CH»CA4>FZ~ir TÜRKİYE ATOM ENERJİSİ KURUMU ÇEKMECE NÜKLEER ARAŞTIRMA VE EĞİTİM MERKEZİ İLERLEME RAPORU. P.K. 1, Hava Alanı, İstanbul

Transkript

1 CH»CA4>FZ~ir TÜRKİYE ATOM ENERJİSİ KURUMU ÇEKMECE NÜKLEER ARAŞTIRMA VE EĞİTİM MERKEZİ İLERLEME RAPORU 985 P.K., Hava Alanı, İstanbul

2 < k? TÜRKİYE ATOM ENERJİSİ KURUMU ÇEKMECE NÜKLEER ARAŞTIRMA VE EĞİTİM MERKEZİ # İLERLEME RAPORU 985 f. K., Hava Alanı, İstanbul

3 İÇİNDEKİLER Bolü» I - ÖNSÖZ " II - FİZİK BÖLÜMÜ I - III - KİMYA BÖLÜMÜ 4 * IV - NÜKLEER MÜHENDİSLİK BÖLÜMÜ 8 " V - RADYOBİYOLOJİ BÖLÜMÜ 30 " VI - REAKTÖR BÖLÜMÜ 39 " VII - SAĞLIK FİZİĞİ BÖLÜMÜ 43 " VIII - RADYOİZOTOP BÖLÜMÜ 6 " IX - RADYOFARUASÖTİK BÖLÜMÜ 66 " X - ELEKTRONİK BÖLÜMÜ $7 " XI - RADYOİZOTOPLARIN ENDÜSTRİYE UYGULANMASI BÖLÜMÜ 66 H XII - NÜKLEER YAKIT TEKNOLOJİSİ BÖLÜMÜ 77 " YAYINLAR 84

4 I. ÖR3Ö2 Nükleer enerjinin çeşitli görüntü ve uygulanması ile bunlardan sulhçti gayelerle memleketin âli menfaatleri yönünde faydalanılması için kurulmuş olan Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi (ÇNAEK)' in sosyal ve ekonomik yaşantıdaki önemi her geçen gün artmaktadır. Çalışmalarımız ile memleketimizin nükleer alandaki âli menfaatlerine azami katkıda bulunmak için hertürlü gayret gösterilmektedir. 985 yılında ÇKAEM'de yapılan çalışmalar, araştırma, geliştirme, üretim, projelendirme, işletme, bakım onarım, değerlendirme ve eğitimi ihtiva etmektedir. Bu çalışmaların değerlendirilmesi yapıldığında 985 yılının ÇNAEM için başarılı geçtiği görülmektedir, çalışmalarımızın Türkiye Atom Enerjisi Kurumu Programına uygun olarak planlanması ve gerçekleştirilmesi gelecek yıllara daha guvenli olerak bakmamıza sebep olmuştur. Kutlu DÖKKBN ÇNAEM Müdür Vekili

5 -- II. FİZİK BÖLÜMÜ Triga Mark II Reaktörü İçin Nötron Filtresi H.Ataaoy * S.Dökmen, C.Özbaylı Triga Mark II Reaktörünün beam tüplerinden birinden (tangential beam hariç) monoenerjetik nötronlar elde etmek için (Sc-45 temin edilemediğinden) nötron filtresi olarak kullanılan elementlerin çeçit şekiller d e ki tertiplerinin mukayesesi yapılmış, filtre met od lan ve uygulama alanları incelenmiştir. Bunun sonucunda 24 kev enerji için seçilen Fe-56 (ye Al)nin çeşitli çekirdek modelleri kullanılarak hesaplanan tesir kesitleri ile deneysel tesir kesitleri ve transmisyonlarının deneysel sonuçları incelenmektedir. Nükleer Veri Değerlendirilmesi S.Dökmen, H.Atasoy, C.Özbaylı Hızlı nötron ve gama spektroskop!si ile nötron tesir kesitleri Ölçmelerinde, deneysel teknikler ve reaktör malzemeleri ile ilgili detanın çeşitli teorik modellerle değerlendirilmesi ve mukayesesi yapılmaktadır. Ayrıca SAI/ES T-400 akseleratörü ile yapılacak deneysel çalışmalarla ilgili olarak, çeşitli hedef kompozisyonları için nötron verimi, nötron akı dağılımı ve enerji spektraları için teorik hesaplamalar incelenmektedir. Plazma Dalgalarının İncelenmesi E.GUltekin, G.Tarcan, A.Paykal, K.Bostan Eu projede plazma sıcaklığının arttıraimarında etkili oibn yüksek frekanslı (Slklotron Radyasyonu) ve alçak frekanslı (Akustik) plazma dalgalarının ayrı ayrı incelenmesi amaçlanmıştır.

6 -2- Bu yıl içerisinde çalışmanın alçak frekansla ilgili kısmında Magneto-Plezma I ve Diffüzyon-Plazma sistemlerinde gerekli deşarj tüpü ve elektrod değişiklikleri yapılarak alçak frekenslı dalgaların plazma içerisinde yayılmasını sağlayacak ortam sağlanmıştır. Akustik dalganın deteksiyonu için gerekli problar ve elektronik düzen hazırlanarak akustik dalga elce edilmiştir. Deşarj tüpü boyunca farklı yerlerde tesbit edilen sinyallerle bu dalgalarda meydana gelen faz kaymaları tesbit edilmiştir. Çalışmanın yüksek frekansla ilgili bölümünde ise siklotron radyasyonu incelenmektedir. Bu yıl içinde mevcut laboratuvar imk anlarıyla ölçmelerin yapılabileceği bir düzeneğin gerçekleştirilmesine çalışılmışt ı r. Funun için dahe evvelce yapılmış 3CP II sisteminde yoğunluk tayininde kullanılmış olan TM... ve TE Q modlarındaki kavitelerden (f c 5,644.0 Kz) istigade yolları araştırıldı. Önce kaviteleri rezo- K nanse getirebilecek frekansta sikletron radyasyonu sağlayabilmek üzere bir magnetik alan kullanılmıştır (B=206 Gauss). Daha sonra bu alan değerine - 50 Gaussluk bir tarama, besleme jeneratöründen mekanik olarak uygulandı. Uer iki durumda da detekte edilmek istenen sinyal, ölçmenin yapılacağı Spectrum An8İyzer'in (L30) eşik değerinin altında kaldı. Bunun üzerine MP II'nin 2. plazma bölgesinin tümünü içine alacak şekilde Taslanmaz çelikten silindirik yapıda bir kevitenin yapılması tasarlanmıştır. TM_. 0 modunda olacak bu kavitenin karakteristik değerleri D=40.2 mm. L=600 an. f R = Hz'dir. Laboratuvar Tipi Van de Graaf Jr.nsratorur.un Yapımı A.Akbulut, A.Bayk8İ Jeneratörün yük transfer sistemi için elimizde bulunan inverterde mekanik ve elektronik de^i',iklikler yepılarak 28 Volt 00 A'lik do ( ru akım raotoru haline getirilmiş, motorun dönüş hızını kontrol eden ünitenin prototipi Elektronik Bölürainde yeptirıljag, yük transferini saklayan elektrod sistemine sit hesaplar yapılmıştır. Sistemin yüksek ve alçak gerilim,-rü:; k; yn' klerı i.,in 00 A'lik rc<rj]e olmeyan güç kaynağı yapılmış, bu kaynağın regülasyonunu saliayaesk devrenin tasarımı yapılmı.;-, gerilimi 0-2^,000 Volt arasında Gelebilen 0 «ma'lik yüksek,_~r"uim gj, kaynağının prototipi ve 0-30 Volt nrasirsda değişebilen 20 A'lik ZC g*iç kaynağının prototipi yepılrra-tir.

7 '3- Hızlandırıcı tie İlgili Yapılan Çalışmalar H.Atesoy, E.aültekin, S.Dökmen, N.Erduran, G.Tarcan, K.Subaşı, A.Baykal, C.Özbaylı, K.Bostan,.İpekçi, T.Arı - Hızlandırıcı binasının eşanjbr dairesinde bulunan "Elektrik Kontrol Panosu" kontrol odasına taşınmış, binanın bütün elektrik panolara ve elektrik tesisatı elden geçirilerek ıslah edilmiştir. - Hızlandırıcının soğutma sistemi ve buna bağlı olarak çalışan elektronik emniyet sistemleri hazırlanmış ve yerlerine monte edilmiştir. - Hızlandırıcı binasının topraklama sistemi yeniden yapılmıştır. - 2 ton kapasiteli caraskai sistemi tasarlanarak Teknik Servislerde yaptırılmıştır. - Hızlandırıcı eski binasında demonte edilerek yeni binasına taşınmış ve tekrar monte edilmiştir.

