ÇUKUROVA ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ

Transkript

1 ÇUKUROVA ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ YÜKSEK LİSANS TEZİ Ayşe Gülbin ÖZGER CEYHAN, YUMURTALIK VE POZANTI BÖLGELERİNİN DOĞAL RADYOAKTİVİTE DÜZEYLERİNİN BELİRLENMESİ FİZİK ANABİLİM DALI ADANA, 2005

2 ÖZ YÜKSEK LİSANS TEZİ CEYHAN, YUMURTALIK VE POZANTI BÖLGELERİNİN DOĞAL RADYOAKTİVİTE DÜZEYLERİNİN BELİRLENMESİ Ayşe Gülbin ÖZGER ÇUKUROVA ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ FİZİK ANABİLİM DALI Danışman:Prof.Dr.Gülten GÜNEL Yıl : 2005, Sayfa : 100 Jüri : Prof.Dr.Gülten GÜNEL : Prof.Dr.Vedat PEŞTEMALCI : Yrd.Doç.Dr.Ramazan BİLGİN Bu çalışmada Ceyhan, Yumurtalık ve Pozantı nın köylerinden 13 toprak ve 16 su örnekleri toplandı. Radyonüklitlerin radyoaktivitesi, HPGe detektörlü bir gama ışını spektrometre sistemi ile ölçüldü.. Topraktaki U-238 radyoaktivite konsantrasyonları 2,813 Bq.kg -1 den 14 Bq.kg -1 e kadar, Th-232 radyoaktivite konsantrasyonları 3,546 Bq.kg -1 den 25,91 Bq.kg -1 e kadar, K-40 radyoaktivite konsantrasyonları 66,81 Bq.kg -1 den 403,58 Bq.kg -1 e kadar ve Cs-137 radyoaktivite konsantrasyonları 0,33 Bq.kg -1 den 14,08 Bq.kg -1 e kadar değişim gösterdi. Su örneklerindeki alfa ve beta düzeylerini tayin etmek için, gaz akışlı orantılı sayaç kullanıldı. Hava ölçümleri taşınabilir bir gama detektörü ile gerçekleştirildi. Radyonüklitlerin havada absorblanmış gama doz oranları, Ceyhan, Yumurtalık ve Pozantı nın 55 farklı bölgesi için bulundu. Bu çalışmada elde edilen sonuçlar, uluslararası önerilen değerlerle kıyaslandı. Tüm radyoaktivite ölçümleri, ÇNAEM Sağlık Fiziği Bölümü nde yapıldı. Anahtar Kelimeler: Doğal Radyoaktivite, Ceyhan, Yumurtalık. Pozantı I

3 ABSTRACT MSc THESIS ASSESMENT OF THE NATURAL RADIOACTIVITY LEVELS IN CEYHAN,YUMURTALIK AND POZANTI AREAS Ayşe Gülbin ÖZGER DEPARTMENT OF PHYSICS INSTITUTE OF NATURAL AND APPLIED SCIENCES UNIVERSITY OF ÇUKUROVA Supervisor : Prof. Dr. Gülten GÜNEL Year : 2005, Pages: 100 Jury : Prof. Gülten GÜNEL : Prof.Vedat PEŞTEMALCI : Assoc. Prof. Ramazan BİLGİN In this work 13 soil samples and 16 water samples were collected from different villages of Ceyhan, Yumurtalık and Pozantı. Radioactivity of terrestrial radionucliedes was measured using gamma ray spectrometry system with an HPGe detector. U-238 radioactivity concentrations in soil ranged from 2,813 Bq.kg -1 to 14 Bq.kg -1, Th-232 radioactivity concentrations ranged from 3,546 Bq.kg -1 to 25,91 Bq.kg -1, K-40 radioactivity concentrations ranged from 66,81 Bq.kg -1 to 403,58 Bq.kg -1 and Cs-137 radioactivity concentrations ranged from 0,33 Bq.kg -1 to 14,08 Bq.kg -1. To determine the alpha and beta levels in water samples, a gas flow proportional counter was used. Air measurements were realized with a portable gamma detector. The gamma absorbed dose rates of radionucliedes in air were calculated throughout 55 different areas of Ceyhan, Yumurtalık and Pozantı. The results obtained in this study were compared with the international recommended values. All radioactivity measurements were carried out in the Department of Health Physics, ÇNAEM. Key Words: Natural Radioactivity, Ceyhan, Yumurtalık, Pozantı II

4 TEŞEKKÜR Bana bu çalışmayı öneren ve beni böyle bir programa kabul eden değerli danışman hocam, Sayın Prof. Dr. Gülten GÜNEL e çok teşekkür ederim. Bu tez çalışması süresince, ÇNAEM Sağlık Fiziği Bölümü laboratuarlarında bulunan cihaz ve aletleri kullanmama izin veren Bölüm Başkanı Sayın Dr. Nilgün ÇELEBİ ye; büyük destek ve yardım gördüğüm Sağlık Fizikçisi Sayın Dr. Gürsel KARAHAN a ve yardımlarından dolayı tüm Sağlık Fiziği Bölümü çalışanlarına teşekkürü bir borç bilirim. Ayrıca beni bu projede her zaman destekleyen Sayın Dr. Aysun UĞUR a ve Sayın Meltem DEĞERLİER e teşekkür ederim. Son olarak örnek toplamam esnasında bana yardımcı olan kardeşim Caner ÖZGER e ve eğitim hayatım boyunca beni her zaman destekleyen ve yalnız bırakmayan aileme ve arkadaşlarıma teşekkür ederim. III

5 IV Aileme

6 İÇİNDEKİLER SAYFA ÖZ I ABSTRACT II TEŞEKKÜR III İÇİNDEKİLER V SİMGELER... VI KISALTMALAR VII ÇİZELGELER DİZİNİ VIII ŞEKİLLER DİZİNİ X 1. GİRİŞ Radyasyon Birimleri Aktivite Birimi Işınlama Birimi Absorblanan Doz Birimi Eşdeğer Doz Birimi Doğal Radyoaktivite Toprakta Bulunan Doğal Radyoaktivite Sularda Bulunan Doğal Radyoaktivite Yüzeye Yakın Atmosferde Bulunan Doğal Radyoaktivite Çevresel Doğal Radyasyon Kaynakları Karasal Radyasyon Kaynakları Kozmik Radyasyonlar Birincil Kozmik Radyasyonlar İkincil Kozmik Radyasyonlar İnsan Vücudunda Bulunan Doğal Radyonüklitler Düşük Seviyeli (Low Level) Radyoaktivite Ölçümleri Düşük Seviyeli Radyoaktivite Ölçümünü Etkileyen Faktörler Sayım Verimi Doğal ortam Sayımı Zırhlama V

7 Aktif Zırhlama Pasif Zırhlama ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR MATERYAL VE METOD Su Örneklerinde Toplam Radyoaktivite Tayini Toprak Örneklerinde Radyoaktivite Tayini Deney Düzeneğinin Tanıtılması Alfa-Beta Sayım Sistemi Gama Spektrometrik Analizler Gama Sintilasyon Dedektörü Örneklerin Toplanması ve Sayıma Hazırlanması Su Örneklerinin Toplanması ve Hazırlanması Toprak Örneklerinin Toplanması ve Hazırlanması Hava Ölçümlerinin Gerçekleştirilmesi Örneklerde Doğal Radyoaktivite Seviyesinin Belirlenmesi Su Örneklerinde Toplam Alfa ve Toplam Beta Radyoaktivite Seviyesinin Belirlenmesi Toprak Örneklerinin Gama Spektrometrik Analizi Çalışma Bölgesinin Çevresel Gama Radyasyon Ölçümleri BULGULAR VE TARTIŞMA Su Örneklerine İlişkin Alınan Deney Sonuçları Toprak Örneklerine İlişkin Alınan Deney Sonuçları Çevresel Doğal Gama Işınlama Doz Hızlarının Belirlenmesi SONUÇ VE ÖNERİLER.. 84 KAYNAKLAR ÖZGEÇMİŞ 92 VI

8 SİMGELER A : Yaş Bq : Becquerel, radyoaktivite birimi Ci : Curie, radyoaktivite birimi E : Enerji (kev, MeV ) Gy : Gray, absorblanmış doz birimi R : Röntgen, radyasyon şiddet birimi Sv : Sievert, eşdeğer doz birimi T ½ : Yarılanma süresi a : Alto, alt birim (10-18 ) p : Piko, alt birim ( ) n : Nano, alt birim ( 10-9 ) µ : Mikro, alt birim ( 10-6 ) α : Alfa parçacığı β : Beta Parçacığı γ : Gama Parçacığı VII

9 KISALTMALAR: AERE : Atomic Energy Research Establishment BARC : Bhabha Atomic Research Center ÇNAEM : Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi HpGe : Yüksek Saflıkta Germanyum IAEA : International Atomic Energy Agency ICRP : International Commission on Radiological Protection ICRU : International Commission on Radiation Units and Measurements LET : Lineer Enerji Transferi NCRP : National Council on Radiation Protection and Measurements Radiation TLD : Termoluminans Dozimetri TS : Türk Standartları UNEP : United Nations Environment Programme UNSCEAR : United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic WHO : World Health Organization VIII

10 ÇİZELGELER DİZİNİ SAYFA Çizelge 1.1 Radyasyon birimleri ve dönüşüm faktörleri 5 Çizelge 1.2 Farklı radyasyon türleri için kalite faktörleri... 8 Çizelge 1.3 Normal bir bölge için doğal radyasyon kaynaklarından alınan ortalama yıllık etkin eşdeğer doz değerleri 5 Çizelge U Serisi... 8 Çizelge Th Serisi.. 9 Çizelge U Serisi 10 Çizelge 1.7 Tabiatta Tek Başına Bulunan Doğal Radyonüklidler. 10 Çizelge 1.8 Doğada bulunan 40 K, 238 U ve 232 Th nin yarı ömürleri, spesifik aktivite değerleri ve bozunum başına yayınladıkları foton sayısı.. 13 Çizelge 1.9 Toprakta 40 K, 238 U ve 232 Th ortalama radyoaktivite kütle konsantrasyonları ve yeryüzünden 1m yukarıda karşılık gelen soğurulan doz şiddetleri 14 Çizelge 1.10 Kaynak Çeşitlerine Göre Suların Kullanım Oranları. 17 Çizelge 1.11 Değişik Zırhlama Düzenlemelerinin NaI(Tl ) Detektör Backgrounduna Etkileri 32 Çizelge 2.1 Değişik ülkelerde havada ölçülmüş ev içi ev dışı karasal gama radyasyon dozları.. 34 Çizelge U ve 232 Th serilerindeki radyoizotoplara ilişkin gama pikleri 46 Çizelge 3.2 SPA-6 Dedektörünün özellikleri.. 58 Çizelge 4.1 Su örneklerinin toplam alfa ve toplam beta radyoaktivite konsantrasyonları ve rezüdü miktarları Çizelge 4.2 Toprak örneklerinin radyoaktivite konsantrasyonları Çizelge U ve 232 Th aktivite konsantrasyonları 71 Çizelge 4.4 Pozantı ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş gama doz hızı değerleri 76 Çizelge 4.5 Yumurtalık ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş gama doz hızı değerleri..77 IX

11 Çizelge 4.6 Ceyhan ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş gama doz hızı değerleri 78 X

12 ŞEKİLLER DİZİNİ SAYFA Şekil 1.1 Doğal radyasyon kaynaklarından radyasyon dozlarının oransal değerleri... 2 Şekil U in bozunma ürünleri şeması.. 12 Şekil Th in bozunma ürünleri şeması Şekil 1.4 Aktif ve pasif zırhlama. 32 Şekil 3.1 Gaz dolgulu detektörlerin temel çalışma şeması Şekil 3.2 Marinelli kabı örneği Şekil 3.3 Yarı iletken detektörlerin temel çalışma Prensibi Şekil 3.4 Katı hal dedektörünün kesiti Şekil 3.5 Gaz Akışlı Orantılı Alfa ve Beta Sayım Cihazı 51 Şekil 3.6 Gaz akışlı orantılı bir sayıcıya ait düzenek 52 Şekil 3.7 Gama Spektrometre Cihazı Şekil 3.8 HpGe Dedektörü Deney Düzeneği 55 Şekil 3.9 Fotoçoğaltıcı tüp. 59 Şekil 4.1 Su örneklerinin toplam alfa radyoaktivite konsantrasyonları.. 66 Şekil 4.2 İçme suyu örneklerinin toplam alfa radyoaktivite konsantrasyonları 67 Şekil 4.3 Su örneklerinin toplam beta radyoaktivite konsantrasyonları. 68 Şekil 4.4 İçme suyu örneklerinin toplam beta radyoaktivite konsantrasyonları 69 Şekil 4.5 Toprak Örneklerindeki 238 U ve 232 Th dağılımları.. 72 Şekil K ın toprak örneklerindeki aktivite konsantrasyonlarının dağılımı.. 73 Şekil Cs nin toprak örneklerindeki dağılımı verilmektedir.. 75 Şekil 4.8 Adananın Pozantı İlçesinin Doğal Gama Radyasyon İzo-Dos Haritası...79 Şekil 4.9 Adananın Yumurtalık İlçesinin Doğal Gama Radyasyon İzo-Dos Haritası 80 Şekil 4.10 Adananın Ceyhan İlçesinin Doğal Gama Radyasyon İzo-Dos Haritası 8 XI

