maruz kalma İnsanların bina dışı radyasyona maruz kalmalarının başlıca nedeni yaşamlarını sürdürdükleri bölgenin jeolojik yapısı ve kozmik ışınlardır. Dünyamızın oluşumu homojen bir karakter sergilemediği için her bölgedeki doğal radyonüklit konsantrasyonu farklıdır. Bunun sonucu olarak da bazı bölgelerde yüksek radyasyon alanları mevcuttur. Çizelge 2.3 Bina Dışı Ortamda Karasal Gama Radyasyonuna Dışsal Maruz Kalma (UNSCEAR 2000; Canbaz, 2007). Radyonüklit Topraklarda Ortalama Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonu a/(bqkg -1 ) Doz Dönüşüm Katsayıları b/(ngyh -1 /Bqkg -1 ) (yaş ağırlık) Havada Absorbe Edilen Gama Doz Hızları a/( ngyh -1 ) 40 K 400(420) (0.0414) 17(18) 238 U serisi 35 (33) (0.461) 16(15) 232 Th serisi 30(45) ( 0.623) 18(27) Toplam D(nGyh -1 )= A K A Ra A Th 51( 60) a/ nüfus ağırlıklı ortalamalar parantez içinde verilmiştir. b/ UNSCEAR 1993 Doz Dönüşüm Katsayıları Gama doz hızlarının hesaplanmasında, 238 U ve 232 Th tüm bozunum ürünleri ile dengede, toprak yoğunluğu 1.6g/cm 3 ve toprak nem faktörünün 0.81 (kuru ağırlık/yaş ağırlık) varsayımı yapılmıştır. UNSCEAR 2000 raporunda doğal radyasyonlu alanlarda, 40 K, 238 U ve 232 Th doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonlarınin ortalama değerleri sırası ile; 400,

25 9 35 ve 30 Bqkg -1 olarak verilmektedir. Aynı raporda Nüfus Yoğunluklu Dünya Ortalaması ise 420, 33 ve 45 Bqkg -1 dır. Bu verilere dayalı olarak, yerden 1 metre yükseklikteki karasal gama doz hızları 51 ve 60 ngyh -1 olarak tahmin edilmektedir (Çizelge 2.3). Genel olarak, insanların maruz kaldığı doğal radyasyon dozları değerlendirildiğinde, dünya coğrafyası ve jeolojik koşullarının normal dozlar ürettiği ve etkin doz eşdeğerinin, dünya nüfusunun %65 i için 1-3 msvy -1, %25 i için < 1 msvy -1 ve %10 u için 3 msvy -1 olduğu gözlenmektedir (UNSCEAR 2000; Yaprak, 2010) Bina içi dışsal maruz kalma İnsanların yaşamlarının %80 nini bina içerisinde geçirdikleri düşünüldüğünde, yaşamakta oldukları binaların yapı malzemelerinin radyonüklit içeriklerinin önemi daha da artar. Binalar dışarıdan gelen kozmik ve karasal kaynaklı radyasyona karşı koruyucu etkiye sahip olmalarına rağmen, bina malzemelerindeki radyonüklit içeriğine bağlı olarak bina içi radyoaktivite bina dışındaki değerine göre fazla olabilmektedir. Çizelge 2.1 de de görüldüğü üzere, UNSCEAR raporunda bina dışı yıllık etkin doz eşdeğeri 0.07 msv iken bina içi etkin doz eşdeğeri 0.41 msv tır. Bu değerler karşılaştırıldığında bina içi etkin doz eşdeğeri, bina dışı etkin doz eşdeğerinin yaklaşık olarak 6 katıdır. UNSCEAR 2000 raporunda, bina içi havada absorbe edilen doz hızı, 84 ngyh -1 dir. Karasal gama radyasyonundan kaynaklanan doz hızının bina dışı ortamda 60 ngyh -1 olarak verildiği bu rapora göre, bina içi ortamda dışsal gama doz hızının % 40 daha fazla olduğu görülmektedir. Bina malzemeleri üretildikleri bölgenin jeolojik yapısını yansıtırlar ve genelde ham maddeden yapıldıkları için radyoaktif atık ve ürün içermezler bu nedenle radyum içerikleri küçüktür, fakat granit, alumshale ve beton gibi doğal malzemeler ve gypsum ürünleri gibi endüstri kökenli malzemelerin radyum içeriği yüksektir.

26 10 Bina yapımında kullanılan materyalleri radyolojik risk açısından değerlendirmek için UNSEAR 1993, 1988 ve 1982 raporlarında çeşitli kriterler verilmektedir. UNSCEAR 1993 raporunda, tipik bina materyallerinde ortalama 226 Ra, 232 Th ve 40 K aktivite konsantrasyonları sırası ile 50, 50 ve 500 Bqkg -1 olarak verilmekte ve bina içi ortamda havadaki karasal kaynaklar nedeniyle maruz kalınan dışsal gama doz hızı 80 ngyh -1 olarak tahmin edilmektedir. Bu doğrultuda, söz konusu raporda, herhangi bir bina materyalinin bina içi ortamda oluşturacağı radyolojik risk, tipik bina materyalleri için önerilen ortalama doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonlarına ve materyalin bina içi kullanım yüzdesine w m bağlı olarak aktivite indeksi (I) ile tanımlanmaktadır (Canbaz, 2007 ). (2.1) Bu eşitlikte; C Ra, C Th ve C K : bina materyalinin doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonu (Bqkg -1 ), w m : materyalin bina içi kullanım yüzdesi ve A Ra, A Th ve A K sırasıyla 50, 50 ve 500 Bqkg -1 dir. Tipik bina materyali için aktivite indeksi I=1 kabul edilmektedir ve radyolojik risk açısından, bina materyalleri aktivite indeksinin I 1 olması istenmektedir (UNSCEAR 1993; Canbaz, 2007 ). Bina materyallerinin spesifik aktivitelerini karşılaştırmak için tanımlanan bir diğer uluslararası ortak indeks, Radyum Eşdeğer Aktivitesi Ra(eq) dir. Aşağıdaki eşitlik ile verilen Ra(eq) radyasyon zarar indeksi; 370 Bqkg Ra, 259 Bgkg Th ve 4810 Bgkg K radyonüklitinin aynı miktarda gama dozu ürettiği varsayımına dayanmaktadır (Yaprak, 2010). Ra(eq) = A Ra A Th A K (2.2) UNSCEAR 1982 raporunda bina yapımında kullanılan materyallerin yüksek konsantrasyon içeriğini dolayısıyla dışsal maruz kalmayı belli bir değer altında

27 11 tutmak için Dış Zarar İndeksi (H ex ) tanımlanmıştır. 2.3 bağıntısı ile verilen H ex in 1 den küçük olması istenmektedir. H ex = A Ra /370 + A Th /259 + A K /4180 < 1.0 (2.3) Bu eşitliklerde, A Ra, A Th ve A K ; sırası ile bina yapı malzemesinin içerdiği 226 Ra, 232 Th ve 40 K aktivite konsantrasyonlarıdır. H ex indeksinin<1 olması durumunda bina içi ortamda maruz kalınan radyasyon dozunun yılda 1.5-mGy i geçmeyeceği tahmin edilmektedir (UNSCEAR, 1982). 2.2 Teknolojik Olarak Zenginleşmiş Doğal Radyasyon (TENORM) Teknolojik olarak zenginleşmiş doğal radyoaktivite kısaca TENORM kavramı; teknolojik aktivite olmaksızın var olmayacak olan doğal radyasyon kaynaklarına maruz kalma olarak tanımlanmaktadır (Çam vd., 2007; Yaprak vd., 2007). Teknolojik olarak zenginleşmiş doğal radyoaktivitenin en önemli kaynakları; fosil yakıt (kömür, doğal gaz, fuel-oil) kullanarak enerji üretimi ve tarımsal üretimi arttırmak için fosfat içeren yapay gübrelerin üretilmesi ve kullanılmasıdır (Yaprak vd., 2007; Çam vd., 2007) Fosil yakıtlar Kömür, doğada bulunan birçok materyal gibi az miktarda 238 U, 232 Th ve bozunum ürünleri ile birlikte 40 K içermektedir. UNSCEAR 1982,1988 raporlarında kömürdeki doğal radyonüklit konsantrasyonları 238 U, 232 Th ve bozunum ürünleri için 20 Bqkg -1 ve 40 K için 50 Bqkg -1 olarak verilmiştir. Genelde kömürdeki doğal radyonüklit konsantrasyonları yerkabuğundaki konsantrasyonlarından daha azdır. Bunun aksine, linyit gibi düşük kaliteli kömürlerin uranyum içeriğinin yüksek olduğu gözlenmiştir (Çam vd., 2007; Yaprak vd., 2007).