8 IH- KİİYA BÖLÜHÜ İstanbul Yöresindeki Eser Element Kirliliği ve İnsan Sağlığı İle ilişkisinin İncelenmesi A.Sungur. I.'.Brentürk, IJ. Saygı Cerrahpaşa Tıp Fakültesi Fizyoloji ve Biofizik Bilim Dalları ile birlikte yürütülen çalışma tamamlanmıştır. Kurşun ve kadmiyum kirliliğine maruz kalan 6 kişilik denek grubunda ve 48 kişiden oluşan kontrol urubunda kan-pb, Cd ve serum-fe, Zn, Cu düzeyleri AAS-kayıkcık tekniği ile, eritrositer ve lökositer parametreler ise bilinen yöntemlerle tayin edilmiştir (Tablo,2). istatistiksel analiz sonuçları, denek ve kontrol grupları arasındaki e3er element farklarının anlamlı olduğunu göstermiştir (Tablo 3). Kan parametrelerinde denek grubu için anlamlı farklılık % hemoglobin ve asidofil miktarlarında gözlenmiştir. Çalışma 2 tebliğ halinde. Türkiye Nükleer Tıp ve Biyolojik Bilimler Kongresi'nde sunulmuştur. Zirkon Kumu ve ZrO'^dcn Paglayarak La kort, tu var Skelasında Zirkonyum Süngeri Üretiminin İncelenmesi P.X.Tokay. A.Y.ürkol, S.fiztürk.V.Apak,Y.Z.Yılmaz (Kimya Ecl.)?>.GttngKr C.ük.'üh.Iöl.) K.Cimcim (iiük.yak.tekn.btl.) "Zirkonyum Cevherlerinin Değerlendirilmesi" adı slvında yürütülmüş ve laboretuvar akalasında nükleer şeflikte ZrOg eldesi ile sonuçlanan pro.-jenin devamı olan bu çalışma, leboratuvar sk-alasında zirkonyum süngeri üreticini aceçleff-aktar ir. Zrö 2 'in klorinasyonu için klor vo argon gazı tüpleri, CaClg ve E, SO. içeren kurutma tuzakları, 2.5 cm çapında ve 65 cm boyunda bir >uvars tüp, üç ısıtma bolsoli bir tüp fırın, kondansör ve su tuzağından ilaret bir klorinssyon ünitesi h8zırlenxaitır. Baf İçtirilmiş ZrO mr^h'e öğütüldükten sonra, yüksek saflıkta ve toz helinceki aktif karbon ve bağla, xcı olarak seker (20:4:) su ile karıştırılarak viskoz bir pastn haline getirilmiştir. Cu karırım 0 C

9 -5- Tablo.l. Denek gurubu analiz sonuçları Ortalama Defter Std.Sanma $td t Ha*a Pb ( r g/i0oml) Cd (^gaoonl) Cu (yrg/ml ) e (/fg/al ) Zn (^g/ol ) Hematocrit % Hemoglobin % J Sritroait S. xlo' Lökoeit S lötrofil % Lenfosit % Monosit % Bosinofil % Basofil %

10 -6- Tablo.2. Kontrol gurubu analiz sonuclarx Ortalama Defter Std.SaDma Std.Hata Pb ( /fg/ 00 mi) Cd ( //g/ 00 mi) Cu (//g/ al) ?e (,"g/ mi) 0.7Y Zn (As/ nl) Hematokrit % Hemoglobin % Eritrosit S. xl Löicosit S Hötrofil % Lenfosit * Monosit % Eosinofil % Basofil %

11 -7- Tablo.3. İstatistiksel analiz sonuçları * P Anlamlılık Pb 3.74 < 0.00 çok anlamlı Cd 8.49 < 0.00 Cu 7.43 < 0.00 " " Fa 3* anlamlı Zn 4*62 <0.00 çok anlamlı Bet anlamlı olabilir Hgb 5. < 0.00 ;ok anlamlı Srit anlamlı değil Lök " " I " " L " " M " A 3.63 < 0.00 çok anlamlı B.8 0.' anlamlı değil

12 da kurutulduktan sonra kuvars kayıkçıklara yüklenmiş ve tüp fırın içindeki kuvars tüpe yerleştirilmiştir. Argon atmosferinde ve 800 C'de koklaştırma işlemine tabi tutulmuştur. Kayıkçıkların bulunduğu bölgedeki fırın sıcaklığı 830 C'ye çıkıncaya kadar argon gazının geçirilmesine devam edilmiştir. Klorinasyon sıcaklığı olan 850 C'de ise argon yerine klor gazı geçirilmeye başlanmıştır. Kuvars tüpün gaz çıkış ucuna yakın bölgede ZrCl. ve HfCl. 330 C'de yoğunlaşmıştır. 2r0 'in içerdiği diğer saf sizliklerin klorürleri ise kondansörde toplanmıştır. Klorinasyon ünitesinin gaz sızdırmazlığı açısından daha güvenilir hale getirilmesi amacıyla gaz sistemi için bir pano yapılmıştır. Bu pano, 3.5 cm çaplı silika tüp için gaz ve su giriş, çıkışlarını içeren soğutma başlıklarının yapımı tamamlandıktan sonra birlikte monte edilecektir. Klorinasyon ile ilgili parametrelerin incelenmesine devam edilmektedir. He kzon-ti yo siyana t prosesi ile Zr-Hf ayrılmasının incelenmesi ise faster tezi çalışması olarak Y. Z.Yılmaz tarafından yürütülmüştür. Bu çalışmada 4.2K HC ve 3.6!.' NH.SCN içeren sulu çözelti / oranında hekzon ile ekstrakte edilerek 2.5. IISCH içeren bir organik faz hazırlanmıştır. 6 Kademe ekstraksiyon yapılarak rafinattan saflaştirilmiş Zr0 2, yıkama çözeltisinden besleme çözeltisindeki oranda Hf/Zr içeren Zr0 2 ve sıyırma çözeltisinden düşük oranda zirkonyum içeren HfO. elde edilmiştir. Likit-likit ekstraksiyonu ile Zr-Hf ayrılmasının bilgisayar simülasyonu çalışması A.Y.Erkol, S.Güngör ve K.Cimcim tarafından yürütülmüştür. Simülasyon çalışması TEF-nitrik asit sistemi için yapılmış ve bir bilgisayar programı hazırlanmıştır. Bu programda besleme, yıkama ve organik faz akış hızları, besleme çözeltisinde Zr(NO-)., Hf(NO.)., IİI.O.J, KaNO- konsantrasyonları, organik solventte TBP, HNO, konsantrasyonları, yıkama çözeltisinde KaNO,, HNO, konsantrasyonları değişken olarak kullanılmıştır. Bu program ile ekstraksiyon ve yıkamanın herbir kademesinde ZrO'iO-)^, HfdiO-) ve HM), için dağılım katsayıları, sulu fezdaki toplam NOT ve organik fazdaki serbest TBP konsantrasyonunu hesaplamak mümkün olmuştur, zirkonyum çekme veriminin #98 ve hafniyum dekonteninasyon faktörünün 200 olması durumunda, 2.25 mol/lt'lik toplam TBP konsantrasyonu için 6 kademe ekstraksiyon ve 5 kademe yıkamanın yeterli olhu u saptanmıştır.

13 -9- Nötron Aktivasyonu ile Analizlerinde Zorluk Görülen Bazı Elementlerin Matrisle Olan Girişimlerinin Yeni Bir Yöntemle İncelenmesi ve Azaltılması R.K.Tokay t A.Sungur, N.Erentürk, Z.Saygı, H.Yıldız, V.Apak NAA konusunda ve özellikle ENAA ile ilgili literatür taraması tamamlanmıştır. BNL-325 ciltlerinden yararlanarak NAA bakımından önemli elementlerin rezonans spektrumlari karşılaştırılmıştır. "Resonance neutron attenuation" hesaplamaları yapılarak iki ayrı et kalınlığında Fe kaplar hazırlanmıştır. Bu kaplar içinde ve Cd altında Rb ve Zn'nun Fe ile girişimlerindeki değişiklikler incelenmek üzere Rb, Fe ve zn, Fe tuz Örnekleri hazırlanmıştır. Çalışmanın bir uzantısı de yıl içinde İsveç, Chalmers Teknik Üniversitesinde (CTH) araştırma yapan R.K.Tokay tarafından CTH'deki ışınlama 252 ( Cf»kaynağı) ve sayım sistemleri kolaylıklarından yararlanarak gerçekleştirilmiş ve elde edilen sonuçlar J.Radioanel. Nucl. Chem. Letters'da ya yınlenmış tır. Eazı Sitostatiklerin Radyasyonla Bozunmasının İncelenmesi ve Klinik Değeri A.Y.2rkol, S.Dztürk Kanser tedavisinde kullanılan si tostatiklerden "Methotrexate" ve "Oncovin" in sulu çözeltileri Co- V kaynağında muhtelif dozlarda ve oksijenli ortamda ışınlanmıştır. Işınlamadan sonra yapılan spektrofotometrik analizler "Oncovin"in radyasyondan daha az etkilendiğini göstermiştir. "Oncovin" 45 kred'dan sonra bozunoaya başlamış ve 60 krad'lık bir ışınlamada *j &L0'luk bir bozunu» gözlenmiştir. Işınlanan "Methotrexate" çözeltilerinin analizleri ise, 258 nm'dekl absorpsiyon pikinde bir değişiklik olmadığını, fakat 303 ne'deki pikin ise doz arttıkça 275 nm'ye kadar kaydığını ve sonunda kaybolduğunu gösteroiştir. 45 krad'lık bir ışınlama sonunda "Methotrexate"ın*v %34'ünUn bozunduğu gözlenmiştir. x R.K.Tokay 22 Nisan 985 tarihinde Chalmers Teknik Üniversitesinde araştırma yapmak üzere izinli olarak İsveç'e gitmiştir.