13 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER 1. GİRİŞ İnsanoğlu varoluşundan beri sürekli ve kaçınılmaz olarak radyasyon etkisi altında kalmaktadır. Radyasyon, dünyanın yapısında bulunan radyoaktif çekirdeklerden, güneş sisteminde oluşan kozmik ışınlardan ya da insanoğlunun ürettiği yapay radyasyonlardan kaynaklanmaktadır. Radyasyon düzeylerini etkileyen en önemli faktör, yerkabuğundaki radyoaktivite konsantrasyonlarının farklı olarak dağılmasıdır. Bu farklılık yer yüzeyinin jeolojik ve kimyasal yapısına bağlı olarak değişiklik göstermektedir. Mesela volkanik kayalardaki radyoaktivite konsantrasyonu tortul kayalardaki radyoaktivite konsantrasyonundan daha yüksektir. Ayrıca deniz seviyesinden yükseklere doğru çıkıldıkça ya da ekvatordan kutuplara doğru gidildikçe kozmik ışınların şiddeti artmaktadır ( Eisenbud, 1963 ) yılında Henrie Becquerel tarafından radyoaktivitenin keşfinden beri, radyoaktivite ve uygulamaları konusuna gitgide artan ilgi, insanların radyasyondan ne kadar doz aldıklarının bilinmesinin önemini ortaya koymuştur. Radyasyondan alınan dozun hesaplanabilmesi için, öncelikle doğal radyoaktivitenin incelenmesinin zorunlu olduğu anlaşılmıştır. Bir bölgenin veya bir yerin doğal radyoaktivitesinin belirlenmesi demek, o yerin radyolojik açıdan incelenmesi, başka bir deyişle, o yerin toprağında, suyunda ve havasında bulunan doğal radyoaktivite düzeyinin belirlenmesi demektir ( Karahan, 1997). Yıllık ortalama en fazla doz doğal radyoaktiviteden alınmaktadır. Alınan yıllık ortalama doz, bölgeden bölgeye değişmekle beraber, birbirine yakın yerlerde bile farklılıklar göstermektedir. Şekil 1.1 de doğal radyasyondan kaynaklanan yıllık ortalama doz değerleri gösterilmektedir (IAEA, 1996). Toprak, su ve havadaki radyonüklit konsantrasyonu oranını nükleer denemeler veya nükleer reaktör kazaları ( Chernobyl gibi) arttırmaktadır. Başlangıçta radyoaktivitenin sadece bazı minerallerde gözlenmesine karşın, zamanla (pratik bakımdan) tüm minerallerin, kayaların ve doğal suların bir dereceye kadar radyoaktif oldukları anlaşılmıştır. Sularda doğal radyoaktivite seviyesinin belirlenmesinin özel bir önemi vardır. Gelişmekte olan nükleer enerji endüstrisi ve 1

14 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER radyoaktif maddelerin tıp, endüstri, tarım gibi çeşitli araştırma alanında kullanılması sonucu meydana gelen radyoaktif atıklar, yeraltı ve yüzey su kaynaklarının kirlenmesine neden olmaktadır. Nükleer patlamalardan ileri gelen radyoaktif yağışlarda yüzey su kaynaklarını kirletmektedir. Sulardaki radyoaktif kirlenmelerin sağlıklı bir şekilde değerlendirilebilmesi için sulardaki radyoaktivite konsantrasyonlarının belirlenmesi gerekmektedir (Alkan ve ark, 1984). İç; 8,7; 9% Gama; 17,5; 18% Yiyecek; 9,5; 10% Kozmik; 14,8; 15% Radon; 49,4; 48% Şekil 1.1 Doğal radyasyondan kaynaklanan yıllık ortalama doz değerleri (IAEA, 1996) Batı Avustralya da bulunan ve yaklaşık bundan 4.2 milyar yıl öncesine ait, uranyum radyonüklitini içeren Acasta Gnesis kayası, dünyanın oluşumunda uzun yarıömürlü radyonüklitler olduğunu göstermektedir. Ayrıca bu kaya bize dünyanın yaşı hakkında bilgiler vermektedir. Kayalarda ve topraklarda yüksek konsantrasyonlarda bulunan 40 K, 238 U ve 232 Th gibi radyonüklitler, karasal radyasyon kaynaklarını oluşturmaktadır. Bu radyonüklit konsantrayonu ile dış ışınlamalar arasında doğrudan bir bağıntı vardır. Eğer radyonüklit konsantrasyonu bilinirse, bunun dış ışınlamalara ne oranda katkıda bulunduğu hesaplanabilmektedir. Dış ışınlamalar, gama yayınladıklarından dolayı menzilleri ve giricilikleri diğer radyasyon türlerinden daha fazladır. Örneğin toprak, kaya ve yapı 2

15 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER malzemelerinde bulunan radyonüklitler sürekli gama ışını yayınlamakta ve insan vücudu da bu ışınlara maruz kalmaktadır (Merdanoğlu, 2004) Kozmik ışınlar, asit yağmurları ve nükleer denemeler, havadaki radyoaktivitenin temel kaynağını oluşturmaktadır. Havada bulunan radyoaktif serpintiler sindirim ve solunum yoluyla vücuda alınmaktadır. Bu şekilde vücuda alınan radyoaktif maddeler, iç ışınlamalara neden olmaktadır. İç ışınlamada, kısa menzilli yüksek enerjili alfa ve beta ışınları daha fazla etkili olmaktadır (Cothern and ark, 1983 ). Nükleer enerjinin kullanılmaya başlamasıyla nükleer santrallerde üretilen radyoaktif maddelerin çevreye verdikleri zararlarda artmaya başlamıştır. Bunun sonucunda çevresel örneklerde doğal radyoaktivite seviyelerinin belirlenmesi çalışmaları önem kazanmıştır. Doğal radyoaktiviteden, atomun çekirdek yapısının açıklanması, dünya yaşının tahmini ve okyanusların dibinde bulunan sediment oluşum oranlarının ölçülmesi gibi çeşitli alanlarda faydalanılır (Karahan,1997). Yapılan bu tür çalışmalar, hem doğal radyoaktivite seviyelerinin belirlenmesi, hem de nükleer santrallerin kurulduğu bölgelere yakın oturan insanların nükleer santrallerden kaynaklanan radyasyonlara hangi oranlarda maruz kaldıklarının tespiti açısından önemlidir. Bu çalışmada Adana ilinin Ceyhan, Pozantı ve Yumurtalık ilçeleri seçilmiştir. TAEK tarafından, radyasyon güvenliğinin belirlenmesi için başlatılan Türkiye illeri doğal fon haritasının çıkartılması projesi kapsamında tez konusu olan bu çalışma gerçekleştirilmiştir. 1.1 Radyasyon Birimleri Radyasyon birimlerinin başlıcaları aktivite, ışınlama, absorblanan doz ve eşdeğer doz dur. Uluslar arası Radyasyon Birimleri Komisyonu (ICRU) yaptığı çalışmalar sonucunda, aktivite için Curie, ışınlama için Röntgen, absorblanan doz için Rad ve eşdeğer doz için Rem i radyasyon birimleri olarak tanımlamıştır. MKS sistemini esas alan Uluslararası Birimler Sistemi (International System of Unit, SI 3

16 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER ) nın kabul edilmesiyle birlikte, ICRU 1971 yılında SI birimlerini tanımlamıştır. Bu kabule göre eski birimlerin yerine yenilerinin kullanılması önerilmiştir. Çizelge 1.1 de dönüşüm birimleri ve dönüşüm faktörleri verilmiştir. Çizelge 1.1 Radyasyon birimleri ve dönüşüm faktörleri Büyüklük SI Birimi Ve Sembolü Eski Birimler Ve Sembolü Aktivite Becquerel(Bq) Curie (Ci) Işınlama Röntgen(C/kg) Röntgen (R) Absorblanan Doz Dönüşüm Faktörü 1Ci = Bq 1 C/kg = 3876 R Gray (Gy) Rad (rad) 1 Gy = 100 rad Eşdeğer Doz Sievert (Sv) Rem (rem) 1 Sv = 100 rem Aktivite Birimi Birim zamanda bozunan atomların sayısı aktivite olarak tanımlanmaktadır. Aktivite birimi; eskiden 1 gram 226 Ra nın bozunma hızı olarak tanımlanmış ve Curie (Ci) olarak adlandırılmıştır. Saniyede ki bozunmaya 1 Curie denilmektedir. Curie nin yaygın olarak kullanılan alt birimleri microcurie ve pikocurie dir. Yeni aktivite birimi, doğal radyoaktiviteyi keşfetmesi onuruna, Becquerel olarak adlandırılmıştır. Becquerel ve curie arasındaki ilişki şöyledir; 1 Ci = bozunma/s 1 Bq = Ci = 27 pci Aktivite tek başına radyoaktif bir örneğin zararının ölçüsü değildir. Zarar, bozunma sırasında yayınlanan radyasyonun türüne bağlı olarak değişecektir. Örnek vermek gerekirse; 100Ci lik 60 Co ın 1 metre uzağında 8 saat süreyle çalışan bir insanın alacağı tüm vücut dozu 1050 rem dir ve bu ölümcül bir dozdur. Aynı koşullar altında 100Ci lik 3 H kaynağıyla çalışan bir insan hemen hemen hiç zarar görmeyecektir. 4

17 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER Işınlama Birimi Işınlama birimi, χ ve γ ışınlarının havayı iyonlaştırma kabiliyetinin ölçüsü olarak tanımlanmaktadır. Işınlama birimi Röntgen (R) olup normal şartlarda ( 0ºC ve 760 mmhg basıncı) havanın 1kg ında Coulomb luk pozitif veya negatif elektrik yüklü iyonlar meydana getiren radyasyon miktarı olarak tanımlanmaktadır. SI birim sisteminde ışınlama biriminin özel bir adı yoktur Soğurulan Doz Birimi Röntgen χ ve γ ışınları için tanımlandığından başka radyasyonlar için kullanılamaz. Radyasyonun cinsinden, enerjisinden soğurucu ortamın özelliğinden bağımsız yeni bir birime gerek duyulmuştur. Işınlanan doz birimleri standart bir madde olarak seçilen normal şartlardaki hava için tanımlanmıştır. Bundan dolayı ışınlama dozu soğurucunun değil esas itibariyle radyasyon demetinin özelliği hakkında fikir vermektedir. Bunun yanı sıra malzemelerde soğurulan enerjinin de ölçülmesi gerekmektedir. Soğurulan doz büyüklüğü, malzemelerde soğurulan enerjinin bir ölçüsüdür. Soğurulan doz için kullanılan eski birim rad (Roentgen Absorbed Dose) dır. 1 rad herhangi bir malzemenin 1 gramının 100 erg lik enerji soğurması olarak tanımlanmıştır. SI birim sisteminde absorblanan doz birimi gray (Gy) olup, 1kg lık bir maddeye 1 joule lük enerji veren herhangi bir iyonlaştırıcı radyasyon dozudur. 1Gy = 1 J/kg 1rad = 10-2 J/kg 1Gy = 100 rad Eşdeğer Doz Birimi Soğurulan dozun meydana getirdiği biyolojik etkiler, iyonlaştırıcı radyasyonların tiplerine ve meydana getirdikleri iyonizasyonun yoğunluğuna bağlıdır. Biyolojik etkiler, iyonlaştırıcı radyasyonların geçtikleri ortamın birim 5