28 12 Yılda 1GW elektrik enerjisi üretmek için yaklaşık 3x10 9 kg kömür yakılması gerekmektedir (UNSCEAR 1982). Termik santrallerde, toz haline getirilen kömür, oksitleme ortamında %10 stokquemerik oksijen fazlasıyla o C de yakılmaktadır. Yanma işleminde kömürde bulunan birçok mineral eriyerek kül içinde camlaşır ve bu ağır külün bir kısmı tamamen yanmayla organik madde ile birlikte dip külü veya cüruf olarak fırının dibine düşer. Ancak hafif olan uçucu kül, sıcak gazlarla ve herhangi bir uçucu mineral bileşiği ile birlikte bacadan çıkarak atmosfere yayılır. Bacadan çıkan uçucu külün miktarı elektrostatik filtrelerin tutucu verimine bağlı olarak değişmektedir. Kömürde gazlar ve uçucu mineraller hariç yanmayan mineral maddenin içerdiği radyonüklit miktarı dip külü (%20) ve uçucu kül (%80) arasında paylaşılmaktadır. Kömürün yanmasında, organik bileşenlerin eliminasyonu esas olduğundan kömürden küle aktivite konsantrasyonları bir kat veya daha fazla zenginleşmektedir (Yaprak vd., 2007; Çam vd., 2007). Bu bağlamda bir termik santraldeki kül ve cürufta doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonları yeryüzünde bulunan konsantrasyonlardan çok daha yüksek olmaktadır. Uçucu külde rapor edilen ortalama aktivite konsantrasyonları 40 K için 265 Bqkg -1, 238 U için 200 Bqkg -1, 226 Ra için 240 Bqkg -1, 210 Pb için 930 Bqkg -1, 210 Po için 1700 Bqkg -1, 232 Th için 70 Bqkg -1, 228 Th için 110 Bqkg -1, 228 Ra için 130 Bqkg -1 dır (Yaprak vd., 2007; Çam vd., 2007). Kömür santrali çevresinde yaşayan insanlar için zenginleşmiş doğal radyasyona maruz kalmanın iki yolu vardır. Bunlardan ilki bacadan çıkan dumanın solunması (içsel maruz kalma) diğeri ise yeryüzüne olan zenginleşmiş doğal radyonüklit depozisyonunu takiben gama radyasyonuna (dışsal maruz kalma) maruz kalmalarıdır. Eski kömür santrallerinde GW.yıl başına tahmin edilen kolektif etkin doz eşdeğeri 6 msv/gwyıl, yenilerde ise 0.3 msv/gwyıl dır (Çam vd., 2007; Yaprak vd., 2007). Enerji üretimi için kullanılan diğer bir fosil yakıt motorindir yılında dünya da yaklaşık olarak 3x10 12 kg ham petrol üretilmiştir. Enerji santrallerinde 1GW elektrik enerjisi üretebilmek için 2x10 9 kg petrol gerekmektedir. Petrolün kül içeriği çok düşük olduğundan verimli kül tutucu sistemlere gerek duyulmaz.

29 13 Fransa da çalışan iki motorinli güç santralinden alınan ölçümlerde, GW elektrik üretiminde 238 U, 226 Ra, 232 Th ve 40 K için yaklaşık olarak sırasıyla 200, 300, 150 ve 1000 MBq lik havaya boşaltım olduğu tahmin edilmektedir. Bu değerler iyi bir filtreleme sistemine sahip kömürle çalışan santral ile yaklaşık olarak aynıdır. Birim elektrik enerjisi üretimi için etkin doz eşdeğeri GW başına 0.5 msv olarak tahmin edilmektedir. Dünya ham petrolünün tahminen %15 i elektrik üretiminde kullanıldığı düşünülürse, yıllık etkin doz eşdeğeri 100 msv tır. Kritik bölgedeki insanlar için yıllık kişi başına etkin doz yaklaşık olarak 1Sv tir (UNSCEAR, 1988). Önemli bir diğer TENORM kaynağı da petrol ve gaz endüstrisinde meydana gelen atıklardır. Petrolün işlenmesinde ve gaz çıkışı sırasında; petrol, gaz ve su karışımı kuyu borularıyla yüzeye ulaşır. Dünya nın oluşumundan bu yana var olan Uranyum ve toryum, oldukça zor çözülen radyonüklitler olduğundan, bu radyonüklitlerin önemli bir kısmı petrolün yapısında kalır. Petrol yeryüzüne çıkarken su da onunla birlikte gelir. Petrol ile beraber gelen bu su içerisinde çözünmüş mineraller oldukça çoktur. Bu mineraller 226 Ra ve 228 Ra gibi radyonüklitler içerebilir. Radyumun çözülebilmesi için yeraltındaki suyun yapısında mevcut olduğu gibi yüksek sıcaklık ve basınç gereklidir. Su, gaz ve petrol ile birlikte yüzeye çıktığı zaman sıcaklığı ve basıncı bir anda düşer ki bu durumda 226 Ra ve 228 Ra tortu ve tartar içinde kalmasına sebep olur (Radiation Health and Safety Advisory Council, 2004). Tartar pompanın ve ekipmanların içinde depolanan baryum, stronsiyumsülfat ve kalsiyum karbonatın çökelmesi ile meydana gelir. Tortu ise petrol, sediment ve depolama tankının dibinde bulunan pompada, ayırıcılar ve suyun dağıtılmasındaki diğer ekipmanlarda toplanan pasın oluşturmuş olduğu bir karışımdır. Petrol endüstrisinde üretilen TENORM ün yapılan araştırmalarda oldukça dikkate alınması gerektiği gözlenmiştir. U.S. EPA (Environmental Protection Agency) tartar ve tortunun sırasıyla yılda t, t NORM ürettiğini tahmin etmektedir. Avrupada, doğal gaz ve petrol üretimi sırası ile 140Mt ve 0.23x m 3 tür. Bu üretim sırasında yılda 1000 m 3 tortu üretilir. Tartar ve tortuda baskın radyonüklit 226 Ra ve 228 Ra dir ve konsantrasyon aralığı 1 den 1000 kbqkg -1 ye kadar değişmektedir. 226 Ra ve 228 Ra in

30 14 konsantrasyonları hemen hemen aynıdır ve tortuda bulunan radyum miktarı tartardaki miktara kıyasla genelde daha azdır. Brezilya ve Kanada da yapılan çalışmada petrol üretiminde açığa çıkan tartar için 226 Ra ve 228 Ra konsantrasyonları sırası ile kbqkg -1 ve kbqkg -1 olarak ölçülmüştür. Aynı bölgelerdeki tortu içinse 226 Ra ve 228 Ra için konsantrasyonlar kbqkg -1 ve kbqkg -1 olarak ölçülmüştür (Gazineu et al., 2004) Fosfat içeren yapay gübreler Çevredeki doğal radyonüklitlerin zenginleşmesine neden olan teknolojik aktivitelerden biri de gübre yapımı için fosfat cevherinin işlenmesidir. Gübre üretiminde ham madde olarak kullanılan fosfat cevheri bünyesinde çeşitli miktarlarda doğal radyonüklit barındırmaktadır yılında toplam 130 milyon ton fosfat kayası bu amaçla kullanılmıştır (UNSCEAR 1988). Dünya fosfat kayası piyasasının %19.3 ünü Rusya, %14 ünü Fas, %37.6 sını A.B.D. karşılamaktadır. Bu fosfat kayalarındaki 238 U, 226 Ra, 232 Th ve 40 K aktivite konsantrasyonları Çizelge 2.4 te verilmektedir (UNSCEAR 1982). Florida ve Fas ta çıkan kayalar sedimenter türdendir ve bu tarz cevherlerde 238 U zengindir. Genellikle 238 U in aktivite konsantrasyonu 1500 Bq kg -1 dir. 232 Th ve 40 K ın sedimenter tür fosfat kayalarında aktivite konsantrasyonları 238 U ile kıyaslandığında oldukça azdır ve normal toprakla kıyaslanacak düzeydedir (UNSCEAR 1982). Çizelge 2.4 Fosfat Cevherlerindeki Radyonüklit Konsantrasyonları (UNSCEAR 1982) Radyonüklit 238 U (Bq kg -1 ) 226 Ra(Bq kg -1 ) 232 Th(Bq kg -1 ) 40 K(Bq kg -1 ) Fas Rusya A.B.D Fosfat cevherinin işlenmesiyle fosfat gübre üretimi iki metotla gerçekleşir. Bunlardan biri termal metottur. Termal metotta çalışan fabrikalar atık olarak cüruf üretirler. Genellikle gübre fabrikaları gübre üretimi sırasında diğer bir metot olan ıslak metotla çalışırlar. Islak metotla çalışan fabrikalar amonyum fosfat ve triple