14 "imethotrexate", "Cyclophosphamide" ve "5-Fluorouracil"in hava atmosferinde TG, DT6 ve DTA analizleri yapılmıştır. DTG eğrileri "5-Fluorouracil" için 305, 330, 350, 380 C, "Methotrexate" için 335» C ve "Cyclophosphamide" için 55, 70, 265, 327, 550 C'da maksimumlar göstermiştir. 900 C'deki ağırlık kaybı ise "Methotrexate", "Cyclophosphamide" ve "5-Pluorouracil" için sırasıyla 56B5# %93 ve olmuştur. "Adriamycin", "Doxorubucin", "Oncovin", "cis-platin", "Cyclophosphamide", "5-Fluorouracil", "Methotrexate" ve "Tamoxifen" katı halde ve sterillzasyon dozunda (2.5 Mrad) ışınlanmıştır. Herbirinln infrared spektrumları alınarak ışınlanmamış örneklerin spektrumları ile mukayese edilmiştir. İstanbul İçme Suları Kirlilik Araştırma Projesi N.Erentür.c. Y. Z.Yılmaz -0- Diğer bölümlerle ortak yürütülen bu projede Küçük Çekmece Gölü su örneklerinde ve Küçük Çekmece ile Büyük Çekmece Gölleri dip çamur örneklerinde Pb, Co, Cr, Ki, Ag, Cd, Mo, Zn, Hg, As, Se analizleri yapılmıştır. Su örnekleri filtre kağıdından süzülmüş ve ph= 2-3 olacak şekilde HNO, ile eşitlendirilmiş tir. Etüvde 80 C'de buharlaştırılarak 6 kez konsantre edilmiştir. Perkin-Elmer 403 AAS ile analizlenmi^tir. Hg ve As analizlerinde KHS-0 Kercury/Hydride sistemi kullanılmıştır. Sediment örnekleri HF-HC0. asit karışımlarında 5 kez kuruluğa kadar buharlaştırılmıştır. Kalıntı konsantre HC ile çözülerek belirli hacme destile au ile tamamlanmış ve AAS ile enelizlenmiştir. Sediment Hg, As, Se analizleri XRF yöntemi ile yapılmıştır. IAEA standartlarından Lake Sediment SL-, CRU Soil-5 ve Soil-7 numunelere uygulanan çöıme yöntemi ile çözülerek snail zlenrriş ve sonuçların doğruluğu kontrol edilmiştir. Sonuçlar Tablo -5 'de verilmiştir.

15 TAH0-t KOÇflKÇBXtaBCB COL SUTU Afila URAL AHALTTflJKRt, («g/u ) AWALlZ DbffBtti BTUDL I984 CKHBC ROD WO. Pb Oo Cr Hi *«Cd Ho Zn u UtC-0/0.5 a KC-0/4.5 * lkc- 9/ O.O5O O.O65 O.O N 0.06 COOT <0.5 It tt O.O85 <0.020 n l.33xl0" *io" *MT 5 HCC- 9/4.5 * tec- 7/ ) M It m M * t n *MT *K>" 5 ire- 7/4.5 * N 0.02? I.l6xl0" 4 HfC- 7/0 - ire- 6/.* O m N H I6xl0" 4 *0~ 4 ire- 5/0.5 - uro- 5/4.5» UCC- 5/9-5 « O < O.O O.OO6 < M H t <0.020 N.83«0"* Uld" 4 8.3x0*' ntc- 4/.5 «KC-A ICC-2A KC O.O ? 0.30 Q.I <0.0 < 0.0 < < <0.005 < <0.003 < It t M It W < xlO~ 4.33x0** 6.3xl0" 5.33xl0~ 4 KC-

16 TABtA- KtetiKÇEKMECE Q6L StfYU Aft IR METAL AHAUZ DORMÍ: HAZtRJOf I984 ANALÎZLHit (ng/lt) CftlfEK KOD HD. Pb Co Cr Wi Ag Cd No Zn UfC-lO/0.5 a O < UCC-lO/4.5 * ? M tf KC- 9/ w» KC- 9/4.5 * n ti lie 7/0.5 *» ? M tt ti O.04O KC- 7/4.5 "> ? ti tt Urc- 7/0 <* ? M tt KO- 6/.5 * UCC- 5/0.5 «< O.O ? n tt tt KC- 5/4.5 «ttc- 5/ O ? ? ti tt» KC- 4/.5 " ÏC-A KC-2A KC-3 KC- <O <0.0 O.053 C0.005 <0.003 <

17 ???????????????? &» < < < ^ ff? f????f? A A O O O O O O O O O O O O O O O *... f ^ oow^'io'^i^iroiuasivmu'wo n? A A i i s s s s 2 2 a a s 9 A A o o A o o.. a O O O a o O O O O O O O O O O O O O O O.... r U> O0 O O 0 B O W M U< (X OVJI O A A o o o o * v* VJI Cb «k o o o o o a o O O M M O M ON» «A o -# «O J a O. o A A ppppp ppppp? W ^ W Q B O K 3 es o w o> <St a» o 2 A O 3 M VJI 5 A o A O O O O O O O O o o «o o o o o o o o o o o o o o o 3g8C*'8'&So3o'o! 3 M 9 -a-

18 -4- «*» -, a S r* e * * -» *^ 2 ««2 r* M S * evi i* p r-4 H «0 V» o»" H s < * g * M t** A < *! f"4 Q M M> t- I-» r*> P M M CM ev r+» p (-4 M S XO» o -4 M to ««t * t O O S fh M 0O ı-4 l-«^f ^ ««P S M S NO I o S A ITN <r I O -4 N»4 İd e N O O o S ft p P o o V p o ft O P p ö 8 o o o p o ft P P P o î O P V p O la «-t. O V e * t t t t t t t r r t s e r s / II. o O t t III! m p O p. o t t t 8 S o o V t e X to o p S : ^ ev O P «-ı P P e s e e o o p t ev ev o p P İT» S 8 P O V e e t S. T* r 8 o o o #*> P $ P O Ss P P 8 P % o 00 8 o o o 8 o p S s P O O O O b 5 M (M P O CV p t ft ı«4 P E O t O s CM İM P s s p t CV I*) p s p t I o * * I* P t t* 8 p > P e CM /^ * O P O s P $ t t c s fi e? S o e «0 * p B \l> t o * <<, s O r ir» * I C3 fi 00 * p «r lf> P U"N * > >. 6 6 a fi p r»r> o *>. «s fi 00 p r «r» * > 6 n t t s > 6 a 8 P f «> - > <i fi 8 P r vn o > <!> fi 8 p c m *» > 6 fi t r m ON > i fi t- l"0 8 S P p r ir* M > S 4 cs fi * p p V < t c!> cs M V. p p İM cs u

19 TABLO- S it*?-* ÇEKMECE VE BÖttİK ÇEKMECE SEDİHEirT AÖIB METAL AHA-ÎZL-Bt ( /«l/») ÖRHER TABtHt I MART 985 ' KOD HO. Pb Co Cr îti A* Cd NO Zn H«Aa So K(^OKÇ_XMECB İKC-0 DCO-7 İKC » <ı w M BCC N <0.2 BOTOKÇEKMECE A B C ? M n II