18 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER uzunluktaki yolu boyunca kaybettikleri enerji miktarına (Lineer Enerji Transferi, LET) bağlıdır. LET değeri arttıkça biyolojik etki de artmaktadır. Böylece eşdeğer doz birimi, iyonlaştırıcı radyasyonların oluşturduğu zararlı biyolojik etkilerin bir ölçüsü olmaktadır (Merdanoğlu, 2004). Eşdeğer doz birimi, absorblanmış doz ile kalite faktörünün çarpımına eşittir. Çizelge 1.2 da çeşitli radyasyon tipleri için kalite faktörleri verilmiştir. Eşdeğer dozun eski birimi rem ( Roentgen Equivalent Man ) dir. Yeni birimi ise Joule/kg olup Sievert(Sv) adı verilmiştir ( Gollnick,1988). Sievert ile rem arasındaki ilişki şöyledir: 1 Sv = 1 J/kg 1 Sv = 100 rem Çizelge 1.2 Farklı radyasyon türleri için kalite faktörleri Radyasyon Türü Kalite Faktörü X ve Gama Işınları 1 Elektronlar ve Beta Parçacıkları 1 Nötronlar;enerjileri < 10 kev 3 Nötronlar;enerjileri > 10 kev 10 Alfa Parçacıkları Doğal Radyoaktivite Radyoaktivitenin ilk olarak Becquerel tarafından 19. yüzyılın sonunda keşfedilmesinden sonra Curie ve diğer bilim adamlarının yaptığı çalışmalar bu alandaki gelişmelere zemin hazırlamıştır. Atom çekirdeğinin kendiliğinden bozunuma uğrayarak bazı ışınlar yayınlayıp niteliğini başka çekirdeğe dönüştürme olayına radyoaktivite denilmektedir. Bozunuma uğrayan radyoizotop doğada kendiliğinden bulunuyor veya doğada bulunan diğer radyoizotopların bozunmasından ortaya çıkıyorsa buna doğal radyoaktiflik denilmektedir. Eğer bozunuma uğrayan radyoizotop insan tarafından, yapay olarak reaktörlerde veya hızlandırıcılarda üretiliyorsa buna da yapay radyoaktiflik denilmektedir. 6

19 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER İnsanlar radyasyona çeşitli kaynaklardan maruz kalmaktadır. Ciddi bir radyoaktif kazaya uğramadıkça, en fazla radyasyon dozu doğal kaynaklardan alınmaktadır. Normal bir bölge için doğal radyasyon kaynaklarından alınan ortalama yıllık etkin eşdeğer doz değerleri ile yapay radyasyon kaynaklarından ( nükleer enerji, tıp ve sanayi uygulamaları) alınan ortalama değerler Çizelge 1.3 de gösterilmektedir (UNSCEAR,1988). Çizelge 1.3 de görüleceği gibi insanlar, nükleer enerji, tıp, endüstriyel uygulamalar ve tüketim ürünleri ( renkli televizyon v.b) gibi yapay radyasyon kaynaklarından yılda ortalama olarak 0.6 msv (milisievert) lik, doğal radyasyon kaynaklarından ise normal bir bölgede, yılda ortalama 2.4 msv lik etkin eşdeğer doz almaktadır (Çelebi, 1995). Doğal radyoaktivitenin etkilerini canlı ve cansız bütün varlıklarda gözlemlemek mümkündür(eisenbud,1963). İnsanlar ve diğer canlılar hem yer kabuğu kökenli hem de uzay kökenli doğal radyoaktif elementlerden yayınlanan radyasyonlara yaşamları boyunca sürekli maruz kalmaktadır. Doğada bulunan radyonüklitlerin sayısı 340 civarındadır. Bunların 70 tanesi bilinen ağır radyoaktif elementler içinde yer alır. Atom numarası Z=82 den büyük elementler radyoaktif özelliğe sahiptirler. Yer kabuğunda mevcut olan izotopların bağıl bollukları, kainatın oluşması esnasında ortaya çıkmış elementlerin izotopik oranlarından çıkarılır (Alpher ve ark, 1953). Yayınlanan bir makalede bilim adamları, elementlerin izotopik oranlarında mükemmel bir düzen olduğunu ve bunun yalnız dünya üzerinde değil, aynı zamanda atmosferde, gezegenlerin yüzeylerinde, meteorlarda, yıldızlararası maddelerde ve içinde bulunduğumuz galaksi ve diğer galaksilerde de olduğu tezini savunmuşlar ve kainatta mevcut olan bu düzenden hareket ederek benzeri durumun izotopların dağılımında da olabileceğini söylemişlerdir(alpher ve ark, 1953). 7

20 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER Çizelge 1.3 Normal bir bölge için doğal radyasyon kaynaklarından alınan ortalama yıllık etkin eşdeğer doz değerleri (UNSCEAR,1988) Yıllık Etkin Doz Eşdeğeri (µsv) Işınlama Kaynakları Kozmik Işınlar: Dış Işınlama İç Işınlama Toplam İyonlaştırıcı Bileşenleri Nötron Bileşenleri Kozmogonik Çekirdekler K Rb U 238 U 234 U 230 Th 226 Ra 222 Rn 214 Po 210 Pb 210 Po Th 232 Th 228 Ra 224 Ra 220 Rn 208 Tl Toplam Yapay Kaynaklar 600 İnsanlar doğal kaynaklardan dış ve iç ışınlamalar şeklinde başlıca iki yolla doza maruz kalmaktadırlar: 8

21 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER a) Dış Işınlamalar: Kozmik ışınlamalar ile yer kabuğunda, inşaat malzemelerinde ve havada doğal olarak bulunan radyoaktif maddelerden yayınlanan radyasyona dış ışınlama denilmektedir. b) İç Işınlamalar: Havada ve gıda maddelerinde bulunan doğal radyoaktif maddelerin solunum veya ağız yolu ile vücuda girerek, vücudu içten ışınlaması ile oluşan radyasyona iç ışınlama denilmektedir. Bazı doğal radyasyon kaynaklarından maruz kalınan ışınlamalar sonucu alınan dozlar, sabit olup insan faaliyetleri ve alışkanlıklarından bağımsızdır. 40 K ve kozmik radyonüklitlerin ve vücuda alınması sonucu meydana gelen iç ışınlamalar bu sınıfa dahil olup, bu kaynaklardan alınan dozlar bütün dünyada homojen bir dağılım göstermektedir. Kozmik radyasyonlardan dış ışınlamalar sonucu alınan dozlar, bölgeye ve yüksekliğe göre değişiklikler gösterir. Yerkabuğunda en önemli radyoaktif kaynaklardan olan, çok uzun yarı ömürlü 238 U ve 232 Th radyonüklitleri ve bunların bozunma ürünlerinin toprak, kaya, yapı malzemeleri, gıda maddeleri, su ve hava gibi çevresel ortamlardaki varlığı düzgün bir dağılım göstermediği gibi, bu kaynaklardan iç ve dış ışınlamalar sonucu alınan dozlar insan faaliyetine ve alışkanlıklarına bağlı olarak da büyük değişiklikler göstermektedir (Çelebi,1995). Kainatın henüz yeni oluşmaya başladığı zamanlarda birçok izotopun radyoaktif olduğu tahmin edilmektedir. Bu durumun birkaç milyon yıl sürdüğü ve kısa yarı ömre sahip olan radyonüklitlerin bu süre içinde ömürlerini tamamladıkları için kalmadıkları kabul edilmektedir. Halen mevcut olan radyonüklitlerin yarı ömürlerinin de kainatın ömrüyle mukayese edilecek kadar büyük olduğu (en az yıllık yarı ömre sahip oldukları) için bozunmalar devam etmektedir (Alpher ve ark,1953). Doğal radyoaktif elementler genel olarak, kara ve uzay kökenli olmak üzere iki ana grupta toplanmaktadır. Ayrıca uzaydan gelen kozmik ışınların dünya atmosferinde bulunan gazlar ve yer kabuğu orijinli bazı radyoaktif çekirdeklerle reaksiyonuna girmeleri sonucu üretilen bazı radyoaktif izotoplar bulunmaktadır. Bunların en önemlileri 14 C ve 3 H tür. 9

22 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER Ağır elementlerden oluşan doğal radyoaktif izotoplar 3 seri altında toplanırlar: a) Uranyum serisi ( 238 U kaynaklı) b) Toryum serisi ( 232 Th kaynaklı) c) Aktinyum serisi ( 235 U kaynaklı) Bu seriler ve bunların bozunma ürünleri olan radyonüklitler Çizelge 1.4, Çizelge 1.5, ve Çizelge 1.6 da verilmektedir (Eisenbud,1963). Ayrıca, dördüncü bir aile olan Neptünyum serisinin 241 Pu orijinli olduğu ve bir zamanlar mevcut olduğu zannedilmektedir. 241 Pu in yarı ömrü 14 yıldır. Bu seride bulunan diğer elementlerin yarı ömürlerinin çok kısa olduğu bilinmektedir. Örneğin Neptünyum ailesinin halen bilinen tek elementi olan 209 Bi un olup yarı ömrü yıldır (Rankama,1954). Yarı ömürleri kısa olan ve doğada bulunan transuranik elementler bugün reaktörlerde nötronların 238 U ile reaksiyona girmeleri sonucu üretilebilmektedir. Bu ağır radyoaktif elementlerin dışında doğada tek izotoplu ve kendilerine ait özelliklere sahip olan bazı doğal radyonüklitler de bulunmaktadır. Çizelge 1.7 de gösterilen bu radyonüklitlerin en önemlileri 40 K tır. 40 K ın temel doğal radyasyon seviyesine katkısı oldukça fazladır. Çizelge 1.7 de kozmik ışınların ara etkileşimleri sonucu üretilen bazı radyonüklitler ve yer kabuğu kökenli radyonüklitler birlikte verilmektedir (Lowder ve ark,1956). İnsanların maruz kaldıkları çeşitli radyasyon ışınlamalara en büyük katkı doğal radyoaktivite kaynaklarından gelmektedir. Doğal radyoaktivite kaynakları başlıca toprak, su ve atmosferde yer almaktadır. 10

23 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER Çizelge U Serisi (Lowder ve ark,1956) İzotop T 1/2 E(KeV) Bağıl Bolluk (%) 238 U 4, yıl 49,55 0, Th 24,1 gün 63,29 92,38 92,80 112,81 4,47 2,60 2,56 0, Pa 1,17 dak 1001,0 0, Pa 6,7 saat 131,2 880,5 883,24 20,0 13,0 15,0 234 U 2, yıl 53,2 0, Th 7, yıl 67,67 0, Ra 1600 yıl 11,59 81,07 186,21 1,2 0,3 3, Rn 3,8 dak 512,0 0, Po 3,05 dak 214 Po 1, s 214 Pb 26,8 dak 241,98 295,25 351,92 20,41 18,7 35,8 214 Bi 20,0 dak 609,32 768, ,3 1764,5 45,0 4,83 14,9 16, Pb 22,2 yıl 9,43 24,6 210 Po 134 gün 206 Pb stabil 46,54 4,06 11

24 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER Çizelge Th Serisi (Lowder ve ark,1956) İzotop T 1/2 E(keV) Bağıl Bolluk (%) 232 Th 1, yıl 59,0 126,0 228 Ac 5,8 yıl 129,1 209,4 270,3 338,4 463,0 794,8 911,1 964,6 968,9 228 Th 1,91 yıl 84,4 215,9 0,19 0,043 2,8 3,6 3,2 11,51 4,44 4,64 27,8 5,23 16,74 1,22 0, Ra 47 yıl Ra 3,66 dak 241,0 4, Rn 55,6 s 549,7 0, Po 1, s Pb 10,64 saat 238,63 300,1 212 Bi 60,5 dak 727,3 785, ,7 208 Tl 3,05 dak 277,3 510,8 583,19 860,4 2614,6 208 Pb stabil 43,5 3,25 6,64 1,1 1,49 6,4 22,8 85,1 12,52 99,83 12

25 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER Çizelge U Serisi (Lowder ve ark,1956) İzotop T 1/2 E(KeV) Bağıl Bolluk (%) 235 U 10 8 yıl 143,76 185,71 205,35 10,96 57,2 5, Th 25,5 saat 25,64 84,21 14,6 6, Pa 3, yıl 27,36 302,67 11,1 2, Ac 21,6 yıl 15,2 0, Fr 21,8 dak 50,2 34,0 227 Th 18,2 dak 236,0 11,2 256,2 223 Ra 11,4 dak 154,2 269,4 323,9 6,7 5,59 13,6 3,9 219 Rn 4,0 s 271,1 9,9 215 Po 1, _ Pb 36,1 saat 404,8 3,0 211 Bi 2,14 dak 351,0 12,7 207 Tl 4,79 dak 897,8 0, Pb stabil Çizelge 1.7 Tabiatta Tek Başına Bulunan Doğal Radyonüklidler (Lowder ve ark,1956) İzotop T 1/2 Yayınlanan E(KeV) Bağıl Radyasyon Bolluk(%) 3 H 12,4 yıl β C 5400 yıl β K 1, yıl β - Γ ,8 87 Rb 6, yıl β In yıl β La yıl β Γ Sm 6, yıl Α Lu 6, yıl β Bi 2, yıl Α