31 15 süperfosfat gübreleri için başlangıç materyali olan fosforik asit üretirler. Bu üretim esnasında phosphogypsum (PG) yan ürün veya atık olarak açığa çıkar. Islak metotta yapılan işlemin kimyasal reaksiyonu aşağıdaki gibidir (Bituh vd., 2008): Bu işlem sırasında 238 U genellikle fosforik asit içerisinde kalırken, 226 Ra nın hemen hemen tamamı PG nin yapısına geçer. Islak metotla fosforik asit üretiminde, bir ton P 2 O 5 üretimi için yaklaşık olarak 5 ton PG açığa çıkar (Bituh vd., 2008) yılında yaklaşık olarak 90 milyon ton PG üretilmiştir. Bu değer doğal gypsumdan daha fazladır. PG deki 226 Ra nın ortalama aktivite konsantrasyonu 1977 raporunda yaklaşık olarak 900 Bq kg -1 verilmiştir (UNSCEAR 1982) yılı verilerine göre ise bu miktar 170 milyon tona çıkmıştır (Abril vd., 2008). Islak metot sonucunda üretilmiş olan bu yan ürün bina yapımında gypsum yerine kullanılabilir. Bina yapımında kullanılan bu ürün hoş bir görüntü sağladığı gibi maliyetinin düşük olması ve doğal kaynakları korunmasına sebep olarak çevre kirliliğini azaltır. PG nin bina materyali olarak kullanılmasının dezavantajı ise yapısında yüksek konsantrasyonda 226 Ra olduğundan insanların maruz kaldığı dozu arttırmasıdır (UNSCEAR 1982). Japonya PG yi bina yapımında kullanan ilk ülke olmuştur (1934). Bunun dışında PG tuzlu toprakların ıslah edilmesi amaçlı da kullanılmaktadır. Tuzlu toprağa kireç (gypsum) yerine PG verilerek toprağın kalsiyum ihtiyacını karşılanır ve verimi arttırılır. UNSCEAR 1988 verilerine göre yılda 1 milyon ton fosfat kayasının işlenmesi sırasında açığa çıktığı tahmin edilen atmosferik boşaltım 238 U, 230 Th, 226 Ra, 222 Rn, 210 Pb ve 210 Po için sırası ile , , , , , GBq y -1 arasında değişmektedir ve atmosferik boşaltımdan kaynaklı etkin doz eşdeğeri yaklaşık olarak 60 mansvy -1 verilmektedir. Hollanda da bir gübre fabrikasından kaynaklı atmosferik boşaltımın yaklaşık olarak 40 Sv etkin doz eşdeğerinde olduğu tahmin edilmektedir.

32 16 Şekil 2.1 Fosfat cevherinden ürün, yan ürünlere 226 Ra ve 228 Ra geçişi (Bituh vd., 2008). Yapılmış olan bir çalışmaya göre; fosfat cevherindeki ve PG atığındaki ortalama doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonları Çizelge 2.5 te verilmektedir. Bu durumda ortalama verilerinden fosfat cevheri ile PG atığındaki aktivite konsantrasyonları karşılaştırıldığında tahmin edilen oranlar 0.61, 0.50, 0.05 ve 0.99 sırasıyla 226 Ra, 228 Ra, 238 U ve 40 K için verilmektedir. Bu değerleri bildikten sonra radyonüklitlerin çoğu atık içinde depolandığı söylenebilir. Yukarıdaki verilerden yararlanarak aktivite ve kütle arasında ilişki kurulabilir. Örneğin depolanmış 4 milyon m 3 PG deki her bir radyonüklitin kütlesini tayin etmek mümkündür. 1 kg lık PG içinde 2.1x10-8 g 226 Ra vardır. PG nin yoğunluğu g/cm 3 olduğundan 4 milyon m 3 PG nin içinde yaklaşık g 226 Ra ve 5.7 mg 228 Ra, 60 ton 238 U ve ton 40 K mevcuttur (Bituh vd., 2008). Yapılmış olan bu çalışmayla PG örneklerindeki 226 Ra aktivite konsantrasyonları ortalama 483 Bqkg -1 olan toprak örneklerinden yaklaşık 10 kat daha fazla olduğu tespit edilmiştir. Şekil 2.1 de görüldüğü üzere gübre üretimi sırasında çıkan ürünlerdeki 226 Ra ve 228 Ra konsantrasyonlarına en önemli katkı PG den gelmektedir (Bituh vd., 2008). Çizelge 2.5 Fosfat Cevheri ve Phosphogypsum (PG) deki Ortalama Radyonüklit Konsantrasyonu (Bituh vd., 2008) 3. Radyonüklit 226 Ra (Bqkg -1 ) 228 Ra (Bqkg -1 ) 238 U (Bqkg -1 ) 40 K (Bqkg -1 ) Fosfat 1270± ± ± ±28.80 PG 483± ± ± ±9.4

33 17 MATERYAL VE YÖNTEM İzmir kentinin kuzeyinde yer alan Aliağa 1960 lı yılların sonlarına kadar tarıma dayalı bir yerleşme niteliği taşırken, 1970 lerin başından günümüze kadar süren hızlı sanayileşme ile bu görünümünden süratle sıyrılmış ve bir sanayi kentine dönüşmüştür. Sanayileşmenin kısa sürede gösterdiği gelişme, Aliağa ve çevresinde başta kentleşme, çevre kirliliği, nüfus ve göç olmak üzere pek çok sorunu da bereberinde getirmiştir. Aliağa bölgesinin sanayi ağırlıklı bir bölge olmasına karar verildikten sonra, büyük devlet yatırımlarından biri olan TÜPRAŞ İzmir Rafinerisi 1972 de devreye girmiş ve ilerleyen yıllarda daha da büyümüştür. Rafinerinin kurulmasını 1980 lerden sonra PETKİM Aliağa kompleksi gibi dev bir tesisin işletmeye açılması izlemiştir de ise yine bir devlet kuruluşu olan MKE büyük bir gemi söküm tesisi kurmuştur li yılların ortalarından itibaren, Aliağa ve çevresindeki sanayileşme sürecinde yaşanan bir diğer olgu da demir-çelik sanayindeki gelişmelerdir. Gemi söküm tesislerinden sağlanan hammaddenin yanısıra, yurt dışından ve yurt içinden alınan hurdaların işlenerek değerlendirildiği özel sektöre ait çok sayıda demir-çelik tesisi ve bu işletmelerin ürünlerini işleyen haddehanelerin kurulması, Aliağa daki sanayileşme sürecine yeni bir ivme kazandırmıştır. Petro-kimya sanayiinin varlığına bağlı olarak, çok sayıda gaz dolum ve depolama tesisi de bu süreç içinde Aliağa da kurulmuştur. Gübre fabrikası ve kağıt fabrikası da yörede kurulan büyük tesisler arasındadır. 3.1 Bölgenin Jeolojik Yapısı Şekil 3.1 de bölgeye ait stratigrafi kesiti ve Şekil 3.2 de ise Aliağa ve çevresinin jeoloji haritası verilmiştir. Bölgede en altta allokton Üst Kretase yaşlı İzmir Flişi bulunmaktadır ve yeşil şist fasiyesi koşullarında metamorfizmaya uğramış rekristalize ekzotik kireçtaşı bloklu epiklastik karakterde şist ve metakumtaşı ardalanmasından oluşmaktadır. Bunun üzerine uyumsuz olarak Alt

34 18 Şekil 3.1 Bölgeye ait stratigrafi kesiti (Eşder vd., 1991 )

35 19 Şekil 3.2 Aliağa ve çevresinin jeoloji haritası (Eşder vd., 1991 ) Miyosen yaşlı Soma Formasyonu (Ts) çökelmiştir. Altta kalın tabakalanmalı, sarımsı, boz, bej renkli killi kireçtaşı, marn, çamurtaşı, kumtaşı, silttaşı, ince kireçtaşı, tüfit ardalanması şeklindedir. Soma Formasyonu'nun en üst düzeylerinde tüfit ve çeşitli volkanoklastikler daha sık ardalanmakta olup, volkanosedimanter bir karakter göstermektedir (Eşder vd., 1991). Aliağa yöresinde Alt Miyosen'de gölsel fasiyeste olan çökel ortamı daha sonra volkanosedimanter bir çökel ortamına dönüşmektedir. Soma Formasyonu üzerine açısal diskordansla Aliağa Volkanitleri gelmektedir. Soma Formasyonu nun ortalama kalınlığı 1800 m olarak tahmin edilmektedir. Orta Miyosen'de bölge genellikle kara halinde olup, zaman zaman derinliği çok az olan sığ sularla kaplanmıştır. Bu süreç içersinde andezit lavları ile ara katkılı