20 -6- ' * = Endüstriyel Su Kirliliğinin Yine Endüstriyel Katı Atıklarla Temizlenmesi E.Ünseren, V.Apak Solid endüstriyel atıklar olan kırmızı çamur, yüksek fırın cürufu ve kokhane cürufu kullanılarak kromat, fosfat, kurşun (II). bakır (II) çüzeltileriyle, ph, temparatür, çalkalama süresi, adsorban maddenin aktifleştirilme şartları ve miktarları değiştirilerek çeşitli denemeler yapılmıştır, özellikle değersiz bir kf ti atık olan kırmızı çamurun fosfbt gidermede flokülan ve adsorban olarak alüminyum sülfat ve alümin&ya yekin bir performans gösterdiği gözlenmiştir. 50 ppm PO. içeren 40 ml çözelti, 00 mg aktifleştiriimiş kırmızı çsmurla 3- iki saat çalkalendığınde, PO. iyonunun % 60'inin giderildiği gözlenmiştir, lu etkinin, aktifleştirilmiş kırmızı çamur solidlerinde bulunan alüminyum, demir ve kalsiyum bileşiklerinin fosfatlara affinitesi (adsorbsiyon ve çöktürme eğilimi) sonucu ortaya çıktığı düşünülmüştür. Bakır (II) çözeltileri için, kırmızı çamur, yüksek fırın cürufu ve kokhane cürufu, bu sıraya göre azalan oranibrda etkin olmuşlardır. 50, 25 ve 5 ppm konsantresyonlerdaki bakır (II) çözeltilerinin 50'şer ml'si, sırasıyla kırmızı çamur, yüksek fırın cürufu ve kokhane cürufu ad sorbanlarının l' er grenayla 5 saat çalkalandığında bakır giderce oran- İBrı 80, 0 70 ve % 40 bulunmuştur. Kurşun (II) çözeltileri için kırmızı çamur ve yüksek fırın cürufu ile denemeler yapılmıştır. 30 ppm kur un (II) çözeltisinin 50 ml'si g aasorbanla 5 saet çalkbibndığında, gerek kırt.ızı çamur, gerekse yüksek fırın cürufu için giderme orenı % 50 bulunmuştur. Ayrıca kırmızı çamurların süspande solidleri fazla miktsrda içeren kirli suların arıtılmasında kullsnılme olasılığı göz önünde tutularak, bunlarla birlikte kullanılabilecek koagülasyon yardımcılarının (poliakrilatrir]er vb.) seçimi için ön denemeler yapılmıştır. I!P; ırlanmesı planlanan si rail e edilmiş birden fazle kirletici korrponent içeren ortamlarda a^ır metallerin AAC ilo tayinine iliç kir. olası enterferans (bozucu et/iler) ve bunla'an giderilme yolları ara:,; t ı n İma ş- tır. İTÜ Nükleer ünerji Enstitüsü

21 7 AAS ile fosfat tayinleri için fosfomolibdik asit oluşturma ve organik bir çözücü ile ekstrakte ederek molibden tayini yoluyla dolaylı fosfat tayin olanağı araştırılmış, sonuçta bu anyonun tayini için "molibden mavi si" spektrofotometrik yönteminin daha uygun olacağı sonucuna varılmıştır.

22 3- **» KÜKİÜER ra.îi:k:*lîslik BÖLÜMÜ Kalp Dönüştürme ;_.K.Turgut, T.Türker, U.Adalıoğlu, İ.Arıkan R.Tuncel,S.Güngör,A.Aytekin, Yüksek zenginlikteki uranyumla yüklenmiş TR-2 Reaktörünün çalışına düzeni daha önce yapılmış olan projeye göre birinci yakıt çevrimi sonuna kadar problemsiz yürütülmüştür. İkinci yakıt çevriminin ortalarından itibaren reaktivite yetersizliği sebebiyle reaktör çalışırken altkritik olmaya başlamıştır. Bölümdeki GE^EPUS koduyla reaktörün. ve 2. çevrim hesapları tekrarlanarak bu problecin sebebi araştırılmıştır. Hesaplar için cana önce Argonne'da kalp dönüştürme çalışmalarında kullanılmış olan tesir kesitleri ile diğer gerekli sabitlerden bu iki boyutlu difüzyon-yenma hesaplarında faydalanılmıştır. Reaktör koruna. çevrimden itibaren ilave edilmiş olan kuru ışınlama tüplerinin etkileri de incelenmiş ve bu tüplerin çevrim ömrünü yaklaşık % 30 (45 KTO) azalttığı bulunmuştur. Kuru ışınlama tüplerinin de bulunması halinde reaktör kalbinin yakıt çevrimleri ve yükleme stratejileri eski proje dokümanları kılavuz ksbul edilerek yeniden hesaplansın ve 3.çevrim için kalpteki Al bloklar yerine Ee blokların konulmasının uygun olduğu görülmüştür. Bu şekilde konulmuş olan Be blokların verdiği ekses reaktivite reaktör çalışırken altkritik olma problemini ortadan kaldırmakta ve 3.çevrime yaklaşık 00 KWG'luk problemsiz çalınma imkânı saklamaktadır. Ayrıca Be bloklar yüklenme si halinde reaktör güvenlimi bakımından önemli olf.n güç pikleri incelenmiş ve bunların azaldığı görülmüştür, şekil.l'de 3. çevrim başlarında yakıt eleaanları içindeki ortalama izafi akıların Al ve Be'lu konfigüresyona göre değerleri verilmiştir. Buraya kaderki yapılan çalışmaların raporu hazırlanmaktadır. Be'lu reaktör konfigürasyonu esas alınarak TR-2 reaktörünün buncan sonraki çevrim hesapları, sevcut yakıtlrrın optimum kullanılmasını saklayacak yakıt yükleme stratejisi üzerinde durulacaktır.

23 *.07* BÇ-.6.3 EÇ EÇ-.0.3 EÇ-2 KÇ KÇ KÇ JCÇ Al Al Be Be K : Denay sonuçları ı Hısap sonuçları (KÇ-2 lçtride) EÇ : Eaniyet çubuğu VÇ : Kontrol çubuğu Şekil - : Alüminyum ve Berilyum bloklu TR-2 kalbi ortalama izafi akılar (0/0) Bu arada TR-2 reaktörünün düşük zenginlikte uranyumla yüklenmesi probleminde ilk adım olarak çeşitli tipteki yakıtlar incelenmiş ve ilk kelitatif neticelere göre silisli yakıtların TR-2 için uygun olacağı düşüncesine varılmıştır. Yüksek zenginlikte uranyumlu, U-Al alaşımlı TR-2 yakatlerı ve düşük zenginlikteki uranyumlu silisli yakıtlar için yapılan termohidrolik analizler her iki yakıtın zarf sıcaklıklarında öneali bir fark olmadığını göstermiştir. Silisli yakıtlar için analizler sıcak kanal faktörleri dahil ve hariç olmak üzere yapılmıştır. Habbeli kaynama ve akış kararsızlığını (tekrar dağılım) beşleten ekış ve güç seviyeleri tesbit edilmiştir. TH-ü çalışma şartları altında (p M\" güç, 4 P*6 Cm. su sütunu vt kanal akış hızı V=240 Cm./san. için) sıcak kanal faktörleri gözönüne alınmazsa habbecikli kaynama.7 MV;, akış kararsızlığı ise 2.25 MW güç seviyelerinde hasıl olmaktadır. Sıcak kanal faktörleri hesaba katılırsa bu değerler sırasıyla 5.8 MW ve 6.35 «X olarak bulunmuştur. Bulunmuş o.ıan di;'er değerler de yakıt zarfı erimesine karşı kâfi güvenlik marjı olduğunu göstermektedir.

24 -20- TR-2 kalp dönüştürme projesinde kullanılmak üzere 5 gruplu tesir kesitlerinin hazırlanması için, 200 gruplu tesir kesitleri kütüphanesinden hareket edilerek GCC-4 (GAK, CATHER, COMBO) kod paketi ve AKISH kodu VAX/-750 sistemine adapte edilmiş olup, GGC-4 ile 40 gruplu ve bu 40 gruplu tesir kesitleri Ai.ISN'a girdilenerek 5 gruplu TR-2 HEü tesir kesitleri hesaplanmıştır. Silisyumu yakıtlar için ön hesaplamalar yepılmştır. Reaktör dizayn henaplarında bilhassa survey çalışmclerı için yazılıp geliştirilen iki boyutlu IBD difüzyon kodunun çözüm tekniği geliştirilmiştir. L-u kodda iç iterasyonda Liebman, dış iterasyonda Chebyhev hızlandırma metodları kullanılmıştır. Programın iç iterasyonunun yakınsamasını geliştirmek için "Tek Satır Ardışık Elok Overrelaksasyon" metodu kullanılmıştır, ülde edilen yeni kodla TR-2 küçük kalbi için 4 gruplu 24x29 kafes aralığında akı değerleri 880 iç iterasyonda elde edilmiştir. Helbuki 8ynı kalp düzeninde ve aynı kafes aralığında akı değerleri ileri yok etme geri yerine koyma metodunu kullanan IBD kodu ile 830 iç iterasyonda elde edilmiştir. Çalışma bitmiş olup raporu "IBD-: Two Dimensional, Foıltigroup Neutron Diffusion Code, Araştırma Raporu Mo.233, Oct. 985" diye basılmıştır. AIREX-M0D kodun8 termodinamik parametrelerin sıcaklıkla değişimi al tprogramlar halinde dahil edilerek TR-2 ve TRIGA araştırma reaktörlerine uygulaması yapılmıştır. Uygulamada TR-2 reaktörü normal güçte çalışırken primer devre pompa motorunun arızalandığı gözönüne alınmıştır. Pompanın yavaşlaması esnasında debi nominal debinin $80'ine eriştiğinde reaktör seram yapmaktadır. Pompa motorunun arızalanmasından itibaren yaklaşık saniye içinde kalbin soğutulması tabii konveksiyonla olmaktadır. Kodda kurulan matematiksel modele göre bu problem incelenmiş f yakıt ve soğutucu sıcaklıklarının değişimi şekil.2'de verilmiştir. }le sapla deney neticelerinin uyumu çok iyidir.