26 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER İnsanların maruz kaldıkları çeşitli radyasyon ışınlamalara en büyük katkı doğal radyoaktivite kaynaklarından gelmektedir. Radyoaktif radyonüklitler kaynakları başlıca toprak, su ve atmosferde yer almaktadır Toprakta Bulunan Doğal Radyoaktivite Toprakta bulunan radyasyon kaynakları çok uzun yarı ömürlü olup birkaç milyar yıl önceden beri yeryüzünde bulunmaktadır. Toprakta bulunan 238 U, 232 Th, 40 K gibi doğal radyonüklitler, toprağın radyoaktif olmasına neden olmaktadır (El- Shershaby, 2002). Bu radyonüklitler daha çok volkanik, fosfat, granit ve tuz kayalarında yüksek konsantrasyonlarda bulunmaktadır. Bu kayalar doğa şartlarına bağlı olarak zamanla ufalanarak çok küçük parçalar halinde yağmur veya akıntı sularıyla toprağa karışıp topraktaki doğal radyoaktivitenin artmasına neden olurlar. Hatta, tarımda topraktaki verimi arttırmak için kullanılan suni tohumlama ve gübreleme (suni gübreler radyoaktif 32 P içermektedir ) gibi bazı insan aktiviteleri de lokal olarak topraktaki yüzey radyoaktivitesini arttırmaktadır (NCRP,1975) Doğadaki potasyumun % i 40 K tır ve bozunumun sadece %11 inde gama ışınları yayınlanmaktadır. 40 K, kayalarda ve toprakta, uranyum ve toryuma nazaran ağırlıkça kat fazla bulunmaktadır. Doğada bulunan 40 K, 238 U ve 232 Th nin yarı ömürleri, özgün aktivite değerleri ve bozunum başına yayınladıkları foton sayısı Çizelge 1.8 da verilmiştir. (Theodorsson, 1996 ) 238 U in 14, 232 Th in 11 adet olan radyonüklitlerinin ve bozunma ürünlerinin çevrede (hava, su, kayalar, gıda maddeleri) ve insanlardaki mevcudiyeti, iç ve dış radyasyon dozlarını doğurmaktadır. Şekil 1.2 ve 1.3 de 238 U ve 232 Th ailelerinin bozunma serileri gösterilmektedir. (NCRP 97,1988) Toprakta 40 K, 238 U ve 232 Th ortalama aktivite kütle konsantrasyonları ve yeryüzünden 1m yukarıda karşılık gelen soğurulan doz şiddetleri Çizelge 1.9 te verilmektedir (UNSCEAR,1988). Yapılan hesaplamalarda toprak yoğunluğu 1.6 g.cm -3 alınmış ayrıca 238 U ve 232 Th un bütün bozunma ürünleriyle dengede olduğu düşünülmüştür. Her üç radyonüklitin ortalama konsantrasyonlarda toprakta 14

27 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER bulunması durumunda, yeryüzünden 1m yukarıda topraktaki γ radyasyonundan dolayı soğurulan doz şiddeti 44 ngy.saat -1 olmaktadır (Myrick ve ark,1983) 238 U yıl α 234 Th 24,1gün β Pa 1,17 dak β U yıl α 230 Th 7, yıl α 226 Ra 1600 yıl α 222 Rn 3,82 gün α 218 Po 3,05 dak α 214 Pb 26,8 dak β - β Bi 19,9 dak 214 Po 1, sn α 210 Pb 22,3 yıl 210 Bi 5,01gün β - β Po 138 gün α 206 Pb kararlı Şekil U in bozunma ürünleri şeması (NCRP 97, 1988) 15

28 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER 232 Th 1, yıl α 228 Ra 5,75 yıl β Ac 6,13saat β Th 1,91 yıl α 226 Ra 3,66 gün α 220 Rn 55,6 sn β Po 3, sn α 216 Po 0,15 sn α 212 Pb 10,6saat β Bi 60,6dak α 36% 208 Tl 3,07dak 64% β - α 208 Pb kararlı Şekil Th in bozunma ürünleri şeması ( NCRP 97,1988) Çizelge 1.8 Doğada bulunan 40 K, 238 U ve 232 Th nin yarı ömürleri, spesifik aktivite değerleri ve bozunum başına yayınladıkları foton sayısı (Theodorsson, 1996) Radyonüklit Yarı Ömür Spesifik Aktivite Foton/Bozunum (Yıl) (Bq/Kg) (>50kev) 40 K 1, , , Th 14, , ,08* 238 U 4, , ,80* * 238 U ve 232 Th serilerinin denge halinde olduğu kabul edilmiştir 16

29 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER Çizelge 1.9 Toprakta 40 K, 238 U ve 232 Th radyonüklitlerinin ortalama kütle konsantrasyonları ve yeryüzünden 1m yukarıda karşılık gelen soğurulan doz şiddetleri (UNSCEAR,1988) Radyonüklit Ortalama Havada Aktivite Kütle Konsantrasyonu (Bq/kg) Soğurulan Doz Şiddeti (ngy/saat) 40 K 370 ( ) 16 (4-30) 238 U 25 (10-50) 11 (4-21) 232 Th 25 (7-50) 17 (5-33) Parantez içinde verilen değerler tipik oranlardır. Dünyanın jeolojik yapısı incelendiğinde, belli kalınlıktaki toprak tabakasının hemen altında kaya yataklarının olduğu görülmektedir. Bu kaya yataklarının da karasal radyoaktiviteye sebep olduğu tahmin edilmektedir. Özellikle gama radyasyonlarının önemli bir kısmının 0-25 cm derinlikteki yüzey tabakasından kaynaklandığı bilinmektedir. Bazı bölgelerde çok geniş alanlara yayılmış olan granit kayaları önemli miktarlarda toryum içermektedir. Radyometrik araştırmalar sonucunda, granit kayaların bulunduğu alanlarda ölçülen gama radyasyonlarının oldukça yüksek olduğu bulunmuştur. ABD nin Colorado bölgesinde havada ölçülmüş gama radyasyon dozu µgy/saat, Brezilya da µgy/saat, İtalya da µgy/saat, İsveç te µgy/saat, Hindistan da µgy/saat civarındadır (UNSCEAR,1988). Bu ülkelerdeki doğal radyasyon seviyeleri diğer ülkelere göre oldukça yüksek olmakla birlikte bu ülkelerde yaşayan insanların doğal radyasyon kaynaklarından aldıkları yıllık radyasyon dozları diğer ülkelere göre daha fazladır. Gerçekleştirilen işlemler topraktaki radyoaktivite oranını değiştirmektedir. Bitki kök sistemlerindeki gelişme bir taraftan topraktaki doğal dengeyi sağlarken diğer taraftan bitkinin ihtiyacı olan suyu topraktan almaktadır. Toprakta bulunan bir çeşit asit olan Hümic asit kayaların parçalanmasında ve bu parçaların sular vasıtasıyla toprağa karışmasında önemli bir rol oynamaktadır. 17

30 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER Topraktaki organik maddelerin ayrışması, toprağın alt tabakalarında oksidasyonla başlamaktadır. Alt tabakalarda mevcut olan uranyum zamanla azalmaktadır. Topraktaki hareketlilik demir oksitlerin ve diğer elementlerin oluşmasıyla devam etmektedir. Bazı topraklarda oluşan asit, ortamda bulunan kalsiyum karbonat vasıtasıyla radyonüklitlerin tutulmasını engellemektedir. Topraktaki bu gelişim evreleri kayalardaki radyonüklit konsantrasyonlarını ve dolayısıyla dış radyasyon seviyelerini de azaltmaktadır (NCRP 45, 1975). Toprak içinde bulunan doğal radyonüklitler, toprak içindeki oranlarına göre ortam veya çevre doğal radyasyonunun temel seviyesini değiştirip insanların doğal radyasyonlara maruz kalmalarına neden olmaktadır Sularda Bulunan Doğal Radyoaktivite Başlangıçta sulardaki doğal radyoaktivite seviyesi belirleme çalışmaları, yalnız kaplıca suları ile sınırlı kalmıştır. Yer altı sularında yüzey sularına göre daha çok radyoaktif element bulunmaktadır. Sonraki yıllarda, içme sularında bile bazı doğal radyonüklitlerin bulunduğu ortaya çıkmıştır. Ancak içme sularındaki radyonüklit konsantrasyonları önemli sayılabilecek seviyede değildir. Yer altı sularının, yüzey sularına göre daha radyoaktif olmasının nedeni, yeraltında bulunan radyoaktif kütlelerle yada minerallerle temas etmesinden kaynaklanmaktadır. Volkanik kütlelerle temas eden sular, tortul kütlelerle temas eden sulara göre radyoaktivite konsantrasyonu daha yüksektir. Sularda uranyum ailesi elemanlarından radyum ve radon diğerlerine göre daha fazla bulunmaktadır. 226 Ra nın bozunma ürünü olan radyoaktif radon, bazı yer altı sularında oldukça yüksek konsantrasyonlarda bulunur. Yeraltı sularında bulunan aktinyum ailesi elemanlarını tespit etmek oldukça zordur. Bazı sularda Toryum ailesinden 232 Th ve 226 Ra nın dedekte edilebilecek miktarda bulunmasına rağmen, yine bu aileden olan 220 Rn in, çok kısa yarı ömre sahip olması su ve kayalarda birikmesine imkan vermemektedir. Çözücülük, taşıyıcılık ve değişik radyonüklitleri çöktürme gibi farklı karakteristik özellikleri, sulardaki radyoaktiviteyi arttırmaktadır. Yüzey sularında 18

31 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER akış hızlarının güçlü olması nedeniyle, içinde asılı bulunan parçacıklardaki potasyum, rubidyum, kozmik ışın kökenli ve suni radyonüklitleri barındıran kil mineralleri kolayca taşınmaktadır (Sayre ve ark, 1963). Suların akışı sırasında açığa çıkan radonun ortamdaki konsantrasyonu, atmosfere dağılırken aradaki mesafe ile logaritmik olarak azalmaktadır (Rogers,1958) Suyun akışı yer altı sularında güçlü olmadığından bu sularda bulunan parçacıklar filtre edilebilmektedir. Uranyum, Toryum ve Aktinyum serilerinin fiziksel ve kimyasal özellikleri farklıdır. Bu serilerde bulunan radyonüklitlerin, sulardaki doğal radyoaktivite değerleri gözlemlendiğinde, Uranyum ve Aktinyum serilerindeki radyonüklitlerin topraktan suya geçerken dengesizlikler gösterdiği görülmektedir. Örneğin yeraltı sularında 222 Rn çok yavaş hareket etmektedir. Bu nedenle yarı ömrü 3.8 gün olan ve konsantrasyonu 2-40 Bq/l arasında değişen 222 Rn nin atmosfere kaçması sınırlıdır. 222 Rn nin yeraltı sularındaki konsantrasyonu 226 Ra dan daha fazla bulunduğundan bu radyonüklitler toprak ve kaya altlarında radyoaktif dengeye daha kolay gelmektedir (Samuel,1964). Bu radyonüklitlerin deniz sularındaki konsantrasyonları oldukça düşük olduğundan okyanus, deniz ve göl yüzeylerinden yayınlanan gama radyasyon oranları oldukça düşüktür ve bu nedenle ihmal edilebilmektedir. Su içinde, katyon ve anyon şeklinde erimiş tuzlar bulunmaktadır. Sularda bulunan en yaygın erimiş katyonlar; sodyum (Na + ), kalsiyum (Ca +2 ), magnezyum (Mg +2 ) ve potasyum(k + ) dır. En yaygın anyonlar ise klorür(cl - ), bikarbonat (HCO - 3 ) ve sülfattır. Yağmur ve kar suyu gibi meteorolojik sular doğal sular içinde en temiz olanıdır. Ancak şehir ve sanayi bölgeleri yakınına düşen yağmur ve özellikle kar sularında SO 2 ve sülfat asidi bulunmaktadır. Bu nedenle yağmur ve kar suları radyoaktif ve kimyasal kirlilik açısından önemli bir gösterge olarak kabul edilmektedir (Gonzalaes ve ark,1998). Suların kullanım oranları yüzde olarak Amerika Birleşik Devletleri ve İngiltere için Çizelge 1.10 te verilmektedir (UNSCEAR, 1993). 19