36 20 piroklastikler oluşmuştur. Bunlar Aliağa piroklastikleri (Tap) olarak adlandırılmıştır (Eşder vd., 1991). Tüfler genellikle volkanik parçaları kapsamakta ve piroksen andezitler yer yer dayk şeklinde görülmektedir. Aliağa piroklastiklerinden derlenen örneklerde yapılan petrografik çalışmalar sonucunda eksplosiv faza ait kayalar, asidik tüf, silisleşmiş tüf, ayrışmış tüf, piroklastik kaya, altere olmuş piroklastik kaya adları verilmiştir. Ekstrüsiv fazda ise Aliğa piroklastiklerinin bazı düzeylerinde piroksen andezit ve perlit gibi lav akıntılarından oluşan volkanitlerde bulunmaktadır. Kalınlıkları 350 m dolayındadır. Orta Miyosen yaşlı çökel kayaları, Alt Miyosen yaşlı Soma Formasyonu'nun üzerindeki eksplosiv evreye ait proklastikler ile ekstrüsiv evreye ait volkanitler arasında yeralmaktadır. Bunlar Çamdağ kireçtaşları (Tç. Kçt) olarak incelenmişlerdir (Eşder vd., 1991). Gri krem renkli, fosilli ve kalın tabakalıdırlar. Kalınlığı jeolojik kesitlere dayanarak metre olarak verilmiştir. Çamdağ kireçtaşlarının alt dokanağı tüf, tüfit ve ince kireçtaşı tabakalarının ardalanmasından oluşmakta, doğrudan Aliağa piroklastiklerinin üst düzeylerinde yeralmaktadır. Üste doğru daha çok lagüner ortamı karakterize eden orta ve kalın tabakalanmalı, yeknasak bir istif görünümündedir. Orta Miyosen yaşlı Aliağa piroklastikleri (Tap) üzerine gelen ve Üst Miyosen olarak yaş verilen Hatundere dasitleri (Tdst), Sarıkaya riyolitleri (Tryl), Bozdivlit bazaltik andezitleri (Tba) ve Dumanlıdağ andezitleri (Tand), Aliağa Volkanitleri'nin en önemli volkanik kayalarıdır. Sialik kökenli, kalkalkelin karakterdeki bu volkanitler, Aliağa piroklastikleri üzerinde kısa ve kalın lav akıntıları şeklinde yeralmaktadır. Bunlardan ilk oluşan ve geniş alanlar kaplayan Hatundere dasitleridir. Hatundere dasitlerinin, Çamdağ kireçtaşları (Tç. Kçt) üzerinde yer aldığı bir durum belirlenememiştir (Eşder vd., 1991). Bu durum, daha yaşlı Çamdağ kireçtaşlarının volkanik etkinlikten uzakta çökeldiği şeklinde yorumlanmıştır. Hatundere dasitleri, Dasit mostraları, koyu gri, siyahın tonlarında renklere sahip olup, kahverengi renklerde de görülmektedir. Bunlar üzerinde yer alan andezitlerden daha serttir ve birçok yerde hidrotermal alterasyona uğramıştır. Bu tür lavlar, değişik doğrultular üzerinde yer alan volkanik merkezlerden çıkarak geniş bir alana yayılmışlardır (Eşder vd., 1991). Hatundere dasitlerinin oluşumundan sonra volkanizmada bir duraksama olmuş ve süreç içersinde bölgede bir erozyon oluşmuştur. Dasitlerin volkanik yamaçlar üzerindeki kalınlığı

37 Örnek Hazırlama Bölgeye ait kayaç ve toprak örnekleri DEÜ Jeoloji Mühendisliği Bölümünde öğütülerek inceltilmiş ve homojenize edilmiştir. Etüvde 105 o C derecede sabit ağırlığa ulaşıncaya kadar kurutulan örnekler, gama spektrometrik analiz yapılmak üzere 1lt lik Marinelli kaplara yerleştirilmiştir. Radyoaktif dengenin (Ra-Rn) oluşması için kapatılan örnekler, ölçümlerden önce 4 hafta bekletilmiştir. Analizi 3.4 NaI(Tl) Gama Spektrometre Sistemi İle Doğal Radyonüklit Herhangi bir örnekteki radyonüklit konsantrasyonun belirlenmesi için kullanılan gama spektroskopisi basit ve hızlı bir radyometrik tekniktir. Bu teknik örnek içinde bulunan radyoaktif elementlerin yayınlamış olduğu gama ışınlarının enerjilerini algılama prensibine dayanmaktadır (Canbaz, 2007) li yılların başlarında sintilasyon materyali olarak talyumla aktivite edilmiş NaI kristalinin geliştirilmesi ve Hofstadter tarafından bu kristalin gama spektroskopisi çağını başlatmıştır (Yaprak, 1995). Sintilasyon gama spektrometresinde 238 U, 232 Th nin kendilerine ait doğrudan tespit edilebilecek karakteristik gamaları olmadığı için iki radyoaktif serinin bozunum zincirinde bulunan birçok ürününün gama verici olması yardımıyla jeolojik örneklerdeki radyonüklit tayini yapılır (Yaprak, 1995). Uranyum ve toryumun bozunum ürünleri ile radyoaktif dengede olduğu varsayılarak, 238 U serisinde 214 Bi ün 1.76 MeV, 232 Th serisinde 208 Tl in 2.6 MeV ve 40 K ın 1.46 MeV yüksek enerjili gamaları kullanılmaktadır (Yaprak, 1995; Canbaz, 2007). Bu metotta uranyum ve toryumun doğrudan kendi gamaları yerine ürünlerinin gamaları kullanıldığı için bulunan U ve Th konsantrasyonları eşdeğer uranyum (eu) ve eşdeğer toryum (eth) olarak ifade edilir. 40 K ın kendi

38 24 karakteristik gaması kullanıldığından bulunan %K konsantrasyonu doğrudan potasyum içeriğini vermektedir (Yaprak, 1995 ; Canbaz, 2007). Doğada bulunan yapılarda (toprak, kaya) radyonüklitler (U, Th, K) tek başlarına bulunmazlar. Bu üç radyonüklitin beraber yer alması yapılan radyonüklit tayininde, birbirlerine olan katkıların çıkartılmasını gerekmektedir. Yukarıda da verildiği gibi her radyonüklitin seçilen gama enerjileri (1.46 MeV, 1.76 MeV, 2.6 MeV) için alınan fotopiklerden diğerlerinin katkısı uygun faktörlerle çıkarılır. Sıyırma oranı olarak geçen bu oran geometriye ve sistemin çeşitli ayarlarına bağlı olarak değişir. Ayrıca spektrometreden elde edilen net sayımlardan duyarlılık faktörleri yardımıyla K (%), U (ppm), Th (ppm) konsantrasyonları hesaplanır. Potasyum spektrumu, tek enerjili bir gama kaynağına karşı NaI(Tl) dedektörünün tipik bir cevabıdır. 40 K pikinin enerjisi MeV gama ışınının Compton uzantısıdır. Uranyum spektrumu, çok sayıda ürün çekirdekten gelen birçok gama ışını içerir. Uranyum tayinlerinde şiddeti yüksek ve girişim etkilerinden uzak olması nedeni ile çoğunlukla 214 Bi den gelen 1.76 MeV enerjili gama piki kullanılır. Toryum spektrumu da ürün nüklitlerinin bozunmasıyla oluşan birçok gama ışını pikine sahiptir. Bunlardan en önemlisi 208 Tl dir ve bu pik içindeki Th konsantrasyonunu ölçmek için kullanılır. Jeolojik örneklerde K, U, Th tayini yapmak için spektrumlarda yukarıda bahsedilen gama enerjilerine karşılık gelen enerji aralıkları belirlenir (Yaprak, 1995 ; Canbaz, 2007) Toryum kanalı Toryum için seçilen kanallardaki sayımların %86 sı toryumdan %2 si uranyumdan geri kalanı da art-ortamdan gelmektedir. Şekil 3.4 de görüldüğü gibi uranyum spektrumunda yer alan 214 Bi ün 2.42 MeV enerjili gama pikinden bu kanala küçük birkatkı gelir (Yaprak, 1995 ; Canbaz, 2007).

39 25 Şekil Th sintilasyon gama spektrumu ve seçilen enerji aralığı (Yaprak,1995) Uranyum kanalı Spektrumda uranyum için seçilen kanallara toryum dan ihmal edilemeyecek katkılar gelir. Uranyumu saptamakta kullanılan 214 Bi ün 1.76 MeV gama piki toryum serisinden 208 Tl in 2.61 MeV enerjili gamasının 2.10 MeV tek kaçak piki ve 1.59 MeV çift kaçak piki arasına düşer (Şekil 3.5). Bunlardan başka toryum serisinde 228 Ac in MeV enerjili gaması da uranyum kanalındaki sayımlara katkıda bulunur. Bu yüzden uranyum kanallarındaki sayımlar uranyum konsantrasyonu hesabında doğrudan kullanılmaz (Yaprak, 1995). Şekil U sintilasyon gama spektrumu ve seçilen enerji aralığı (Yaprak,1995)

40 Potasyum kanalı Potasyum kanalındaki sayımların çoğu art-ortamdan kaynaklanmaktadır. Sistem bulunduğu odadaki ortamdan potasyum kanalına gelen katkılar %65 dolayındadır (Şekil 3.6). Toryum ve uranyumdan gelen katkılar da %15-20 arasındadır. Aynı şekilde potasyum kanallarındaki sayımlar da doğrudan konsantrasyon hesabında kullanılmazlar (Yaprak, 1995). Şekil K sintilasyon gama spektrumu ve seçilen enerji aralığı (Yaprak,1995) Potasyum, uranyum, toryum konsantrasyonlarını saptamak için seçilen kanallardaki katkıları uygun sıyırma faktörlerle çıkarmak gerekir. Bu katkı oranlarını geometriye ve spektrometrenin çeşitli ayarlarına bağlı olarak veren faktörlere sıyırma oranları denir. Sıyırma oranları aşağıda gösterildiği gibi bulunur; Toryum'dan Uranyuma'a gelen katkı α = Toryum net sayımı (Th net ) Toryum'dan Potasyum'a gelen katkı β = Toryum net sayımı (Th net ) Uranyum'dan Potasyum'a gelen katkı γ = Uranyum net sayımı (U net ) (3.1)