25 -2- ZamwtSan.) Ştkil:2- TR-2 rtaktörünun tabii konvakaiyon klapeaiyle* yapılan dtnay için heıapcdilcr. yakıt ve aogutucu alçaklıkları değişlal 0.2. Kükleer Yakıt Çevrimi İçin Risk Kriterlerinin Geliştirilmesi IJ.Adalıoğlu» B.G.GÖktepe, E.Blrol* Akkuyu'da kurulması planlanan 600 MY/e'lik ilk nükleer santralin imletilme si ile ilgili olarak kaza başlatıcı olaylardan özellikle deprem ve elektrik kesintileri üzerinde durulmuştur. Türkiye'nin deprem kayıtları incelenerek yılları arasındaki deprem riskinin, AED'de yılları arasında meydana gelen depremlerden dolayı hesaplanan ABD deprem riskinin 0 katı olduğu ortaya çıkmıştır. Ancak Türkiye'nin sismik haritası incelendiğinde Akkuyu 'nun en tehlikesiz bölgelerden biri olduğu görülmektedir. Netice olarak bir depremin kalp erime kazasına yol açma ihtimalinin oldukça küçük olduğu bulunmuştur. Toplam şebeke kaybı frekansının tesbiti için Akkuyu nükleer santralını besleyecek olan hatlara alt t 3ta temin edilerek I yılları arasında 54 kv ve >H0 kv'luk hatların enerji kayıpları incelenmiştir. Redyobiyoloji Bölümü, CRAC Kodu hesaplarında projeye katılmıştır.

26 -22- ]'.elli süreler için elektrik kesilme frekansı tesbit edilerek bu kaza başlatıcı olayın, hakim kaza dizileri üzerindekitesiri ele 8İınnnştır. Ancak elde Akkuyu'da kurulması gündemde olan CANDU tipi santral için gerekli detaylı doküman bulunmadığından, projenin önceki yıllarında ftüd edilen BVJR tipi santrallere ait hakim kaza dizileri analiz edilmiştir. Toplam 8.27 yıllık bir gözlem süresi için ortalama elektrik kaybı frekansı 24.7 l/yıl olarak bulunmuştur. Sadece bu frekansın değirmesi gözönüne alındığında kalp erime kazası frekansı oldukça yüksek bir değere, yani ABD emniyet hedefi olarak verilen 0-4 l/yıl değerinin üzerine çıkmaktadır. Akkuyu bölgesinin kamu riski hesapları CRAC Kodu ile belli kabuller altında yapılmış daha sonra CRAC 2 Kodu ile tekrarlanmıştır. CAIDU datası eksikliği sebebiyle PVJR tipi salıverme kategorileri referans alı narak, Akkuyu I&kleer Santralı'nın 250 km yarı çaplı çevresinde, Güney Türkiye, Kıbrıs ve Suriye'nin bir bölümünü kapsayan 3* nüfuslu bölge için: - erken ölümler - geç (kanser) ölümleri - toplam alınan doz ve - mülk tahribatı hesaplanmıştır. CRAC Kodu ile elde edilen erken ve geç ölümlerin beklenen değer leri sırayla.4x0 ve 2.5x0 * /yıl'dır. Eğer bu değer, tabii radyasyona maruz kalmayla hesaplanan kanser ölümleri (66 l/yıl) ve Akkuyu bölgesel ölticı oranları göz önüne alınarak hesaplanan bilinen bütün sebeplerden dolayı ortaye çıkabilen kanser ölümleri (802 l/yıl) ile kar- 5iİ8ştırılırsa, reaktör kazalarından gelebilecek geç ölümlerin tabii reciyasyon ve diğer bütün kaynaklardan dolayı olabilen ölümlerden çok daha az olduğu görülmektedir. CRAC 2 Kodu ile elde edilen geç ölümlerin ihtimal dağılımı.'jekil 3'te görülmektedir. Kanser ölümlerinin rdksimum değeri 7000 l/yıl olup bu değere PVÂR tipi reaktörlerde düjünülebilen 9 tip kaza senaryosu katkıda bulunmaktadır. Şekil 4 Akkuyu civarı için ekonomik kayıpların ihtimal dağılımını göstermektedir. Hesaplarda bölgesel data kullanılmış olup mülk tahribatının maksimum değeri lxlj TL, bu değerin ihtimali ise x0* l/yıl olarak t-.".yumuştur. Ekonomik kayıpların beklenen değeri x0 TL olarak görülmektedir ki bu da ihmal edilebilecek kader

27 -23- küçüktür. Ayrıca Akkuyu bölgesinde kurulması mümkün 2 üniteli santralın hasıl edeceği müşterek riskin üst limitinin bulunabilmesi için ön hesaplamalar yapılmıştır. * tf i» i» X t Toplam gaç ölümler Şokil 3-0«ç öliialer için tamamlayıcı kümfllatif darılım fonksiyonu (CCDF)

28 24- X, Toplan mülk tahribatı (TL) Şekil 4- Mülk tahribatı için taaaalayıoı ktaülatif dagılıı fonksiyonu (CCDF) Hafif Sulu Reaktörlerle Yakıt Çubuklarının Davranışının İncelenmesi ü.azaklıoğullara, Î.Arıkan, A.S.Bayoğlu (Danışman) Hafif sulu güç reskterlerinde kullanılan oksitli yakıt çubuklaranan kalp içinde yanmaya karca göstereceği davranışın incelenmesi için ıt-ıaf-s, J'RAP-T, UAJ'COr-TIliRr.lAL ve ZZ-FUELS DATA programlarından faydal a n lcaktaoir. tîzerinde çalışılan FRAP-S programı, yakıtların reaktörde denge helinâe çalı.cıe esnasındaki ısıl-nıekanik ve malzeme özellikleri açısından davranırının ir.^tl^rırc&inde kuli8nılmektadır.

29 -25- Programın gelişmiş şekli i-'rap-s3 programı, önce İ.Ü.Hesap Merkezindeki IBM 434 bilgisayarında, daha sonra ÇNAM'e alınan VAx/ll-750 sisteminde çalıştırılmıştır. Program için, Türkiye'de kurulması Almanya tarafından teklif edilen İOOO Hlffe güçlü KYAJ-FWR reaktörüne ait giriş verileri hazırlanmış ve incelenmesi düşünülen çeşitli haller için kcşu.i8r yapılmıştır. Programdan bu koçular sonucu elde edilen neticeler aneliz edilmiş olup konuyla ilgili rap^r yazılmaktadır. Bu koşulardan birinde, 000 IfiV.'e'lik W3U-FWR reaktörünün çalışma şartlarına uygun olarak 00 saatlik bir çalışma sonrası elde edilen, güç, yakıt merkez sıcaklığı, fisyon gazı çıkışı, yakıt tableti-zarf arası boşluk iletkenliği ve yakıt içindeki gaz basıncının değişimleri Tekil 5'tc gösterilmektedir. e c >> in H (t i Güg d*?ieini 7,arıan( saat) :Ficycr. razı salımnu {Boslu *: ileteni it-i ; Yakıt merkez fiicalclıfı _:fç faz basıncı Şekil >- LWR tjr>i yakıt tableti için zamana före parametrelerin delicimi çoni t.h