32 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER Çizelge 1.10 Kaynak Çeşitlerine Göre Suların Kullanım Oranları(UNSCEAR,1993) Kaynak Çeşidi Kullanım Oranı (%) A.B.D İNGİLTERE YÜZEY SUYU YERALTI SUYU KUYU SUYU 18 1 Nükleer silah denemeleri nedeniyle atmosfer ve stratosfere yerleşen 90 Sr, 137 Cs gibi radyoaktif fisyon ürünleri ile kirlenmiş olan bulutların, radyoaktif serpinti halinde zamanla yeryüzüne inerek, çevrenin ve özellikle yüzey sularının kirlenmesine yol açmaktadır. Nükleer silah denemelerinin havada yapılmasının yasaklanmasından sonra, radyoaktif yağışlar 1970 yılından itibaren azalmaya başlamıştır. Nükleer ve radyolojik kuruluşlardan çıkan radyoaktif atıklar için gerekli önlemlerin alınmaması ve bunların denetimiz olarak çevreye verilmesi veya kaza durumlarında radyoaktif sızıntı meydana gelmesi, çevre kirliliğine neden olmakta, içme suyu kaynakları da bundan payını almaktadır. Radyoaktif atıklar için gerekli önlemler alınmasına rağmen, herhangi bir kazada çok geniş boyutlarda radyoaktif kirlenme meydana gelebilmektedir. Örneğin Çernobil nükleer reaktör kazası, sadece kazanın meydana geldiği çevrede değil, uluslar arası boyutlarda hatta bütün kuzey yarımkürede radyoaktif kirlenmeye yol açmıştır. (Kam,2004) Düşük seviyeli radyoaktivite ölçümlerinde kullanılan ölçüm tekniklerinin hassas ve güvenilir olması gerekmektedir. Ayrıca ölçüm sonuçlarının değerlendirilmesi ve yorumu, çevresel radyasyon alanları ve radyoizotoplarının dağılımının bilinmesi ile mümkün olacaktır. Bunlar doğada bulunan radyoizotopların bozunum özellikleri, çevre ile etkileşimi ve radyasyon transport fiziği gibi bilgileri içermektedir (NCRP,1976). 20

33 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER Doğal kaynaklardaki gama aktif elementlerin yarı ömürlerinin alfa ve beta aktif elementlere göre daha kısa olması nedeniyle, çoğu kez sularda gama tayini yapılmamaktadır. Alfa ve beta radyoaktivite seviyelerinin belirlenmesi iç radyasyon tehlikesi açısından daha önemli olması nedeniyle, sular için radyoaktivite seviyesinin belirlenmesi üzerinde durulacak önemli bir konudur. Zaten standartlarda alfa ve beta radyoaktivite seviyelerine ilişkin limitler belirlenmiştir (TS 266, 1988). Sularda bulunan radyoizotopların ve iyonlaştırıcı radyoizotopun ölçümü çevre açısından oldukça önemlidir. Bu ölçümler; doğal radyasyon ve insan faaliyetinin neden olduğu yapay radyasyonun tayini, ülkelerin yönetmelik sınırlamalarına uygunluğunun tespiti, çevresel doğal radyasyonun bileşimi ve insanların neden olduğu radyoizotopların çevresel ortamlardaki transferi ve tutulması çalışmaları için yapılması gerekli ölçümlerdir. Çevresel bakımdan suların radyoaktif kirliliğin saptanmasında ilk olarak alfa ve beta radyoaktivite ölçümlerinin yapılması gerekli olmaktadır Yüzeye Yakın Atmosferde Bulunan Doğal Radyoaktivite Atmosferin yüzeye yakın kısmında, hem doğal kaynaklardan çıkan toz ve parçacıklar, hem de insan yapımı suni radyoaktif maddeler bulunmaktadır. İnsan aktiviteleri sonucu ortaya çıkan hava kirlilikleri, volkanik patlamalar, meteorlar, toz fırtınaları ve orman yangınlarıyla atmosfere bırakılan toz ve küller atmosferde bulunan toz ve parçacık konsantrasyonlarını sürekli arttırmaktadır. Bu toz ve parçacıklar genellikle havada asılı kalmakta ve hava akımlarıyla sürekli dolanmaktadır. Yoğunlukları havanın yoğunluğundan daha ağır olanlar çekim kuvveti etkisiyle yere inerler. Nükleer enerji alanında meydana gelen hızlı gelişmeler ve yapılan bazı nükleer denemeler atmosfere çok miktarda radyoaktif toz ve parçacıkların atılmasına neden olmaktadır. Yapılan bu denemeler özellikle atmosferde 30km den daha yüksek tabakalarda aşırı derecede radyoaktif kirlenmelere sahip olmaktadır (Eisenbud ve ark,1964). Atmosferde bulunan radyoaktif kirlilikler, insanlar tarafından teneffüs edilmekte ve radyasyona maruz kalmalarına neden olmaktadır. 21

34 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER Ayrıca bu radyoaktif parçacıklar zamanla yere düşmekte ve bitkilerde kirlenmelere yol açmaktadır. Bu bitkilerin insanlar tarafından vücuda alınması sonucunda da bazı riskler meydana gelmektedir. Ayrıca kömürün yanmasıyla havaya karışan kül ve dumanda da radyoaktif maddelerin olduğu bilinmektedir. Bu maddelerde hem atmosferin kirlenmesine neden olmakta hem de radyasyon açısından risk taşımaktadır. Uzaydan gelen yüksek enerjili kozmik ışınlar, dünya atmosferine girdiklerinde, ortamda bulunan nitrojen, oksijen, argon gibi elementlerin çekirdekleriyle reaksiyona girerek nötronları, protonları, muonları üretirler. Bunların dışında dozimetrik açıdan çok önemli olan 14 C, 3 He, 7 Be ve 22 Na gibi radyonüklitleride üretirler. Bunlara ikincil kozmik radyasyonlar (kozmogonik radyasyonlar) denir. Nükleer denemelerle atmosfere atılan radyoaktif maddeler, atmosferde bulunan bu kozmogonik radyonüklit konsantrasyonlarının artmasına neden olmaktadır. Kozmik ışınların dünya atmosferindeki atom çekirdekleriyle reaksiyona girmeleri sonucu üretilen nötronlar, elastik çarpışmalarla enerjilerini kaybederek yavaşlar ve 14 C ile 14 N atomları tarafından yakalanırlar. Proton ise yer seviyesine ulaşmadan bozunuma uğramaktadır. Ayrıca bunların yarı ömürleri çok kısadır. Bunlar yüzeye yakın atmosferdeki en önemli iyonizasyon kaynaklarını oluşturmaktadır (United Nations Publication,1972). 1.3 Çevresel Doğal Radyasyon Kaynakları İnsan sürekli olarak çevredeki doğal radyasyon kaynaklarına maruz kalmaktadır. Teşhis amacıyla çekilen röntgen filmleri bu radyasyon dozunu arttırmaktadır. Başlıca radyasyon türleri alfa, beta, gama ışınları, nötronlar ve muonlardır. İnsan, radyasyona dışardan maruz kalmışsa dış ışınlama, sindirim veya solunum gibi içeriden maruz kalmışsa da iç ışınlama olarak tanımlamıştık. Gamalar ve betalar dış ışınlamalarla, alfalar ise iç ışınlamalarla daha çok zarar verirler. Yerkabuğunun oluşumundaki radyonüklitlerin bozunum ürünleri olan gama ışınları, çevresel radyasyonların büyük kısmını oluşturmaktadır. İnsanların bu 22

35 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER ışınlardan aldıkları doz oranları bulundukları bölgeye bağlıdır. Örneğin toprakta bulunan radyoaktif elementlerin konsantrasyonları bu doz oranını değiştirmektedir. Bunun sonucunda da insanların dış radyasyondan aldıkları doz oranı, dünyanın her yerinde aynı değildir. Dış radyasyon kaynaklarının en önemlileri toprak ve kayalarda bulunan 238 U, 232 Th ve 40 K tır. Bunun dışında uzaydan gelen kozmik ışınlar da dış radyasyon kaynaklarını oluşturmaktadır. Ayrıca inşaat yapı malzemelerinden çıkan gama ışınları da dış radyasyon kaynaklarının başında gelmektedir. İnşaat yapı malzemelerinden çıkan 222 Rn (radon) ve 220 Rn (toron) gibi radyoaktif gazlar dış ışınlamalara sebep olduğu gibi solunum yoluyla iç ışınlamalara da sebep olmaktadır (Karahan,1997) Karasal Radyasyon Kaynakları Başlıca karasal radyasyon kaynakları 40 K, 238 U ve 232 Th ve bunların bozunum ürünleri olan radyonüklitlerdir. 235 U ve bozunum ürünlerinin ise doğal fona katkıları ihmal edilebilecek düzeyde olduğu için dikkate alınmamıştır. Fakat 40 K, 238 U ve 232 Th elementleri uzun yarı ömürlü oldukları için doğal fona katkıları oldukça fazladır. Bu radyonüklitler özellikle volkanik kayalarda, değişim geçiren kayalarda, toprakta ve deniz diplerinde birikmiş çamurlarda yüksek konsantrasyonlarda bulunmaktadır (Karahan,1997). Karasal radyasyona maruz kalma bölgeden bölgeye değişmekle birlikte birbirine yakın yerler arasında bile farklılıklar göstermektedir. Evin yapımında kullanılan inşaat malzemelerindeki doğal radyonüklit konsantrasyon oranları bile, alınan yıllık radyasyon dozunu etkilemektedir. Doğal temel radyasyon seviyesinin yüksek olduğu yerlerde, dış radyasyonlarla ışınlanma diğer yerlere göre oldukça fazladır. Dağlık ve deniz seviyesinden yüksek yerlerde yaşayan insanlar, deniz seviyesine yakın yerlerde yaşayan insanlardan daha fazla dış radyasyona maruz kalmaktadır. Çünkü deniz seviyesinden yükseklere çıkıldıkça kozmik ışınların şiddeti de artmaktadır. 23

36 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER 40 K, toryum, uranyum gibi doğal radyonüklitlerin birim kütle başına aktivite konsantrasyonları toprak ve kaya tiplerine göre değişir. Bir radyonüklidin birim kütle başına aktivite konsantrasyonu, yer seviyesinden 1m yükseklikte havadaki absorblanmış doza karşılık gelen radyasyon şiddetidir (Beck, 1982). Dış gama ışınlamaları, kütle aktivite konsantrasyonlarıyla doğrudan ilgilidir. Havada ölçülen absorblanmış radyasyon dozu, radyonüklitlerin topraktaki konsantrasyonlarına bağlı olarak değişmektedir. Dış ışınlama hesapları topraktaki radyonüklitlerin bozunma ürünlerinin dengeye gelmesi durumuna göre yapılır Kozmik Radyasyon Kaynakları Enerjileri farklı ve değişik yüklerde yayınlanan parçacık veya elektromanyetik ışınlara, kozmik ışınlar denilmektedir. Dünya yüzeyi sürekli olarak kozmik ışınların etkisi altındadır. Işınların yoğunlukları atmosferin üst tabakasından deniz seviyesine doğru inildikçe azaldığı görülmektedir. Kozmik ışınlar, tuzaklanmış parçacık radyasyonları, galaktik radyasyonlar ve solar radyasyonlar olarak sınıflandırılmaktadır (NCRP 98, 1989). Tuzaklanmış parçacık radyasyonları, elektronlar ve protonlardan oluşmuştur. Galaktik ve solar radyasyonlar ise büyük oranda proton, az miktarda helyum ve ağır iyonları içermektedir. Trapped parçacık radyasyonları dünyanın etrafında bulunan radyasyon kuşaklarında bulunmaktadır. Bu kuşaklar, dünya atmosferini üst üste sarmış görünümündedir. Bu kuşaklardaki elektron ve protonların enerjileri birkaç yüz MeV mertebesindedir. Galaktik kozmik ışınlar, güneş sistemi dışındaki yıldızlararası ortamlardan, süper novalardan, pulslardan veya galaktik çekirdeklerden gelmektedir. Solar radyasyonlar ise güneş kökenli olup enerjileri birkaç kev ile birkaç MeV arasında değişen düşük enerjili parçacıklardır. Kozmik radyasyonlar dünya atmosferine girdiklerinde atmosferde bulunan bazı elementlerin çekirdekleriyle nükleer reaksiyona girerler. Bu reaksiyonlar sonucu başka ışınlar üretirler. Uzaydan gelen bu ışınlara birincil ışınlar, atmosferdeki reaksiyonlar sonucu üretilen parçacıklara de ikincil ışınlar denir. Galaktik radyasyonların %87 sini fotonlar, %11 ini alfa parçacıkları, %1 ini bazı ağır çekirdekler ve %1 ini de yaklaşık ev luk enerjiye 24