41 27 Net sayımlardan %K, ppmu, ppmth olarak konsantrasyona geçmeyi sağlayan faktörlere de duyarlılık faktörleri denir. Duyarlılık faktörleri aşağıda gösterildiği gibi bulunur; K 1 = K 2 = C(Th) Th( ppm) C(U) U( ppm) K 3 = C(K) %K (3.2) C(Th) = Toryum kanallarındaki net sayım Th(ppm) = Hazırlanan standart kaynağın ppm olarak Th içeriği C(U) = Uranyum kanallarındaki net sayım U(ppm) = Hazırlanan standart kaynağın ppm olarak U içeriği C(K) = Potasyum kanallarındaki net sayım %K = Hazırlanan standardın % olarak potasyum içeriği Uygun standartlar ile duyarlılık faktörleri ve sıyırma oranları saptandıktan sonra, örnek içindeki eu, eth ve %K konsantrasyonlarına aşağıdaki şekilde geçilir (Yaprak,1995). eth ( ppm ) = C(Th)/K 1 eu ( ppm ) = [ C(U) - αc(th) ] / K 2 (3.3) %K = [ C(K)-γ[C(U) - αc(th)] - βc(th) ] /K Analitik Kalite Kontrolü Gama spektrometre sisteminin analitik kalite kontrolü IAEA kaynaklı referans materyallerinden örneklerle benzer matris ve geometride hazırlanan standartlar kullanılarak yapılmıştır.

42 28 Çalışmada kullanılan NaI(Tl) sintilasyon gama spektrometresi 3x3 NaI(Tl) dedektör, ilgili elektronik ekipman ve PC bazlı çok kanallı analizörden oluşmaktadır. Dedektör sistemi 110 mm kalınlıkta kurşun ile zırhlanmıştır. Currie kriterleri uyarınca gama spektrometre sisteminin ölçebileceği minimum dedekte edebilen aktiviteler (MDA) aşağıdaki eşitlik ile hesaplanmıştır. MDA = µ B K (3.4) Bu eşitlikte; µ B tabii fon sayım hızı ve K kullanılan gama spektrometre sisteminde, sayımlarda Bqkg -1 olarak aktiviteye geçmeyi sağlayan kalibrasyon faktörleridir (K Ra, K Th, K K ) (Canbaz, 2007). Yukarıdaki eşitliğe dayalı olarak, çalışmada kullanılan gama spektrometre sisteminin s de ölçebileceği MDA lar; 238 U için 1.25 Bq kg -1, 232 Th için 0.94 Bq kg -1 ve 40 K için 4.62 Bq kg -1 olarak hesaplanmıştır. Çizelge 3.1 ve 3.2 de kullanılan gama spektrometre sistemi için duyarlılık faktörleri (10 000s) ve sıyırma oranları verilmektedir. Çizelge 3.1 Gama Spektrometre Sisteminin Duyarlılık Faktörleri Radyonüklit Duyarlılık faktörleri (sayım/bq kg -1 ) 238 U Th K 36.8 Çizelge 3.2 Gama Spektrometre Sisteminin Sıyırma Oranları α 0.70 β 0.74 γ 1.01

43 Radyoaktif Denge Radyoaktif bir seride bozunma sırasında meydana gelen kayıp, ana çekirdek sayısı N 1 ve bozunma sabiti λ 1 ile orantılıdır. Bozunma sabiti radyoaktif bir çekirdeğin saniyede parçalanma olasılığını verir. dn 1 dt = λ 1 N 1 (3.5) Seride ana çekirdekten bozunma yoluyla meydana gelen ürün çekirdeklerde aynı şekilde bozunma yoluyla diğer bir ürün çekirdeğe dönüşür. Bu zincir kuralı çekirdek kararlı hale gelinceye kadar devam eder. λ 1 N 1 = λ 2 N 2 = λ 3 N 3 =... λ n N n (3.6) 3.6 eşitliği radyoaktif bozunum serileri için daimi denge koşuludur. Bir bozunum zincirinde ana çekirdek ömrünün, ürün ömrüne göre (τ 1 >>τ 2, τ 3... τ n veya λ 1 << λ 2, λ 3 << λ n ) çok uzun olması halinde belli bir süre sonunda, bir ürünün radyoaktif parçalanma ile kayıp hızı oluşum hızına eşit olur (Yaprak, 1995). (3.6) bağıntısı sistemde herhangi bir kaçak olmadığı sürece, zincirin dengede devam edeceğini ve ürün aktivitesini ölçerek ana çekirdek aktivitesine ulaşabileceğimizi göstermektedir. Söz konusu denge bozulduğunda yani sistemden ana çekirdek veya ürünlerden biri radyoaktif parçalanma dışında sistemden yok olduysa yukarıdaki eşitlik de bozulur. Sistemin tekrardan dengeye gelmesi için serideki en uzun yarı ömürlü radyonüklitin 6-7 yarı ömrü kadar sürenin geçmesi gerekmektedir (Yaprak, 1995). Uranyum, bozunum zincirindeki üyeleri arasındaki denge, serideki iki uzun yarı-ömürlü nüklit 234 U (t 1/2 ) = yıl ve 230 Th (t 1/2 )= yıl nedeniyle 10 6 yıldan daha fazla zaman alırken, 232 Th ile bozunum ürünleri arasındaki radyometrik denge yaklaşık yılda kurulur. Bunun nedeni toryum serisindeki ürünlerin 238 U serisindeki ürünlere göre çok daha kısa yarı ömürlü olmalarıdır.

44 30 Toryum serisinde en uzun yarı ömürlü ürün t 1/2 = 6.7 yıl ile 228 Ra dir. Bu yüzden çoğu jeolojik örnekte toryum serisinin dengede olduğu varsayılır. Herhangi bir metamorfik olay ile seri dağılmış olsa bile bu geçici bir dengesizlikle sonuçlanır ve seri jeolojik olarak hemen denge durumuna döner (Yaprak, 1995). 232 Th nin aksine 238 U serisinde radyometrik dengesizliğin çok yaygın olduğu bilinmektedir. Uranyum bozunum ürünlerinin jeolojik olarak bile uzun sayılan yarı ömürleri ile aynı ortamdaki farklı fiziksel ve kimyasal davranışları bu dengesizliğin en önemli nedenidir. Bu yüzden radyoaktif bozunum dışında ürünlerden birinin veya birkaçının kaybedilmesi ile sonuçlanan dağınıklıkta denge kolay tamir edilemez ve radyometrik dengesizlik oluşur. Uranyum bozunum zinciri denge yönündeki 5 ayrı grupta incelenebilir (Şekil 3.7). Her bir gruptaki ürünler kendi gruplarının ana çekirdeği ile dengede kalmak eğilimindeyken, her bir grubun başındaki radyonüklit serisinin ana izotopu ile dengede olmayabilir. Uranyum bozunum zincirinde, uranyum grubunun ilk üç üyesi arasında ( 238 U, 234 Th, 234 Pa) radyoaktif denge bir yıldan az sürede kurulur. 234 U ile 238 U aynı kimyasal özelliklere sahip olduğundan, genelde doğada uranyum grubunun ilk dört üyesi arasında radyoaktif dengenin sürdüğü varsayılır. Uranyum bozunum zincirinde ilk kırılma 230 Th dan kaynaklanır. U ve Th kimyasındaki farklılık 230 Th un uzun yarı ömrü (t 1/2 = yıl) bu dengesizliğin en büyük nedenidir. Bozunum zincirindeki ikinci önemli kırılmayı ise 1600 yıl yarı ömre sahip ve toprak alkalilere benzer kimyası ile 226 Ra ve bozunum ürünü 222 Rn oluşturur. 222 Rn, 3.85 gün yarı ömürlü asal bir gazdır ve gözenekli ortamda 1.6 m olan difüzyon uzunluğu ile sistemden kaçma olasılığı çok fazladır (Yaprak, 1995). Son grubun ilk üyesi olan 210 Pb a 22 yıl yarı ömrü ve önünde yer alan 222 Rn hareketliliği jeokimyasal bağımsızlık kazandırmaktadır.