30 -26- Çeşitli Malzemelerin Zırhlema Etkilerinin İncelenmesi H.Şahin, A. Ay tekin Iiötron ve Gamma radyasyonlarına karşı zırh]ama problemleriyle ilgi li olarak yazılmış olan SABINE-3 Bilgisayar Kodu kullanılarak suyun ve ağır betonun zırhlama etkileri incelenmiştir. 5 MV.'lık TR-2 reaktörünün kalbi nötron ve gamma kaynağı olarak alınmıştır. TR-2 reaktörünün çeşitli güç değerleri için, reaktör kalbinden itibaren düşey doğrultuda havuz suyunun üst düzeyindeki gamma doz riddeti hesaplanmıştır. Ayrıca havuzu çevreleyen ve ağır betondan oluşan zırhın dışında, reaktör kalbinden itibaren yatay doğrultudaki gamma doz çiâdeti de hesaplanmıştır. Bulunan sonuçlar, yukarıda adı geçen noktalarda ölçülebilen doz değerleriyle ve TR-2 reaktörü güvenlik analizi için yapılan hesaplamalardan elde edilen değerlerle beraber Tablo l'de verilmektedir. Bu çalışma bitmiş olup raporu yazılmaktadır. Türkiye İçin Enerji Senaryoları U.Adalıoğlu, S.Kenteşoğlu, S.Göktepe TOTüM 3 ile çalışılırken kodun kullanıcıya sağladığı seçeneklerden deha fazla yararlanılmış, ayrıca kot daha gerçekçi detelar kullanarak koşulmuştur. Klcktrik üreten santraller, büyük güçlü hidrolik santraller, küçük güçlü hidrolik santrellar, nükleer (CANEU) sentrallar, linyit ve fuel oil santralleri olarak bey gruba ayrılmıştır. Tu sentrsllardan linyit ve fuel oil için elektrik talebi öngörülmemiş, enerji üretimi tememen kot vasıtasıyla hesaplanmıştır. Diğer tip santrallar için ise T.3.K. kaynaklarından her yıl için talep edilen enerji koda input olarak verilmiştir. Ayrıca her sene için toplam enerji talebi T.E.K, kaynaklarından alınmıştır.

31 Tablo. - TR-2 Reaktörü tçin Hesaplanan O ana D oz Şiddeti Değerleri Reaktörün Gücü Havus suyu Uat seviyesindeki ( Z-650 cm.) Hesapla bulunan ölçülen doz şiddeti TR-2 güvenlik analizi rapor. Reaktör kalbinden itibaren yatay doğrultudaki doz şiddeti (290cm. su+35cm.agır beton) Hsapla bulunan ölçülen PR-2 güvenlik ınalizi rapor. ı mr 0.98 ar/h »HA 0. mra 2 MW.960 mr/h 0.53 mra 3 MW mr/h 3-5 mra mra 0.3 mra 4 mr mra T mra 5 MW X mra.43 mla (Z-685cm.) mra x: TR-2 Reaktörünün, reaktör kalbinin üst düzeyinden itibaren su tabakasının kalınlığı Z-685 cm. alındığı zaman P=5 «w için Gamma doz şiddeti.638 mra olarak hesaplanmaktadır. : TR-2 Reaktörünün haftalık çalışma süresi içinde; hafta başında havuz suyu üzerindeki gamma doz şiddeti 3 mra, hafta sonunda hu değer 5 mra olarak ölçülmektedir. "

32 -28- Her bir santral grubu için bir öncelik sırası ve kendi gücünü iki katına çıkarma süresi belirlenmiştir. Buna göre öncelik sırası, hidrolik santraller, nükleer santraller, linyit santralleri ve fuel oil santralleri seklindedir. Bunların güçlerini iki katına çıkarma zemanları ise sıresıyla hidrolik santraller için altı, nükleer santraller için üç, linyit santralleri için sekiz ve fuel oil santralleri için onbeş sene alınmıştır. Toplam kurulu gücün $0 unun her sene rezerv olarak fazladan kurulması istenmesine rağmen bu herbir santral grubu için verilen kısıtlar yüzünden mümkün olmamıştır. Kodun verdiği sonuçlara göre Şekil 6 dan görüldüğü gibi 2000 senesinde kurulabilecek toplam 30 GW'lik gücün.6 GW'Uk kısmını büyük hidrolik tesisler, 20 GVJ'lık kısmını küçük ve orta boy hidrolik tesisler, 5.5 3"'lık kısmını linyit santralleri, 3 GV/'lık kısmını nükleer santraller sağlayacaktır. Kot fuel oil santralleri için bir kapasite önermemiştir. Nükleer yskıt çevrimi ile ilgili olarak tabii uranyum ihtiyacı da bulunmuştur. İlk sonuçlara göre 2000 yılına kaâarki toplam tabii uranyum ihtiyacı kodun tayin ettiği senaryoya göre 83 ton kadar olacaktır. Kotla yapılan çalışmalar ve geliştirmeler devam edecektir. 9 If «M OTe I SCtM t Yüksek güç Hidro 2 : Orta güç Bld.ro 3 t Linyit 4 i lükleer(candu) 5 t Pnel oil 0t«0i I I İ l l i İ l l i 4 ' 4.,,, *! 9«kil 6- Santral tiplerine göre kurulu gücün değişimi

33 KWe FWR'ninMEU «20 U-235) Th Karışımlı Yakıtlarla Kalp Dizaynı ve Kalp İçi Yakıt Yönetimi Sileyman Güngör, R.Tuncel, A.Aytekin Zeminlikleri % 2.9, % 3.6 ve % 4.3 olarak tesbit edilen yakıtlar için GELS kodu kullanılarak yanmaya bağlı tesir kesitleri hesaplanıaş ve 69 adet # 2.9 luk, 68 adet % 3.6 lık ve 56 adet % 4.3 lük yakıtlarla yüklenen ilk kalp dizaynı İçin çevrim süresi 342 gün olarak bulunmuş tur. İlk kalp için elde edilen ortalama yanma oranı 4 MWG/kg, maksimum yanma oranı da 8 MWG/kg olarak hesaplanmıştır. İkinci çevrim için gerçekleştirilen tek geçişli yakıt değiştirmelerinde $ 4.3 zenginlikte taze yakıtlar kullanılmış ve çevrim süresi 282 gün bulunmuştur. Kalp İçi ortalama yanma oranının 0 HVG/kg civarında olduğu tesbit edilmiştir. /8 kalp geometrisinde ilk yükleme, başlangıç güç dağılım faktörleri ve yanma oranları Şekil 7 de verilmiştir. IAEA'y? teklif edilen 000MWe lik dizayn projesi kabul edildiğinden bu iki proje birleştirilerek tüm hesaplamalar 000 KWe göre devam ettirilecektir..35* 5.7 b r İ fona faktörü oranları WQ/kg Şaki! T- /8 simetriye gora kalp ^onfifüraayonn gfio * yanma oranlan

34 30-. RADYOBİYOLOJÎ BÖLÜMÜ Tredescantia Bitkisinin lyonize Radyasyonlar İçin Monitor Olarak Kullanılması G. Koksal t E.Eemirel, A.Özşener, Ç.Eriz Nükleer enerjiden yararlanma alanlarının gün geçtikçe artması nedeniyle, radyasyon kazası ihtimalleri de artmaktadır. Bir radyasyon kazasında, radyasyonun çevredeki canlılar üzerinde yapacağı genetik etkiyi görebilmek için çok geniş populasyon gerekmektedir. Tradescantia bitkisinin stamen tüy sistemlerinde radyasyonun oluşturduğu mutasyonlarla radyasyon dozu arasındaki lineer ilişkinin varlığından yararlanarak bir radyasyon bölgesinde mutasyon yapabilecek doz hakkında bilgi sahibi olabilmekteyiz. Bu amaçla daha önce X ve Gamma ışınları için Doz-cevap eğrilerini elde etmiştik. X-ısınları için ÇNA3M Radyobiyoloji Bölümündeki General Electric Maximar 250 Therapy X-ray unit's cihazı kullanılmış, ışınlamalar rad'lık dozlar arasında 200 kv ve 2 oa de yapılmıştır. Gamma ışınları için ise ÇNAEM Segonder Standard Doziaetri Laboratuvarındeki (SSDL) 3500 Ci'lik Co-60 kullanılmış ve -200 rad'lık dozlarda doz-cevap eğrisi elde edilmiştir. Son olarak beta ışınları için Okmeydanı SSK Hastanesinde bulunan Lineer Accelerator kullanılmış ve rad'lık dozlarda 8 MeV da "erspex Phantom'un 2 cm. altında ışınlamalar yapılarak doz-cevap eğrisi elde edilmiştir. Her üç çeşit iyonize ışınla elde edilen doz-cevap eğrileri karşılaştırıldığında doz miktarına bağlı olarak mutasyon hızında lineer artışın aynı olduğu ve yine her Uç iyonize radyasyon için eşit dozun bulunmadığı görülmüştür. Çalışma verilen program çerçevesi içinde tamamlanmıştır. Bölümümüzde iyonize radyasyonlar için canlı bir çevre monitörü olarak gerektiği zaman kullanılabilecek ve dünyada pek çok laboratuvarda da kullanııan bir sistem geliştirilmiş ve kurulmuştur. Bu nedenle bitkiler stok kültürler halinde muhafaza edilmektedir.