37 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER sahip elektronlar oluşturmaktadır. Galaktik kozmik radyasyonların sadece yıldızlardan ve süpernovaların patlamaları sonucu uzaya fırlatılan parçacıklerden geldiği görüşünü savunanlar da vardır (O brien ve ark,1992). Kozmik ışın parçacık enerjileri çoğunlukla 10 2 ve 10 5 MeV arasında değişmektedir. Bunlardan daha yüksek enerjilere sahip olanları da vardır. Bu enerji aralığı, güneş sistemi içindeki manyetik alanların değişiminden etkilenir. Ağır iyonlar, yüksek bağıl verime ve yüksek atom numaralarına sahip oldukları için ışınlamalarda önemli yer tutarlar (Lune, 1989). Gezegenler arası ortam ve güneşte patlamaların neden olduğu manyetik alanlardaki karışıklıklar sonucu güneş sistemi içindeki kozmik radyasyonların şiddeti zamanla değişmektedir. 11 yıllık periyotlarla güneşte büyük patlamalar olmaktadır. Dünya etrafında bulunan jeomanyetik alan, uzaydaki farklı kaynaklardan gelen 0-16 GeV arasındaki enerjilere sahip parçacıkların atmosfere girmelerini engellemektedir. Güneşten dünya yüzeyine yaklaşık 1keV lik enerjilerde parçacıklar gelmektedir. Bu parçacıklardan dünyaya ulaşanlar, dünya etrafındaki manyetik alanın etkisine girdiklerinde bazıları yönlerinden saptırılıp tekrar uzaya gönderilirler, bazıları ise dünya yüzeyine kadar ulaşır kev arasındaki enerjilerde üretilen parçacıklar atmosfere girdiklerinde atmosferde bulunan atomların çekirdekleriyle reaksiyona girerler ve ikincil radyasyonları üretirler. İkincil ışınlar, birincil nötronlardan üretilirler. Yarı ömürleri çok kısa olup yaklaşık 1000 saniye civarındadır. Uzaydan gelen birincil ışınların bir kısmı atmosferin alt tabakalarına, bir kısmı ise yüksek dağların tepelerine kadar ulaşmaktadır. Mezonlar ise deniz seviyesine kadar inmektedir. Kozmik ışınları birincil ve ikincil radyasyonlar olarak sınıflamak mümkündür Birincil Kozmik Radyasyonlar Birincil kozmik radyasyonlar, galaktik sistemlerden ve güneş patlamaları sonucu oluşan ışınlardan meydana gelmektedir. Galaktik ve yıldızlararası ortamlardan gelen kozmik radyasyonların büyük çoğunluğu yüksek enerjili protonlardır. Birincil kozmik radyasyonlar %10 oranında 4 He iyonları ve çok düşük 25

38 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER oranlarda da ağır parçacıklar, elektronlar, nötronlar ve fotonlar içermektedirler. Uzaydan gelen düşük enerjili yüklü parçacıklar, dünyanın manyetik alanı etkisiyle geri saçılarak tekrar uzaya gönderilirler. Geri saçılma olayı, manyetik alanın büyüklüğüyle orantılıdır. Atmosferin en üst tabakalarında düşük enerjili fotonların akı yoğunluğu, kutuplarda, ekvator bölgelerinden daha büyüktür (Neher, 1967). Atmosferin üst tabakalarında uzaydan gelen düşük enerjili protonların etkileri güneşte meydana gelen patlamalara bağlı olarak zamanla değişmektedir. Bu etki güneş aktivitesinin maksimum olduğu zamanlarda minimuma düşer. Minimum olduğu zamanlarda ise maksimuma çıkar. Birincil kozmik radyasyonlar, atmosferde bulunan atomların çekirdekleriyle nükleer reaksiyona girdiklerinde, gama ışınları, elektronlar, nötronlar ve mezonlar üretirler. Kozmik radyasyon dozu, yükseklikten önemli oranda etkilenir. Kozmik radyasyon dozunun, deniz seviyesinden yükseklere çıkıldıkça değiştiği görülmektedir. Güneşteki patlamalarla ortaya çıkan ve dünyaya kadar ulaşan büyük atom numaralı yüklü parçacıklar düşük enerjilere sahip olduklarından bunların yüzeye yakın atmosferde meydana getirdikleri absorblanmış doz oranları da azdır İkincil Kozmik Radyasyonlar Birincil kozmik ışınların atom çekirdekleriyle reaksiyona girmeleri sonucunda yüksek enerjili nötronlar, protonlar, pionlar oluşur. Bunların dışında ise 3 H, 7 Be, 14 C, 10 Be, 12 Na ve 24 Na gibi kozmogonik radyonüklitler üretirler. Bu kozmogonik radyonüklitlere ikincil radyasyonlar denir (Ginzbur, 1964). Bu çarpışma işlemi kaskat olarak adlandırılmaktadır. Müonlar veya fotonlar içinde bozunan diğer pionlarda kaskatları başlatırlar. Protonlar ve nötronlar üst atmosferde absorblanmış doz oranlarına önemli bir katkıda bulunur. Nötronlar elastik çarpışmalarla enerji kaybederek yavaşlar ve atmosferde bulunan 14 N ve 14 C atomları tarafından yakalanırlar. Nükleonik etki oranı, atmosferin alt tabakalarında daha azdır. Deniz seviyesinde kozmik ışınların absorblanmış doz indeksi içindeki oranları sadece %2 - %3 civarındadır. Bu orana en büyük katkı, çok yükseklerde yüklü pionların 26

39 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER bozunumu ile üretilmiş muonlar ve iyonizasyon sonucu ortaya çıkan elektronlardan gelmektedir. 1.4 İnsan Vücudunda Bulunan Doğal Radyonüklitler 40 K, 226 Ra ve 238 U in bozunma ürünleri, insan vücudunda bulunan doğal radyonüklitler olmakla beraber az miktarda 14 C ve 3 H te insan vücudunda bulunmaktadır. Bu radyonüklitler sindirim ve solunum yoluyla vücuda alınmaktadır. Doğada bol miktarda bulunan potasyum, 70kg ağırlığındaki bir insanda ortalama 140mg bulunmaktadır. Bu miktar potasyumun aktivitesi yaklaşık µci civarındadır. Biyosferde bulunan karbon, hidrojen ve kozmogonik radyonüklitler, kozmik ışın nötronlarının atmosferdeki azotla etkileşmeleri sonucu ortaya çıkarlar. Havada bulunan kara kökenli radyoaktif maddeler genellikle uranyum ve toryum serisi ürünleridir. Rüzgarlar aracılığı ile topraktan atmosfere çıkan tozlarda, düşük oranlarda 40 K da vardır. Hava ortamında bulunan toz ve parçacıklardaki radyoaktif maddeler, solunum yoluyla insan vücuduna girerler ve iç ışınlamalara neden olurlar. İnsan, iç ışınlamalarda en büyük radyasyon dozunu 222 Rn den almaktadır. Bu radyoaktif gaz atomları, yerde ve atmosferde difüzyonla ortaya çıkan toryum ve uranyum atomlarının bozunuma uğraması sonucu üretilirler. Radon ve toronun bozunma ürünlerine ek olarak, alfa-ışınları ve beta- ışınlarıyla birlikte gamaışınları da yayınlayan 210 Po, 210 Pb ve 210 Bi atomları solunum yoluyla vücuda girerler. İnşaat ve yapı malzemelerinden çıkan radyoaktif 222 Rn, evlerde solunumla vücuda alınan en önemli radyonüklittir (Karahan,1997). 1.5 Düşük Düzeyli Radyoaktivite Ölçümleri İyonlaştırıcı radyasyonlarla yapılan çalışmalarda istenilen sonuca ulaşabilmek ve zararlı biyolojik etkileri belirleyebilmek için radyasyon miktarının ne oranda olduğunun bilinmesi gerekmektedir. 27

40 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER Düşük Düzeyli Radyoaktivite Ölçümünü Etkileyen Faktörler Çevresel radyoaktivite ölçümleri düşük düzeylerde gerçekleştirildiğinden, bunun için kullanılacak olan ölçüm cihazlarının yeterli hassasiyet ve güvenilirlikte olması gerekmektedir. Düşük düzeyli radyoaktivite ölçümlerinde öncelikle istenen yüksek verim ve düşük doğal fon (background) sayımıdır. Düşük düzeyli radyoaktivite belirlenmesinde uygun ölçüm sistemi seçilirken kantitatif bir büyüklükten faydalanılmaktadır. Bu amaçla kullanılan yararlılık sayısı: YS = E 2 / B (3.1) İfadesinden hesaplanmaktadır. (Theodorsson, 1996). Burada: YS: Yararlılık Sayısı E : Sayım Verimi B : Doğal Fon Sayımı temsil etmektedir. Özellikle birden fazla ölçüm sistemi arasında bir tercih yapılması gerektiğinde yararlılık sayısı önem kazanmaktadır. Denklem 3.1 den de görüldüğü gibi, düşük düzeyli radyoaktivite ölçümlerinde önemli iki faktör sistemin sayım verimi ve doğal ortam sayımıdır Sayım Verimi Sayım hızının, bozunma hızına oranı sayım verimi olarak tanımlanmaktadır. Sayım verimini bulmak için aktivitesi bilinen standart kaynaklardan yararlanılır ve dedektöre bu kaynaktaki bozunmalardan ne kadarının ulaşılarak sayılabildiğine bakılır. Sayım verimi, E: E = (kaydedilen sayım / kaynağın bozunma sayısı) 100 olarak yazılabilmektedir. Yüksek sayım verimi elde etmek için, kaynaktan (örnekten) çıkan parçacıklardan mümkün olduğu kadar çoğunun dedektöre ulaşmasının sağlanması gerekmektedir. Bunun için, uygun örnek-dedektör geometrisi seçilmeli, örnek içinde olabilecek örnek soğurması olabildiğince engellenmeli ve örnek ile 28

41 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER dedektör arasındaki uzaklık da olabilecek kinetik enerji kayıpları önlenmelidir ( Tykva ve Sabol, 1995 ). Ölçüm işlemi gerçekleştirilirken uygun geometrik koşullar ve sayım verimi sağlandıktan sonra, doğal fon sayımını azaltmak için uygun laboratuvar ortamının hazırlanması gerekmektedir Doğal Fon Sayımı Çevrede bulunan doğal radyasyon kaynakları, ölçümler esnasında sayım sistemini de etkileyerek ortamın doğal fonunu yükseltecektir. Düşük aktiviteli ölçümlerde doğal fonun oldukça önemli olduğundan bahsedilmişti. Düşük seviyeli radyoaktivite ölçüm laboratuvarları oluştururken, ölçüm sistemi çevresinde doğal fon düzeyini mümkün olduğu kadar azaltacak önlemler alınmalıdır. Doğal fonun sayımını minimize etmek için, her şeyden önce ortamda doğal fona yol açan kaynakların bilinmesi gerekmektedir. Gama ve beta sayım sistemlerinde doğal fona yol açan faktörler daha kompleks olup genel olarak, ortamdaki radyoaktif maddelerden ve kozmik ışınlardan kaynaklanmaktadır. Ortamdaki radyoaktif kaynakların başında, yapı malzemelerinde bulunan 238 U, 232 Th ve bunların bozunum ürünleri ile 40 K gelmektedir. Ayrıca dedektör ve zırh malzemelerindeki gama ve beta aktif radyoizotoplar da doğal fonu arttırıcı unsurlardır. Alfa sayım sistemlerinde doğal fona yol açan faktörler, gama ve beta sayım sistemlerine nazaran daha az karmaşıktır. Alfa parçacıklarının menzilleri çok kısa olduğundan doğal fona yalnız dedektör ve yakın çevresindeki malzemelerdeki radyoaktif kirlenmeler ve dedektör etrafındaki havada var olan radon gazı yol açmaktadır (Tykva ve Sabol, 1995; Theodorsson, 1996). Alfa sayım sistemleri oluşturulurken malzeme seçimine çok dikkat edilmektedir. Ancak ölçülen örnekler radyoaktif kirlenme için potansiyel kaynak durumunda olduğu için sayım esnasında azami dikkatin gösterilmesi gerekmektedir. Kozmik ışınlardan kaynaklanan doğal fon artışı da sayımları olumsuz yönde etkileyeceği için üzerinde önemle durulması gereken bir konudur. Yüklü ve yüksek 29