45 31 Şekil 3.7 Uranyum Serisi

46 32 4. DENEYSEL SONUÇLAR Ağır sanayi bölgesi olarak bilinen Aliağa ilçesinde birçok sanayi kuruluşu mevcuttur. Bu doğrultuda çevre kalitesi ve insan sağlığı açısından bölgenin radyolojik karakteristiklerinin ortaya koyulduğu bu çalışmada, bölgeden sistematik olarak toplanan 60 toprak örneği ve bölgenin jeolojik yapısını temsil eden 18 kayaç örneğinde doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonları gama spektrometrik olarak ölçülmüştür. 4.1 Kayaçlardaki Doğal Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonları Aliağa bölgesinden sağlanan kayaç örneklerinde saptanan doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonları Çizelge 4.1 ve Şekil 4.1 da verilmiştir. Çizelge 4.1 Kayaç örneklerinde gözlenen radyonüklit konsantrasyonu Kayaç 1 2 3a 3b a 14b Kayaç Türü Bazalt Killi kireç taşı Volkanik lkırıntılı Kaolenli yapı Tüf, piroklastik, volkanik kırıntılı Riyolit lav Andezit- dasit volkanizma Dasit Andezit Piroklastik, dasit birleşik Dasit Dasit Volkanik sedimenter Riolitik kayaç, asidik malzeme Basalt Dasit Dasit Foça tüfü 40 K(Bq/kg) 232 Th(Bq/kg) 238 U(Bq/kg) 613±15 35±1 33±1 264±15 10±1 41±3 721±19 43±1 11±1 723±19 45±1 13±1 812±21 42±1 14±1 801±18 41±1 48±1 734±17 49±1 36±1 573±16 38±1 29±1 720±17 49±1 39±1 410±11 36±1 26±1 699±18 39±1 35±1 898±18 71±1 34±1 1119±18 71±1 76±1 1470±19 122±1 95±1 708±18 50±1 41±1 903±16 75±1 66±1 697±16 56±1 46±1 1296±18 99±1 73±1

47 45 5. SONUÇLAR VE ÖNERİLER Dünyamızın tüm jeolojik devirlerinde radyoaktivite ve nükleer radyasyon ekosistem içerisinde hep var olmuştur ve kaçınılmaz olarak var olmaya devam edecektir. Gerek dünyayı oluşturan jeolojik yapıların içerdiği doğal radyasyon, gerekse kozmik radyasyon, yeryüzünde canlıların belirli bir radyasyon düzeyi içerisinde yaşamalarına neden olmaktadır. Bunun yanısıra sanayi devrimi ile birlikte dünyamızın doğası gittikçe bozulmakta ve çevreye yayılan endüstriyel atıklarla, insanoğlu dünyanın oluşumunda doğal olarak mevcut olan radyonüklitler ve bozunum ürünlerinin, yaymış oldukları doğal radyasyona ek olarak teknolojik olarak zenginleşmiş radyasyona da (TENORM) maruz kalmaktadır. Çizelge 5.1 Toprak ve Kayaç Örneklerinin Radyolojik Özellikleri Materyal Kayaç Örnekleri Toprak Örnekleri Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonu Bqkg U Ortalama Min - Max 232 Th Ortalama Min - Max K Ortalama Min - Max Ra (eq) Bqkg -1 Ortalama Min - Max H ex Ortalama Min - Max Doz Hızı ngyh -1 Ortalama Min - Max Doz Eşdeğeri msvy -1 Ortalama Min - Max Aliağa Ağır Sanayi bölgesinde sistematik olarak toplanan 60 adet toprak örneği ile bölgenin jeolojisine ait 18 adet kayaç örneğindeki doğal radyonüklit ( 40 K, 232 Th ve 238 U) aktivite konsantrasyonları ölçülmüş ve Ra(eq) aktivitesi, H ex

48 46 zarar indeksi, karasal gama doz hızı (D) ve etkin doz eşdeğerleri (DE) hesaplanmıştır (Çizelge 5.1). Toprak örneklerinde doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonları ; 238 U için Bqkg -1, 232 Th için Bqkg -1 ve 40 K için Bqkg -1 aralığında değişmektedir. Doğal radyonüklit ( 238 U, 232 Th ve 40 K) aktivite konsantrasyon ortalamaları ise sırasıyla 38, 63 ve 686 Bqkg -1 olarak belirlenmiştir ve UNSCEAR 2000 raporunda verilen tipik aralıkların ( 40 K için ( ), 238 U (16-110) ve 232 Th (11-64)) içerisinde bulunmuştur. Toplanan örneklerin doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonuna bakıldığında (Çizelge 4.3), bölgenin güney batısında yer alan 27 numaralı toprak örneğine ait değerlerin diğer örneklere göre daha yüksek olduğu görülmektedir. Çizelge 4.1 den görüldüğü üzere aynı koordinatlara sahip 16 numaralı kayaç örneğinin doğal radyonüklit aktivite konsantrasyon değerlerinin de yüksek olması, bu bölgeki doğal radyasyon seviyesinin jeolojik yapısıyla ilgili olduğunu göstermektedir. Toprakların kayaların aşınmasıyla meydana geldiği dikkate alınırsa, 27 numaralı toprak örneğinin Foça tüflerinin aşınmasıyla oluştuğu söylenebilir. Sistematik olarak toplanan 60 toprak örneğini ile hesaplanan karasal doz hızı Çizelge 5.1 de görüldüğü üzere 111 ngyh -1 hesaplanmıştır. UNSCEAR 2000 raporunda verilen Dünya Ortalamasına (60 ngyh -1 ) kıyasla yüksek olan bu değer normal alanlar için verilen ngyh -1 değerleri arasında yer almaktadır. UNSCEAR 2000 raporunda insanların yaşamlarının %20 sini bina dışı ortamda, %80 nini bina içi ortamda geçirdiği varsayımı yapılmıştır. Yıllık etkin doz eşdeğeri hesaplanırken kullanılan dozimetrik bağıntılarda bu varsayımlar kullanılmıştır (Canbaz, 2007). Karasal doz hızından etkin doz eşdeğerine geçildiğinde sonuçların örtüştüğü gözlenmiştir. Hesaplanmış olan ortalama etkin doz eşdeğeri 0.14 msvy -1 olarak bulunmuştur. Bu değerin UNSCEAR 2000 raporunda verilen karasal radyasyona bina dışı maruz kalmanın (0.07 msvy -1 ) iki katı olduğu görülmektedir. Bu değer ortalama değerden yüksek olmasına rağmen

49 47 normal radyasyon alanları için verilen tipik aralık ( msvy -1 ) içerisinde yer almaktadır. Bu bilgiler ışığında Ağır Sanayi Bölgesi olan Aliağa da sanayi kuruluşlarından kaynaklı radyonüklit artışından çok bölgenin jeolojisinden kaynaklı doğal radyasyonun etkili olduğu belirlenmiştir. Yapılmış olan bu çalışma ile ilerleyen yıllar için referans ölçümleri vermektedir.

50 48 KAYNAKLAR DİZİNİ Abdi M.R., Kamali M., Vaezifar S., 2008, Distribution of radioactive pollution of 238 U, 232 Th, 40 K and 137 Cs in northwestern coasts of Persian Gulf, Iran, Marine Pollution Bulletin, 56, Abril, J.M., Garcı a-tenorio R., Enamorado S.M., Andreu L., Delgado A., 2008, Occupational dosimetric assessment (inhalation pathway) from the application of phosphogypsum in agriculture in South West Spain, Journal of Environmental Radioactivity 100, Abril, J.M., Garcı a-tenorio R., Manjón G., 2008, Extensive radioactive characterization of a phosphogypsum stack in SW Spain: 226 Ra, 238 U, 210 Po concentrations and 222 Rn exhalation rate, Journal of Hazardous Materials 164, Alatise O.O., Babalola I.A., Olowofela J.A., 2008, Journal of Environmental Radioactivity, Distribution of some natural gamma-emitting radionuclides in the soils of the coastal areas of Nigeria,, 99, Al-Hamarneh I. F., Awadallah M.I., 2009, Soil radioactivity levels and radiation hazard assessment in the highlands of northern Jordan, Radiation Measurements, 44, Bituh, T., Marovic G., Franic Z., Sencar J., Bronzovic M., 2008, Radioactive contamination in Croatia by phosphate fertilizer production, Journal of Hazardous Materials 162, Bozkurt A., Yorulmaz N., Kam E., Karahan G., Osmanlioglu A.E., 2007, Assessment of environmental radioactivity for Sanliurfa region of southeastern Turkey, Radiation Measurements, 42, Canbaz, B., 2007, Ezine/Çanakkale Granit Alanının Radyolojik Risk Açısından Değerlendirilmesi, Yüksek Lisans Tezi, Ege Üniversitesi Fen Bilimleri Enstitüsü.