35 -3-. Ag Radyonuklidinin Su Organizmalarında Biyolojik Davranışı Ve Biyokinetiği.M.Y.Unlü. S.Topçuoğlu, E.Birol, Ç.Eriz, Y.Köklü Ag Redyonüklidinin su organizmalarında biyolojik davranışı ve biyokinetiği konulu araştırma projesi öngörülen Aralık 985 tarihinde tamamlanmış ve neticeler gerek toplantılarda ve gerekse dış yayın organlarında yayınlanmıştır. Ayrıca, neticeleri daha önceden alınan bazı araştırma sonuçları da yayına sunulmuştur. Suyun Ağır Metallerinden Arındırılmasında Su Mercimeklerinin (Lemnaceae) önemi E.Polar, R.Küçükcezzar, Y.Köklü Lemnaceae'nın değişik türleri 0-3 ppm kobalt ilave edilen bir besin çözeltisinde sürekli veya periyodik ışık altında yetiştirildi. Yedi gün sonra hasat edilen bu bitkilerin çoğalma ve büyüme katsayıları ortalama "Frond" ağırlıkları ve kuru ağırlıklarının kontrollerle olan değişimi incelendi. Kobalt'ın türler arasındaki etkisinde büyük farklar göze çarpmaktadır. Bu gözlemler evvelce Kadmiyum ile yapılan aynı şartlardaki deneylerle kıyaslanacak olursa, 3 ppa Kobalt'ın aynı miktardaki kedmiyum'un aksine, kekleri düşürmediğini fakat bazı türlerde kuru alırlığı çok fazla yükselttiği görülmüştür. Diğer taraftan bitkilerin içerdiği önemli mikroolementlerden Fe, lûn ve Zn'nın konsantrasyonlarının kontrollere %öre değişimi ASS ile saptanmıştır. ASS'ın kobalt lambası eskimiş olduğundan, bitkilerin biriktirdiği bu ağır metal iyonunun miktarı hakkında sağlıklı bir karara varılamamıştır. Bu nedenle bütün bu deneyler k8rf:rlı kobalt ile birlikte Co da ilave edilerek tekrarlanmaktadır. Spiroacla polyrrhiza (Lemnaceae) de Bazı Faktörlerin Antosiyanin Oluşumuna Olan Etkisi E.Vol&r t R.Küçükcez;ar S.polyrrhiza köklerinin her 24 saatte bir kesilmesiyle antosiyaninin çoğaldığı görülmüştür. Bu olay 3pektrofototretrik yöntemle kantitatif olarak saptenau.jtır. Diğer tsrpftan, literatürde rastlanan

36 32' antosiyanin oluşmasına etki eden faktörler arasında böyle bir bulguya rastlanmamıştır. Eu nedenle fosfor içeren ve içermeyen besin çözeltisinde sürekli veya periyodik ışık ile yetiştirilen bitkilerin "Fronü" larında oluşan antosiyanin kromatografik yöntemle saflaştırılmakta ve kontrollerle (kökü kesilmeyen) kıyaslanmaktadır. Bunden başka değişik koşullarda yetişen S.polyrrhiza da oluşan antosiyanin ile bitkilerin kuru ağırlığı, ortalama "Frond" ağırlıkları, çoğalma ve büyüme katsayıları gibi fiziki parametrelerin değişimi arasında bağıntı araştırılmaktadır. Aynı zamanda kökün bitkideki fonksiyonu iyi bilinmemektedir. Oysa, laboraduvarımızda kök ile antosiyanin oluşumu arasında bir ilişki gözlenmiştir ve bunun nedeni araştırılmaktadır. Brassica oleracea Var, capitttfnın Kormal ve Anormal Hücrelerdeki Etkisinin Deney Hayvanlarıncaki Davranışlarının İncelenmesi E.Gürkan, G.Koksal, A.Özşener Brassica oleracea V>r. capitata'dan elde edilmiş olan ve hücre bölünmesine mani olucu etkisi tarafımızdan saptanmış bulunan madde kompleks yapıda olup, yapısı tayin edilemediğinden plak kromatografisi yolu ile 5 8yrı perçaya ayrılmış, bunlaraan UV de en yüksek peak'i veren 4. kısımdan çokça miktar elde edilerek bunun ekstresinde Fhaseolus vulgaris çimlendirilmiş, fakat bu maddenin hücre bölünmesine mani olucu bir yanı bulunmadığı saptanmıştır. Esas maddenin diğer 4 kısmında da aynı deneyler yapılmak üzere yeniden bitki toplanıp ekstre edilecek ve plak kromatografisi ile değerlendirilmesi yapılacaktır. Böylece es8s maddenin hangi parçacının hücre bölünmesini engelleyici etkisi olduğu saptandıktan aonre, onun yapısının tayinine geçilecektir. Bundan başka yeniden elde eailecek esas madde üzerine de In Vivo deneylere hemen başlanılması düşünülmektedir. Çalışma 30 Ekim - Kasım 985 tarihlerinde Ankara îiecettepe Üniversitesi'nde düzenlenmiş olan III. T;p ve biyolojik Bilimler Kongresi' nde tebliğ olarak sunulmuştur. Hitkilurde Potasyum-ATA İlişkisi G.Koksal, ri.sûrken, R.Küçükcezzar, A.Özşener Bitkiler çeşitli çevre koşullarında ve baskı altınd8 3tomalarını açık tutarak ye da kapatmak suretiyle kendilerini koruyabilmektedirler. Bu oekenizme bitkilerin bünyesindeki Absisik asit (ABA) ve 'totasyum (K)

37 -33- iyonu ile oldukça ilgili olarak çalışmaktadır. Her iki etken maddenin birbirleriyle ilişkisini araştırmak için potasyumsuz ortamda ve ABA püskürtülerek yetiştirilen soya fasulyelerinin (0?ycine max.) primer yapraklarındaki stoma resistansları Transient Porometre ile ölçülmüştür. ABA'nın bitki stoma hareketleri üzerine etkisi ile potasyum eksikliğinin etkisi birbirine benzer bulunmuştur. Pulduğumuz bu sonucu açıklayabilmek için potasyumsuz ortamda yeti» şen bitkilerdeki ABA mekanizmasını araştırmak istedik. Fotesyumsuzluk acaba ABA metabolizmasında bir değişiklik yaptığı için ad aynı etkiyi 4 gösteriyor? Bunun için C-ABA kullanarak potasyumsuz ortamda yetişmiş 4 4 soyalarda C-ABA'nın dağılımına bakmak istedik. Kökten verilen C-ABA bitkiler tarafından alındıktan sonra hasat edilerek Metano ve Eter ile ekstraksiyönleri yapılarak sayıma hazırlanmaktadır. Çalışma bu yönde devam etmektedir. Bazı Radyonüklidlerin Karadeniz, Marmare ve Akdeniz Sularında Alg ve Peçeslerle İlişkileri S.TopçuO İu, E.Birol, A.K.Bulut, Ç.Eriz, Y.Köklü 24 Am Radyonüklidinin mikroalglerle yapılan biyokinetik çalışmalarında önce bi yo biri ki m deneyleri tamamlanmıştır. Kültüre edilen Dunalieİla tertioleeta ve Phaeodactylum tricornutum türleri Cu, Zn.EDTA içermeyen f/2 medyumuna Karadeniz, Marmara ve Akdeniz sularına ayrı ayrı alınmıştır. Deney sırasında, deniz suları içine herhangi 4 - bir zenginleştirici madde ilave edilmemiş ve hücre yoğunluğu Jğun] 3x0.ol olacak şekilde hazırlanmıştır. Deneylerde kullanılan 24, Am'm konsantrasyonu 0./uCi.lit- - - re (3,7 kbq.litre ) olacak şekilde deneylerde sabit tutulmuştur. Elde 24 edilen bulgular göstermiş tirki, her iki mikroslg türü de Am»ı Akdeniz suyunda, Marmara ve Keredeniz sularına göre anlemlı olmamakla birlikte 24 dehe fazle biriktirmiştir. D.tcrtiolecta'nın E.tricornutum'a göre Am'ı deha fazla miktarda sudan filtre ederek kaldırdığı görülmüştür. 3x0 hücre.mi" konsantresyonunda ve denge durumunda Amerisyum'un filtrasyonu menzili içinde değişmiştir. Benzer metodlerla ve aynı eğenizi, 8İ8ra,ı T Hm filtre edilme oranları 3-8 arasında değişmiştir, D.tertioleeta fitoplarkton türünde volüo/volilm.».:on s e:n tr a syon faktörü Aç'in su'-fin f olaray m Ag için.3x0 saptanmıştır. Ayrıca bu fitoplankton türleri tarafından filtre edilen olarak