42 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER enerjili kozmik ışınlar nedeniyle, zırhta enerjileri bir ile birkaç yüz MeV arasında değişen ikincil radyasyon (foton, elektron ve nötronlar) oluşmaktadır. Sayım sisteminin bu ışın ve parçacıklardan etkilenmemesi için ek önlemlerin alınması gerekmektedir Zırhlama Laboratuvar ortamındaki doğal fonu azaltmak için uygun malzemelerle zırhlama yapılması gerekmektedir. Bu konu: Aktif zırhlama Pasif zırhlama başlıkları altında ele alınabilir Aktif Zırhlama Kozmik ışınlara karşı daha etkin bir koruma sağlamak için pasif zırhlamanın yanı sıra aktif zırhlama da yapılabilmektedir. Bunun için ikinci bir dedektör (veya dedektör topluluğu) anti-koinsidans devreye bağlı olarak örnek sayımında kullanılan dedektörün etrafına yerleştirilmektedir. Anti-koinsidans devre sadece örnek sayımında kullanılan ana dedektörden gelen sinyalleri değerlendirmekte, diğer dedektör veya dedektörlerle eşzamanlı olarak gelen sinyalleri ise dikkate almamaktadır. Şekil 1.4 de aktif ve pasif zırhlama bir arada görülmektedir (Theodorsson,1996). Farklı zırhlama koşullarına ilişkin doğal fon ölçümleri ise Çizelge 1.11 de yer almaktadır (Tykva ve Sabol,1995). 30

43 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER Şekil 1.4 Aktif ve pasif zırhlama Çizelge 1.11 Değişik Zırhlama Düzenlemelerinin NaI(Tl ) Dedektör Doğal Fonuna Etkileri ÖLÇÜM KOŞULLARI BACKGROUND (SAYIM/DAKİKA) Yer üstü laboratuvarı (A) 36 Yer altı laboratuvarı (B) 20 B + 10 cm Pb 7 B + anti-koinsidans 2,2 B + 10cm Pb + 5 cm Hg 0, Pasif Zırhlama Pasif zırhlamada, backgroundu düşürerek sayım sisteminin etkilenmesini önlemek amacıyla dedektör ve örnek uygun bir malzeme ile oluşturulan zırh içinde tutularak sayım yapımı gerçekleştirilmektedir. Zırh işlemi yapılırken kullanılacak malzemenin özellikleri önemlidir. Zırh malzemesi radyasyonun türüne bağlı olarak değişiklik göstermektedir. Atom numarası ve yoğunluğunun yüksek oluşu nedeniyle kurşun, gama ışınlarının zırhlamasında yaygın olarak kullanılan malzemelerden biridir. Fakat içeriğinde, yarı ömrü yaklaşık 20 yıl olan 210 Pb radyoizotopu bulunduğu için yeterince eski kurşunun kullanılması tavsiye edilmektedir (Tykva ve Sabol, 1995; Theodorsson, 1996). Kozmik ışınlar, zırh malzemesinden geçerken 31

44 1. GİRİŞ Ayşe Gülbin ÖZGER ikincil radyasyonların oluşmasına yol açmaktadır. Bunları elimine etmek amacıyla, ana zırh malzemesinin yanı sıra bir zırhlama daha yapılması gerekmektedir. Dedektörle ana zırh malzemesi arasında yer alan bu zırh nötronları durdurmayı hedeflediği için, hidrojen konsantrasyonu yüksek (polimerler veya parafin) malzemeler tercih edilmektedir. Kozmik ışınlardan kaynaklanan doğal fonu önlemek amacıyla, laboratuvarın içinde yer aldığı binanın kendisinin de bir zırh görevi üstlenebileceği düşünülmektedir (Theodorsson, 1996). Bu düşünceden hareketle düşük seviyeli radyoaktivite ölçümü yapılacak olan laboratuvarların mümkün olduğu kadar binaların en alt katında hatta yer altında kurulması tercih edilmektedir. Özel olarak çok düşük doğal fon gerektiğinde, çalışma alanı terkedilmiş madenler veya özel olarak inşa edilmiş, yerin onlarca metre altındaki sığınaklar tercih edilmektedir (Merdanoğlu, 2004). 32

45 2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER 2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Bu bölümde tez konumuzla ilgili daha önce yapılmış çalışmalar özetlenmiştir. Literatürde birçok ülkede veya bazı bölgelerde yapılmış gama radyasyonunun temel seviyelerinin belirlenmesi çalışmaları vardır. ABD de yapılan bir çalışmada yüzeye yakın atmosferde bulunan doğal radyonüklitlerin aktivite konsantrasyonları belirlenmiştir (Lal ve ark, 1967). Atmosferdeki kozmik ışının iyonlaşmasını içeren çalışmalar da yapılmıştır (Liboff, 1975). Polonyalı bilim adamları tarafından Polonya nın doğal radyasyon seviyesi tayin edilmiştir (Niewiadomski ve ark, 1982). ABD de yapılan başka bir çalışmada ise ABD ye içme suyu sağlayan kaynaklarda bulunan radyum konsantrasyonları ve toplam alfa ile toplam beta radyoaktivitesi tayini yapılmıştır (Cothern ve ark, 1983). ABD de yapılan diğer bir çalışmada, sadece toprakta bulunan doğal radyonüklit konsantrasyonları belirlenmiştir (Myrick ve ark, 1983). İstanbul içi Gama Radyasyon ölçümleri gerçekleştirilmiştir (Yaşar ve ark, 1984). Türkiye Kaplıca ve Maden sularında Doğal Radyoaktivite tayini çalışmaları yapılmıştır (Alkan ve Göksel, 1984). Tayvan daki doğal radyasyonun her bölgedeki değişimi ve toplam doz eşdeğerleri hesaplamıştır (Tieh ve ark, 1989). ÇNAEM ve İTÜ Nükleer Enerji Enstitüsü ortak çalışmasında çeşitli içme sularındaki radyoaktivite tayini çalışmaları yapılmıştır (Tuncer, 1991). Irak ın çevresel gama radyasyon dozunu tayin edilmiştir (Marouf ve ark, 1992). UNSCEAR tarafından 1993 yılında yayınlanan raporda ev içi ve ev dışı karasal gama radyasyon ölçümleri Çizelge 2.1 de verilmektedir. 33

46 2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER Çizelge 2.1 Değişik ülkelerde havada ölçülmüş ev içi ev dışı karasal gama radyasyon dozları (UNSCEAR,1993) Ülke Adı Ev İçi Ev Dışı (ngy/saat ) (ngy/saat) Avustralya Belçika Bulgaristan Kanada 28 Danimarka Finlandiya Mısır Fransa Almanya Yunanistan 42 Hong Kong Endonezya 55 Hindistan İtalya Japonya Hollanda Dünya Ortalaması Hindistan ın güney batı kıyılarında, yeniden doğal background radyasyon alanı belirleme çalışmaları yapılmıştır (Radhakrishna ve ark, 1993). Hindistan ın güney batısında bulunan Karnataka şehrine nükleer ve termal güç istasyonlarının kurulmasından dolayı bu çalışmalar yeniden yapılmıştır. Çalışmalarda hava, toprak ve deniz kumundaki radyonüklit seviyelerinin tayin edilmesi amaçlanmıştır. Yapılan termolüminesans dozimetrik çalışmaları, bu yerleşim yerindeki havada yüksek oranda gama radyasyon dozu olduğunu göstermiştir. Özellikle güneybatıda bulunan 34

47 2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER Mangalore sahilinde havada önemli sayılabilecek düzeyde gama radyasyon dozu bulunmuştur. Ayrıca bu bölgenin toprak ve deniz kumu örneklerinde yapılan gama spektrometrik analizinde de background radyasyonu oldukça yüksek bulunmuştur. Havada ölçülen gama radyasyon dozu 44 ile 2102 ngy.saat -1 arasında bulunmuştur. Bu çalışmada Mangalore yakınındaki Ullal sahilleri yüksek radyasyon bölgesi olarak tespit edilmiş ve bu bölgeden 2 toprak, 1 tanede kum örneği alınmıştır. Toprak örneklerindeki 232 Th, 238 U ve 40 K radyonüklitlerinin ortalama aktivitesi sırayla 2971 Bq.kg -1, 546 Bq.kg -1 ve 268 Bq.kg -1 bulunmuştur. Kum örneklerindeki 232 Th, 238 U ve 40 K radyonüklitlerinin ortalama aktivitesi ise sırayla 1842 Bq.kg -1, 374 Bq.kg -1 ve 158 Bq.kg -1 dır. Havadaki gama radyasyon dozu ölçümleri BARC, Bombay tarafından sağlanan termolüminans dozimetresinde gerçekleştirilmiştir. Toplanan toprak ve kum örnekleri ise BARC tarafından 226 Ra, 232 Th ve 40 K ile kalibre edilen 133 cm lük yüksek saflıkta Germanyum detektöründen oluşan gama spektrometresinde gerçekleştirilmiştir. Başka bir çalışmada ise Orta Mısır ve Delta Nehri nden alınan topraklardaki radyoaktivite seviyesi belirlenmiştir (Ibrahiem ve ark, 1993). Bu çalışmada Orta Mısır toplam 13 bölgeye ayrılmış ve her bölgeden çeşitli toprak örnekleri alınmak üzere toplam 162 toprak örneği alınmıştır. Bu çalışmada alınan toprak örneklerinin radyonüklit konsantrasyonu yüksek saflıktaki Germanyum spektrometresi kullanılarak ölçülmüştür. 40 K, 232 Th ve 226 Ra serilerinin elde edilen konsantrasyonlarının kuru ağırlıkları Bq/kg cinsinden, absorblanan doz oranı ise ngy/saat cinsinden ifade edilmiştir. Topraktaki 137 Cs konsantrasyonunun aktivitesi ise Bq/m 2 cinsinden ifade edilmiştir. 40 K ın 1460 kev lik gaması farklı örneklerdeki 40 K konsantrasyonunu tanımlamaktadır. 661,66 kev lik gama geçiş enerjisi ise 137 Cs konsantrasyonunu tanımlamaktadır. 214 Pb için 351,9keV, 214 Bi için ise 609,3keV, 768,4 kev, 1120,3 kev, 1238,1 kev, 1764,5 kev lik gama geçiş enerjileri 238 U serisinin konsantrasyonunu tanımlamaktadır. 228 Ac için 338,4 kev, 208 Tl için 583,1 kev, 228 Ac için 911,1 kev, 968,9 kev ve 974,7 kev lik gama geçiş enerjileri 232 Th serisinin konsantrasyonunu tanımlamaktadır. Amerika nın Louisiana eyaletinde yapılan bir çalışmada ise basit teknikler kullanarak toprağın radyoaktivitesi analiz edilmiştir (Meriwether ve ark, 1995). 35