51 49 KAYNAKLAR DİZİNİ (devam) Celik N., Cevik U., Celik A., Kucukomeroglu B., 2008, Determination of indoor radon and soil radioactivity levels in Giresun, Turkey, Journal of Environmental Radioactivity, 99, Çam, F.N., Yaprak, G., Gür, F., Candan, O., Bayram, A., Tanıl, H., Mert, A., Onat, B., Batı Anadolu daki Termik Santral Çevresindeki Doğal Radyonüklid ( 40 K, 226 Ra, 232 Th ve 210 Pb) Emisyonundan Kaynaklanan Radyoaktif Kirliliğin İncelenmesi ve Radyolojik Risk Tahmini, TÜBITAK Proje No: 103 Y 057 Nolu YDBAG projesi ( 2007). Ereeş F.S. Aközcan S., Parlak Y., Çam S., 2006, Assessment of dose rates around Manisa (Turkey), Radiation Measurements, 41, Fatima I., Zaidi J. H., Arif M., Daud M., Ahmad S.A., Tahir S. N. A., 2008, Measurement of natural radioactivity and dose rate assessment of terrestrial gamma radiation in the soil of southern Punjab, Pakistan, Radiation Protection Dosimetry, 128, Gazineu, M.H.P., Arruda de Arau jo A., Branda o Y.B., Hazin C.A., Godoy J.M.O., 2005, Radioactivity concentration in liquid and solid phases of scale and sludge generated in the petroleum industry, Journal of Environmental Radioactivity 81, Huy N.Q., Luyen T.V., 2006, Study on external exposure doses from terrestrial radioactivity in southern Vietnam, Radiation Protection Dosimetry, 118, İnternational Commission on Radiological Protection, 1990, Biological Effects after Prenatal Irradiation (Embryo and Fetus). Joshua E.O., Ademola J.A., Akpanowo M.A., Oyebanjo O.A., Olorode D.O., 2009, Natural radionuclides and hazards of rock samples collected from Southeastern Nigeria, Radiation Measurements, 41,

52 50 KAYNAKLAR DİZİNİ (devam) Karahan G., Bayulken A., 2000, Assessment of gamma dose rates around Istanbul (Turkey), Journal of Environmental Radioactivity, 47, Lee S.K., Wagiran H., Ramli A.T., Apriantoro N.H., Wood A.K., 2009, Radiological monitoring- terrestrial natural radionuclides in Kinta District, Perak, Malaysia, Journal of Environmental Radioactivity, 2009, Mishra U. C., 2001, Environmental radioactivity research expectations in the new millennium, Journal of Environmental Radioactivity, 57, 1-5. Murty V.R.K., Karunakara N., 2008, Natural radioactivity in the soil samples of Botswana, Radiation Measurements, 43, Natural-Occurring Radioactive Material (NORM) in Australia, 2004, Australian Government Radiation Health and Safety Advisory Council. Rani A., Singh S., 2005, Natural radioactivity levels in soil samples from some areas of Himachal Pradesh, India using g-ray spectrometry, Atmospheric Environment, 39, Strand P., Børretzen P., 2004, Radioactivity in the environment the international conference in monaco, 1-5 september, 2002, Journal of Environmental Radioactivity, 74, 1-5. United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation, 1982, Ionizing Radition: Sources and Biological Effects, United Nations, New York. United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation, 1988, Sources, Effects and Risks of Ionizing Radiation, United Nations, New York.

53 51 KAYNAKLAR DİZİNİ (devam) United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation, 1993, Sources and Effects of Ionizing Radiation, United Nations, New York. United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation, 2000, Sources and Effects of Ionizing Radiation, United Nations, New York. War S.A., Nongkynrih P., Khathing D.T., Iongwai P.S., Jha S.K., 2008, Spatial distribution of natural radioactivity levels in topsoil around the highuranium mineralization zone of Kylleng-Pyndensohiong (Mawthabah) areas, West Khasi Hills District, Meghalaya, India, Journal of Environmental Radioactivity, 99, Whicker W., 1997, Editorial radioecology coming of age, Journal of Environmental Radioactivity, 35, Yaprak, G., 1995, Radyoaktif Mineral İçeren Örneklerin Gama Spektroskopik Analizlerinde Matris Etkisi ve Self Absorpsiyon İçin Bir Düzeltme Yönteminin Geliştirilmesi, Doktora Tezi, Ege Üniversitesi Nükleer Bilimler Enstitüsü. Yaprak, G., Erduran, N.M., Gür, F., Batı Anadolu daki Termik Santralleri Çevresinde Radyoaktif ve Ağır Metal Kirliliğinin Biyomonitörlerle İzlenmesi, BAP Proje No: 2003 NBE 007 (2007). Yaprak, G., 2010, Çevresel Radyoaktivite Ders Notları Yayınlanmamış, Ege Üniversitesi Nükleer Bilimler Enstitüsü.

54 52 ÖZGEÇMİŞ tarihinde İzmir de doğdu. İlk öğrenimini İzmir Mehmet Akif Ersoy İlkokulu nda, orta ve lise öğrenimini İzmir Milli Piyango Anadolu Lisesi nde tamamladı yılında Ege Üniversitesi Fen Fakültesi Fizik Bölümü nden mezun oldu. Aynı yıl bu bölümün Nükleer Fizik Bilim Dalı nda Yüksek Lisans öğrencisi olarak çalışmalarına başlamıştır.

55 metre arasında değişmekte olup, erozyondan önceki kalınlığı 750 m civarındadır. Hatundere dasitlerinden sonra sınırlı olarak tektonik gidişler üzerinde asit volkanik karakterde Sarıkaya Riyolitleri (Tryl) oluşmuştur. Bu volkanitler, kısa, kalın lav akıntısı ve dayk girdileri şeklinde mostralar vermektedir. Bordo-kahverengi tonlarda olup, yer yer çok sert ve masif bir yapıdadırlar. Ortalama kalınlık 100 m olarak tahmin edilmiştir (Eşder vd., 1991). Riyolit lav akıntıları ile riyolit dayk girmelerinin oluşum evreleri farklıdır. KD-GB doğrultulu tektonik gidişler üzerinde oluşmuş, altındaki ve üstündeki diğer volkanitlerden morfolojik, kimyasal ve petrografik yönden farklı olan, siyah renkli ve soğuma sütunları ile bazaltlara benzeyen volkanik kayalar, Eşder vd. tarafından Bozdivlit Bazaltik Andezitleri (Tba) olarak adlandırılmıştır. Kalınlıklarının m civarında olduğu tahmin edilmektedir. Bunların üzerlerinde, lav boşalımı öncesi, eksplosiv evrenin ürünü olan ve lav çıkış merkezlerine yakın yarılımlar boyunca görülen tüf çimento içersinde blok boyutuna varan köşeli çakıllardan oluşan aglomera (Tagl) gelmektedir. Volkanizmanın türü ve şiddetine bağlı olarak, kalınlıkları m arasında değişmektedir. Dumanlıdağ andezitleri (Tand), bölgenin genel tektonik yapısına bağlı olarak belli yarık ve faylardan çıkan lav akıntılarından oluşmuştur (Eşder vd., 1991). Bu volkanitler, traki-andezit, andezit cinsi kayalardır. Aşınmaya karşı daha dayanıklı olduklarından topoğrafik yükseltileri oluşturmuşlardır. Bunlar, dayk girmesi şeklinde Aliağa piroklastiklerini, Hatundere dasitlerini ve Bozdivlit bazaltik andezitlerini katederek veya kalın lav dilleri halinde onların üzerlerine akmışlardır. Alkalen volkanizmanın ürünü en son bazik volkanitler Top Tepe Bazaltları (Tp) olarak adlandırılmıştır. Kuvaterner, alüvyonlar ile yamaç molozlarından oluşmuştur. Vadilerde geniş alüvyon düzlükleri bulunmaktadır. Alüvyonu oluşturan kayaların büyük çoğunluğu, akarsu ve derelerin taşıdığı volkanik çakıl ve bloklardan oluşmaktadır. Yamaç molozları ise volkanik yükseltilerin çevresinde gelişen volkanik bloklardan oluşmaktadır (Eşder vd., 1991).

56 Örnekleme Aliağa bölgesinde, 3x3 km karelajla sistematik olarak 60 adet toprak örneği ve bölgenin genel jeolojik yapsını temsil eden alınmıştır. Örnekleme koordinatları 18 adet kayaç örneği GPS ile belirlenmiş ve her örnekleme noktasında yerinde yüzey gama ölçümleri yapılmıştır. Şekil 3.3 de toprak ve kayaç örnekleme noktaları verilmiştir. Şekil 3.3 Toprak ve Kayaç Örnekleme Noktaları

57 33 Şekil 4.1 Kayaç Örneklerinde Gözlenen Doğal Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonları Çizelge 4.1 ve Şekil 4.1 incelendiğinde, kayaç örneklerinde doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonlarının; 238 U için Bqkg -1, 232 Th için Bqkg -1 ve 40 K için Bqkg -1 aralığında değiştiği gözlenmektedir. Foça tüfü (16), Riyolitik (13) ve volkanik sedimenter kayaç türlerinde, doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonlarının diğer kayaç örneklerine göre, daha yüksek olduğu saptanmıştır. Aliağa bölgesinden toplanan 18 adet kayaç örneğinde ölçülen doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonlarına ilişkin temel istatistik, Minitab 15 istatistik programı kullanılarak yapılmış ve sonuçlar Çizelge 4.2 de verilmiştir. Bu Çizelge, örneklere ait aritmetik ortalama, medyan, geometrik ortalama, standart sapma ve sisteme ait dağılım fonksiyonlarını içermektedir. Dağılımlara Kolmogorov-Smirnov (K-S) normalite testi uygulanmıştır. Kolmogorov-Smirnov testi rastgele elde edilmiş örnek bir verinin belirli bir dağılıma uyup uymadığını test etmek amacıyla kullanılır. Prensip olarak K-S testi örnek verinin kümülatif dağılım fonksiyonunun öne sürülen kümülatif dağılım fonksiyonuyla karşılaştırılması esasına dayanır. Bu test yardımıyla bir örneklemden toplanan verilerin normal dağılım sergileyip sergilemediği incelenebilir.