38 34- Ag, stabil gümüş mevcudiyetinde büyük oranda azalmıştar. Diğer taraftan P.tricornutum hücreleri, periyodik ışak altında karanlık şartlara göre, Ag'i % 40'lara varecak şekilde sudan filtre ederek büyük fark göstermiştir. Akkuyu Güç Santralı Çevresindeki Doz ve Risk Hesapları E.Birol, U.Adalıoğlu K2A Data Eank'tan temin edilmiş olan CRAC kodu, Akkuyu Nükleer Güç Santralı bölgesinde muhtemel bir keza sonunda ortaya çıkabilecek toplum risklerinin tahmini değerlerinin bulunması iyin kullanıldı. Güç santralının PYtö tipi olduğu ve kaza spektrumunun wash-400'de 0 PV/R tipi için tarif edilmiş olan salıverilme karakteristiklerini temsil ettiği kabul edildi. Bölge 22 5 derecelik 6 sektöre ve merkezden dışa doğru 34 halka elemanına bölündü. En dış halkanın yarıçapı 250 Km. olarak seçildi. Bölgeye ait nüfus dağılımı 980 sayım sonuçlarına göre elde edildi, r.'eteorolojik data 980 yılıne ait bölgede yapılmış olan 24 saatlik rasatlardan derlendi. Hesaplarda rüzgarın esme yönünün frekansı yerine sektör ihtimaliyeti olan değeri kullanıldı. Plum'da kalan aktivitenin 34.intervalde yağışla tamamen taşındığı ve bu intervalin 2000 mil'e kadar genişlediği farzedildi. Bölgeye ait ekonomik data yıllık istatistiklerden temin edildi. Sonuçların hesabında hiçbir önleyici tedbirin alınmadığı yani sıfır tahliye hızı ve maliyeti oldufiu kabul edildi. Sonuçlar, kazanan farkla 9 başlangıç zamanı için hesaplandı. CRAC kodu ile elde edilen sonuçlar rapor haline getirilerek yayınlanmak üzere "Consequence Analysis of Akkuyu KPP Site" başlığı ile Turkish Journal of Nuclear Sciences Mecmuasına gönderilmiştir. Hesap sonuçları, ani ve geç ölün-ler, ckonorrıik ve toplum se/lıtı zararları olarak tamamlayıcı kümülatif dağılım fonksiyonları şeklinde gösteıdlmi;tir. Toplacı toplum dozunun beklenen ortelı ire değerleri çeşitli salıverilme kategorileri için Tablo ' le gösteriimiçtir. Projenin gelinmesi sırasında CF/C kodunun bazı yediliklerle daha gclir,tirilır,iş bir versiyonu olan CRAC 2 koçu, aynı yoraen tenin edilmiştir. Bu defa Akkuyu bölgesine ait toplum riskleri bu kod kullanılarak t?krar değerlendirildi.

39 35' Salıverilme Kategorisi CRAC;Toplam toplum dozları CRAC2; Toplam toplum (man-rem/yıl) dozları (man-rea/y il) P./R-A 8.32 X lo PWR-B PWR x 0 PtR X0 WR X lo x 0 _ WR-5.53 X lo" 4.35 X0- PWR X lo x IO" B/li-7 4.ü6 X ıo x IO" 2 FCTR-8 PCTR X X lo" ıo" x 0 C T o p l a m Tablo. Akkuyu Santral bölgesinde toplam toplum dozunun beklenen değerleri Hesaplarda CRAC'dan farklı olarak, olan sektör ihtimaliyeti yerine mevsimlere bafilı rüzgar gibi ihtitnaliyeti kullanıldı. Benzer şekilde tamamlayıcı kümülatif dağılım fonksiyonları ifade edilen sonuçlar yayına hazırlanmaktadır. Bir örnek olarak toplam kollektif doz eğrileri :;ekil l'de verilmiştir. Aynı zamanda toplam toplum dozunun beklenen ortalama değerleri Tablo l'de gösterilmiştir. Ayrıca Çekil 2»de sonuçların santralden olan uzaklığa bağlılığını göstermek üzere mesafeye bağlı olarak erken ölümlere ait riskin deci.imi verilmiştir.

40 -36- X, Toplan: kollclctif doz ( man-ren) Şekil. Aklcuyu I.ükleer Oüc "antrali İçin ^oplan I cpl«ja Dozuna Ait Tamaulayıcı KLiraülatif Dağılım Fonkeiyonu.

41 / -37-» - Y Doğal radyesyooden kaynaklanan kanser Bitimleri Toplam w / r,uzaklik (Km.) Çekil 2. Uzaklığa Göre E.ken Ölümlerin Riskinin Değişimi

42 -38- Çevre örneklerinde Radyonüklidlerin Muclear Track Tekniği İle Saptanması S.Portakal, E.Polar, A.Özşener, ç.eriz, K.Karabiber Bu projede çeşitli plastik dielektrik detektörler kullanılarak, dcrıiz sodimenti, deniz-suyu ve biyolojik meteryelinde, alfa emisyonu yapen çok dügük aktivitedeki plütonyum ve emerisyum gibi suni radyonüklidlerin konsantrasyonları tayin edilmektedir. Metodun enerji rezolusyonu yapan spektrometrelere tercih nedenleri arasında, ekonomik olması ve aktivitesi düşük olan deniz çevre örneklerinde detektörle örneğin temas sürelerinin istenildiği kadar uzun (birkaç yıl) olacak şekilde ayarlanabilir olmasıdır.

43 t 09- ** REAKTÖR BÖLÜMÜ U.Y.Czal.E.Vural, T,Zurnaca, A.İşyar, H.Kot, B. Sevdik, A.S.Taylan, H.Aneç, A. ener, A.Fekün, K.Elber, Ö.Tanörmen, I,Bereketli, İ.H. Payülgen, Ö.Çakır, A.Sevinç,P.Kurt,A.Karagöz, A.Koç,E.Akdemir,S.Akyol TR-2 Reaktörü'nün İşletilmesi TR-2 Reaktörü 3 MWatt güçte, haftada ortalana 33 saat olmak üzere çalıştırılmaya devam edilmiş ve MWatt Saat enerji üretilmiş; radyoizotop ve diğer amaçlar için toplam, 77 adet hedef ışınlanmıştır. Ayrıca reaktör deneyleri ve akı ölçmeleri için kısa süreler alçak güçlerde, reaktör soğutma sisteminin denenmesi için de 5 MWatt güçte 3 mesai günü boyunca çalıştırılmıştır. Reaktörün rutin çalışma hizmeti, uranyum yakıtından azami tasarruf sağlemak amacıyla, yani kısa süre çalışıp en yüksek haftalık aktiviteyi almak gayesiyle, yaptığımız hesapların ve deneylerin gösterdiği gibi, hafta sonunda 24 saat sürekli çalışarak sağlanmıştır. İhtiyaca göre hafta başlarında da bu çalışma tekrarlanmıştır. Reaktörün sürekli ve güvenli çalışmasını sağlamak amacıyla elektronik, mekanik bakım ve onarım hizmetleri Bölümümüz elemanları tarafından hiç aksamadan yürütülmüştür. Nötron Akısı Ölçmeleri Üç ay aralıklarla yılda dört defa olmak üzere reaktör kalbinin bütün konumlarında akı dağılımı ölçümü yapılmıştır. 6u ölçmeler için reaktörümüzde İlk defa olmak üzere bakır tel aktivasyon metodu kullanılmıştır. Ayrıca reaktör ışınlama kutularında her 6 ayda bir olmak üzere iki ayrı metodla akı ölçümü yapılmıştır. Kalp Düzeni Değişikliği TR-2 Reaktörü ön pre^r rinue öngörülen reaktör kalp düzeni ve buna Röre hazırlanan yakıt yükleme çevrimi, ikinci çevrimden sonra yeterli fazla reaktifliği vermeıriştir. Bu yüzden yeni bir kalp düzenine gidilerek reaktör kalbine iki adet yeni berilyum yansıtıcı ilave edilmiştir. Yeterli fazla reaktifllği sağlayan bu kalp düzeni ile ilgili deneyler Reaktör Bölümü, hesapları ise rükleer Mühendislik Bölümü elemanları tarafından yapılmıştır. Daha sonraki xaiu düzenleri için çevrim planı Nükleer Mühendislik Bölümü tarafından hazırlanacaktır.