58 34 Çizelge 4.2 Kayaç Örneklerindeki Doğal Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonlarının İstatistik Analizi Radyon N Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonu (Bqkg -1 ) Dağılım üklit Aritmetik Medyan Geometrik Standart Min.- Max. Fonksiyonu Ortalama Ortalama Sapma 238 U Log-normal 232 Th Log-Normal 40 K Normal Minitab 15 İstatistik programı ile yapılmış analizlerin frekans dağılımlarına ilişkin grafikler Şekil 4.2a, 4.2b ve 4.2c de verilmiştir. Şekil 4.2 (a) Kayaç örneklerine ait 40 K aktivite konsantrasyonlarının frekans dağılımları

59 35 Şekil 4.2 (b) Kayaç örneklerine ait 238 U aktivite konsantrasyonlarının frekans dağılımları Şekil 4.2 (c) Kayaç örneklerine ait 232 Th aktivite konsantrasyonlarının frekans dağılımları Aliağa dan toplanan 18 kayaç örneği için yapılan normalite testi sonucunda 226 Ra nın ve 232 Th nin log normal dağılıma, 40 K ın ise normal dağılıma uyduğu gözlenmiş ve yapılan basit istatistik ile ortalama 238 U, 232 Th ve 40 K aktivite konsantrasyonları sırasıyla 38, 48 ve 787 Bqkg -1 olarak bulunmuştur.

60 Yüzey Topraklarındaki Doğal Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonları Aliağa ilçesini kapsayacak şekilde 3x3 km karelaj yapılarak toplanan 60 adet yüzey toprak örneğinde saptanan doğal radyoaktivite konsantrasyonları Çizelge 4.3 ve Şekil 4.4 de verilmiştir. Çizelge 4.3 Toprak Örneklerinde Gözlenen Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonları Örnek 238 U(Bq/kg) 232 Th(Bq/kg) 40 K(Bq/kg) 1 55±1 73±1 865± ±1 76±1 724± ±1 90±1 1522± ±1 83±1 900± ±1 99±1 1179± ±1 55±1 568± ±1 77±1 815± ±1 63±1 825± ±1 49±1 554± ±1 53±1 549± ±1 27±1 141± ±1 77±1 873± ±1 57±1 642± ±1 67±1 519± ±1 63±1 712± ±1 55±1 727± ±1 46±1 751± ±1 60±1 610± ±1 63±1 766± ±1 105±1 1176± ± 1 50±1 425± ±1 76±1 613±11

61 37 Çizelge 4.3 Toprak Örneklerinde Gözlenen Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonları (devam ediyor) Örnek 238 U(Bq/kg) 232 Th(Bq/kg) 40 K(Bq/kg) 23 26±1 78±1 523± ±1 99±1 944± ±1 83±1 689± ±1 73±1 542± ±1 132±1 1209± ±1 67±1 484± ±1 76±1 790± ±1 68±1 796± ±1 104±1 633± ±1 36±1 484± ±1 74±1 955± ±1 61±1 989± ±1 50±1 574± ±1 47±1 1666± ±1 42±1 567± ±1 44±1 415± ±1 52±1 381± ±1 42±1 503± ±1 57±1 711± ±1 37±1 427± ± 1 43± 1 581± ±1 40±1 162± ±1 56±1 635± ±1 58±1 420± ±1 40±1 328± ±1 73±1 983± ±1 43±1 558±11

62 38 Çizelge 4.3 Toprak Örneklerinde Gözlenen Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonları (devam ediyor) Örnek 238 U(Bq/kg) 232 Th(Bq/kg) 40 K(Bq/kg) 50 32±1 47±1 520± ±1 58±1 730± ±1 81±1 713± ±1 59±1 633± ±1 83±1 838± ±1 72±1 728± ±1 57±1 500± ±1 48±1 527± ±1 59±1 600± ±1 43±1 471± ±1 44±1 525±12 Şekil 4.3 Toprak Örneklerindeki Radyonüklit Konsantrasyonları Çizelge 4.3 ve Şekil 4.3 incelendiğinde, toprak örneklerinde doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonları ; 238 U için Bqkg -1, 232 Th için Bqkg -1 ve 40 K için Bqkg -1 aralığında değişmektedir. Yüzey topraklarında gözlenen en yüksek 238 U, 232 Th ve 40 K aktivite konsantrasyonları,

63 39 sırası ile 123 (27 nolu örnek ), 132 (27 nolu örnek) ve 1666 (36 nolu örnek) Bqkg -1 dır. Sistematik olarak toplanan toprak örneklerin dağılım haritaları Surfer 8.0 programı kullanılarak çizilmiş ve Şekil 4.4, 4.5 ve 4.6 de verilmiştir. Yapılan çalışmada, Nemrut Körfezi çevresinde yüzey topraklarında yüksek yoğunlukta bulunan 238 U, 232 Th ve 40 K aktivite konsantrasyonlarının (Şekil 4.4, 4.5 ve 4.6), bu bölgede kümelenmiş sanayi kuruluşlarından kaynaklanıp kaynaklanmadığı jeolojik yapı ile kontrol edilmiştir. Bölgenin genel jeolojik yapısı ile toprak örnekleme noktaları karşılaştırıldığında Nemrut Körfezin foça tüfü yapılı oluşum üzerinde yer aldığı gözlenmiştir. Benzer şekilde riyolitik ve volkanik sedimenter yapılar üzerinde yer alan bölgelerde de beklentiler doğrultusunda doğal radyonüklit aktivite konsantrasyonlarının yüksek olduğu gözlenmiştir (Çizelge 4.1). Şekil 4.4 Topraklardaki 40 K Aktivite Dağılımı

64 40 Şekil 4.5 Topraklardaki 238 U Aktivite Dağılımı Şekil 4.6 Topraklardaki 232 Th Aktivite Dağılımı

65 41 Toprak örnekleri için Minitab 15 İstatisik programı ile yapılan temel istatistik ve frekans dağılımları Çizelge 4.4 ve Şekil 4.7a, 4.7b ve 4.7c de verilmiştir. Çizelge 4.4 Toprak Örneklerinde Gözlenen Doğal Radyonüklit Aktivite Konsantrasyonlarının İstatistik Analizi Radyon N Radyonüklit Aktivite KOnsantrasyonu (Bqkg -1 ) Dağılım üklit Aritmetik Medyan Geometrik Standart Min.- Max. Fonksiyonu Ortalama Ortalama Sapma 238 U Log-normal 232 Th Normal 40 K Normal Şekil 4.7 (a) Toprak Örneklerine Ait 40 K aktivite konsantrasyonlarının frekans dağılımları

66 42 Şekil 4.7 (b) Toprak Örneklerine Ait 238 U aktivite konsantrasyonlarının frekans dağılımları Şekil 4.7(c) Toprak Örneklerine Ait 232 Th aktivite konsantrasyonlarının frekans dağılımları Yapılan Kolmogorov-Smirnov testine göre 238 U histogramının Log-normal, 232 Th ve 40 K histogramlarının normal dağılım gösterdiği bulunmuştur. Bu doğrultuda doğal radyonüklit aktivite konsantrasyon ortalamaları 238 U, 232 Th ve 40 K için sırasıyla 38, 63 ve 686 Bqkg -1 olarak saptanmıştır. UNSCEAR 2000 Raporunda, ortalama doğal radyonüklit konsantrasyonları ve tipik aralıkları (Bqkg -1 ) ; 40 K için 400 ( ), 238 U için 35 (16-110) ve 232 Th için 30 (11 64) olarak verilmektedir. Aliağa topraklarında bulunan aktiviteler, UNSCEAR ile

67 43 kıyaslandığında dünya ortalamaların üzerinde olduğu, ancak normal alanlardaki tipik aralıklarla karşılaştırılabilir düzeyde olduğu gözlenmektedir. 4.3 Doğal Radyasyondan Kaynaklanan Karasal Gama Doz Hızı Aliağa ilçesinden toplanan örneklerinin aktivite konsantrasyonlarına dayalı olarak, karasal radyasyondan kaynaklanan gama doz hızları hesaplanmış ve Şekil 4.8 de haritalanmıştır. Şekil 4.8 Doğal Radyasyon Kaynaklı Karasal Gama Doz Dağılımı Karasal gama doz hızıyla ilgili yapılan temel istatistik Çizelge 4.5 te, histogram dağılımı ise Şekil 4.9 da verilmiştir. Çizelge 4.5 Karasal Gama Doz Dağılımlarının İstatistik Analizi N Doz Hızı (ngy -1 ) Dağılım Aritmetik Medyan Geometrik Standart Min.- Max. Fonksiyonu Ortalama Ortalama Sapma Normal

68 44 Şekil 4.9 Karasal Gama Doz Hızına Ait Frekans Dağılımı Yapılan istatistik analiz sonucunda, karasal gama doz hızı histogramının normal dağılım gösterdiği saptanmıştır. Bu dağılım göz önüne alındığı takdirde karasal gama doz hızı ortalaması 111 ngyh -1 olarak tahmin edilmektedir. UNSCEAR 2000 Raporunda normal alanlar için verilen karasal doz hızları [60 (20-200) ngyh -1 ] ile kıyaslandığında dünya ortalamaların üzerinde olduğu, ancak tipik aralıklarla karşılaştırılabilir düzeyde olduğu gözlenmektedir.