48 2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER Arizona da yapılan başka bir çalışmada yer altı sularının radyoaktivitesinin ölçümü gerçekleştirilmiştir (Holbert ve ark, 1995). Fakat bu çalışmada farklı kimyasal metotlar kullanılmıştır. Türkiye de yapılan başka bir çalışmada İstanbul un çevresel doğal radyoaktivitesinin tayini yapılmış ve yıllık etkin doz eşdeğerleri hesaplanmıştır (Karahan, 1997). Bu çalışmada toprak, su hava ve gıdalardaki doğal radyoaktivite değerleri seviyesi tespit edilmiştir. Topraktaki doğal radyoaktivitenin tespiti için İstanbul ve çevresinden 35 farklı yerden 105 toprak örneği alınmıştır. Toplanan örnekler özellikle ekilmemiş alanlardan 0-10cm derinlikten alınmıştır. Toplanan örnekler kurutulup, ezilip homojen hale getirildikten sonra 1000mL kapasiteli Marinelli kaplarına konulmuş ve dengeye gelmesi için ağzı iyice kapatılıp 1 ay süresince bekletilmiştir. Daha sonra bu toprak örnekleri yüksek çözünürlüklü gama ışını spektrometresinde analiz edilmiş ve radyonüklitlerin konsantrasyonları belirlenmiştir. Bu toprak analizi sonucunda, 238 U serisini temsilen 226 Ra, 214 Pb ve 214 Bi radyonüklitleri, 232 Th serisini temsilen 228 Ac, 212 Pb, 212 Bi ve 208 Tl radyonüklitleri ve 40 K, 137 Cs radyonüklitlerinin aktiviteleri bulunmuştur. Bunların ortalamaları alınarak 238 U ve 232 Th aktiviteleri bulunmuştur. Ayrıca bu çalışmada İstanbul yöresine ait 15 farklı içme suyu örneği alınmış ve gaz akışlı orantılı sayıcılarda toplam α ve toplam β aktiviteleri hesaplanmıştır. İstanbul halkının içme suyu olarak kullandığı suların tamamında ölçülen toplam α ve toplam β radyoaktivite sonuçlarının, Dünya Sağlık Örgütü nün (WHO) içme suları için tavsiye ettiği, alfa radyoaktivitesi üst limiti olan 0,1Bq/l ve beta radyoaktivitesi üst limiti olan 1Bq/l sınırlarını aşmadığı gözlenmiştir. Yine bu çalışmada İstanbul ve çevresindeki birçok noktada gama radyasyon ölçümleri gerçekleştirilmiştir. Ölçümlerde Reuter Stokes RS 111 modeli yüksek basınçlı iyon odası tipi portatif çevresel radyasyon monitörü kullanılmıştır. Ölçümler yer seviyesinden 1m yüksekte gerçekleştirilmiştir. Havada ölçülen absorblanmış doğal gama radyasyon dozu ortalama 69 ngy/saat olmakla birlikte 38 ngy/saat ile 105 ngy/saat arasında değiştiği gözlenmiştir. Yapılan analiz sonuçlarına göre İstanbul da yapılan bu çalışmada 238 U ve 232 Th serilerinin ortalama aktiviteleri yaklaşık olarak 20 Bq/kg ve 33 Bq/kg bulunmuştur. 40 K ın aktivitesi ise ortalama 342Bq/kg olmakla birlikte 36

49 2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER 117 Bq/kg den 1204 Bq/kg a değiştiği gözlenmiştir. Bilindiği gibi 137 Cs doğada doğal olarak mevcut değildir. Bazı toprak örneklerinde 137 Cs bulunmasının nedeni nükleer kazalar sonucu oluşan radyoaktif serpintilerden kaynaklanmaktadır. 137 Cs nin aktivitesi ise 1,5 Bq/kg dan 81 Bq/kg a değiştiği gözlenmiştir. İran da yapılan bir çalışmada ise içme sularındaki 226 Ra dozu tayin edilmiştir (Sohrabi ve ark, 1999). Bu alandaki başka bir çalışma Yunanistan ın Thessaloniki bölgesinde yapılmıştır (Papestefanou ve ark, 1999). Bu çalışmada Çernobil kazasından önce havada ölçülen background radyasyonu ile kazadan sonra havada ölçülen background radyasyonunun karşılaştırılması amaçlanmıştır. Ölçümlerde γ ışını sintilasyon dedektörü kullanılmıştır. Çernobil kazası öncesi havada ölçülen absorblanmış gama radyasyon dozunun 87 ngy/saat olduğu görülmüştür. Bu değerin %60 ının karasal radyasyondan, %40 ının ise kozmik radyasyondan geldiği tespit edilmiştir. Kazadan sonra ise bu değerlerin 2 katına çıktığı gözlenmiştir. Diğer bir çalışmada İspanya nın kuzey batısında bulunan Ebro Nehri nin yüzey sularındaki doğal radyoaktifliği tayin etmek amaçlanmıştır (Pujol ve ark,2000). Bu çalışmada nehir suyundaki alfa ve beta aktiviteleri analiz edilmiştir. Bu analiz sonucunda nehir suyundaki alfa aktivitesi 0,095±0,004 Bq/l, beta aktivitesi ise 0,213±0,012 Bq/l bulunmuştur. Pakistan da yapılan bir çalışmada ise Peshawar Ovası ndaki Shewa Shahbaz Garhi volkanik kompleksinin doğal radyoaktivite değerleri hesaplanmıştır (Amanat ve ark, 2002). 42 tipik kaya örneği toplanmış ve bunların 238 U, 232 Th ve 40 K gibi radyonüklitlerin radyoaktivitesi HpGe detektörlü gama ışını spektrometresinde ölçülmüştür. 238 U in aktivitesi 11 Bq/kg dan 79 Bq/kg a değişim göstermekle birlikte ortalama aktivitesi 51±16 Bq/kg değerinde bulunmuştur. 232 Th nin ortalama aktivitesi ise 70±20 Bq/kg dır. Ayrıca 40 K ın ortalama aktivitesi 1272±367 Bq/kg olmakla beraber 228 Bq/kg ile 1853 Bq/kg arasında değiştiği görülmüştür. Havada absorblanan gama doz oranı da her yer için 1m yükseklikte hesaplanmış ve ortalama absorblanan gama doz oranının 119 ngy/saat olmakla birlikte, 27 ngy/saat ile 165 ngy/saat değerleri arasında değiştiği görülmektedir. Bu çalışmada Bq/kg ı pgy/h e çevirmek için 40 K için 42, 238 U için 462 ve 232 Th için 604 faktörü 37

50 2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER kullanılmıştır (UNSCEAR 2000). Çalışma sonucunda, 40 K, 238 U ve 232 Th nin ortalama konsantrasyonlarının, UNSCEAR 2000 raporunda yayınlanan 40 K için 400 Bq/kg, 238 U için 35 Bq/kg ve 232 Th için 30 Bq/kg olan dünyadaki ortalama değerden daha yüksek olduğu bulunmuştur. Özellikle yaşlı kayaların daha radyoaktif olduğu gözlenmiştir. Ayrıca havada absorblanan doz oranı ortalaması olarak bulunan 119±29 ngy/saat in ise UNSCEAR 2000 raporunda dünya ortalaması olan 51±16 ngy/saat den daha yüksek olduğu bulunmuştur. UNSCEAR 2000 raporunda havada absorblanan gama doz oranının İtalya için 50 ngy/saat, Brezilya için 81 ngy/saat ve Pakistan için ise 59 ngy/saat olduğu bildirilmiştir. Başka bir çalışma da İsveç nüfusunun dış kaynaklardan aldığı yıllık radyasyon dozu hesaplanmıştır (Rybach ve ark, 2002). Benzer bir çalışmada Tanzanya nın background radyasyon doz oranları ve radyoaktifliği incelenmiştir (Banzi ve ark, 2002). Bu çalışmada 5 farklı yerden ölçümler alınmıştır. Ölçüm alınan yerlerin ortalama background radyasyon doz oranı 104 ngy/saat olarak bulunmuştur. Ayrıca bu çalışmada Tanzanya daki fosfat madenlerinin radyoaktifliği belirlenmiştir. Bu madende havada ölçülen ortalama doz oranı 1415±28 ngy/saat bulunmuştur. Bu değerin Kuzey Tanzanya bölgesinde ölçülen ortalama doz oranı 98 ngy/saat ten oldukça yüksek görülmüştür. Fosfat seviyesinin ortalama aktivitesi 226 Ra için 5760±107 Bq/kg, 228 Ra için 497±5 Bq/kg, 232 Th için 350±6 Bq/kg ve 40 K için 280±5 Bq/kg değerleri bulunmuştur. Bulunan bu değerlerin UNSCEAR tarafından yayınlanan fosfattaki yüksek radyoaktiflik değerinden daha da yüksek olduğu görülmüştür. Yapılan bir çalışmada, dünyadaki nükleer silah denemelerinin yapıldığı yerlerin yanında bulunan yerleşim yerlerindeki insanların maruz kaldıkları radyasyon dozu hesaplanmıştır (Simon ve ark, 2002). Özellikle 1946 ve 1980 yılları arasında pek çok yerleşim yerinde nükleer silah denemeleri yapılmaya başlanmıştır. Bu denemeler sonucunda oluşan radyoaktif enkazlar radyoaktif serpintilere yol açıp, insanlar için risk oluşturmaktadır. Bu çalışmada Oman ın Sultanate bölgesinde karasal dış gama radyasyon ölçümü gerçekleştirilmiştir (Goddard, 2002). Geiger Muller dedektörü kullanılarak 512 farklı yerleşim yerinden yaklaşık yerden 1m yüksekte ölçümler alınmıştır. 38

51 2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER Toprak ve kaya örneklerindeki konsantrasyonun aktivitesini belirlemek için ise 112 yerleşim yerinden örnekler alınarak, ölçümler gama spektrometresi ile gerçekleştirilmiştir. Bu ölçümler sonucunda en yüksek karasal gama doz oranı 110 ngy/saat olarak belirlenmiştir. Diğer yerleşim merkezlerinden Batinah ve Muskat bölgelerinde ise, gama doz oranı sırasıyla 38,5 ngy/saat (0,29 msv/yıl) ve 44,9 ngy/saat (0,34 msv/yıl) dır. Tüm yerleşim bölgelerinden alınan gama doz oranlarının ortalaması ise 39,8 ngy/saat (0,30 msv/yıl) olarak belirlenmiştir. Oman bölgesinde kireçtaşı bulunmasından dolayı bu bölgeden alınan toprak ve kaya örneklerindeki radyonüklitlerin konsantrasyonu oldukça düşüktür. Bu örneklerdeki ortalama doz oranı dünya ortalaması olan 0,45 msv/yıl değerinin oldukça altında bulunmuştur. Başka bir çalışmada, Hindistan ın Karnataka bölgesinde bulunan Mysore şehrinin doğal background radyasyonu belirlenmiştir (Sannappa ve ark,2003). Diğer bir çalışma da Kazakistan da ki Semipalatinsk bölgesinde yapılmıştır (Simon ve ark,2003). Bu çalışmada bu bölgede yapılan nükleer silah denemeleri sonucu maruz kalınan radyasyon doz oranları belirlenmiştir. Yapılan başka bir çalışma ise Hindistan ın Orissa bölgesindeki yüksek background radyasyonuna sahip Chhatrapur sahillerinde gerçekleştirilmiştir (Mohanty ve ark,2004). Bu çalışmada, bu bölgedeki toprakta bulunan 232 Th, 238 U ve 40 K radyoaktif elementlerin konsantrasyonunun ortalama aktivitesi, gama ışını spektrometresi kullanılarak ölçülmüştür. Bu çalışmada 232 Th, 238 U ve 40 K ın konsantrasyonlarının ortalama aktivitesi sırayla 2500±1850 Bq/kg, 230±140 Bq/kg ve 120±35 Bq/kg bulunmuştur. Havada absorblanan gama doz oranının ortalama 1625±1200 ngy/saat olmakla birlikte 375 ngy/saat ile 5000 ngy/saat değerleri arasında değiştiği bulunmuştur. Başka bir çalışmada Tekirdağ ın çevresel doğal radyoaktivitesinin tayini yapılmıştır (Kam, 2004). Bu çalışmada Tekirdağ ili ve çevresinden hava, toprak ve su örnekleri alınmıştır. Açık havada, toprak yüzeyinden 1m yükseklikte, 1 saat süreyle gerçekleştirilen ölçümler sonucu, µr/saat olarak elde edilen gama ışınlama doz hızı değerleri ngy/saat e dönüştürülmüş ve bu bölgeye ait bazı yerleşim yerlerinin gama doz hızı değerleri elde edilmiştir. Tekirdağ ili ve çevresinde ölçülen 39

52 2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER gama doz hızı değerlerinin ortalaması ngy/saat tir. Bu çalışmada alınan toprak örnekleri genelde ekilmemiş alanlardan alınmıştır. Toprak örnekleri yabancı maddelerden temizlendikten sonra, toprak içinde bulunan radon ve toron gibi bozunma ürünlerinin dengeye gelmeleri için 1 ay süreyle bekletilmiştir. Daha sonra gama spektrometresi cihazına konularak saniye sayılmıştır. Sayım işlemi her radyoizotopun yayınladığı fotoelektrik pik enerjisine göre kalibre edilmiş enerji aralığında gerçekleştirilmiştir. Yapılan sayım sonucunda, 238 U ın aktivitesi 10 Bq/kg ile 61 Bq/kg arasında değişmekle birlikte ortalama aktivitesi 25Bq/kg olarak bulunmuştur. 232 Th nin aktivitesi 16 Bq/kg ile 110 Bq/kg arasında değişmekle birlikte ortalama aktivitesinin 37 Bq/kg olduğu görülmüştür. Çalışma bölgesinden alınan toprak örneklerindeki 40 K ın aktivitesi 297 Bq/kg ile 1466 Bq/kg arasında değişmekle birlikte ortalama aktivitesinin 609 Bq/kg olduğu saptanmıştır. Toprak örneklerinde fisyon ürünü olan 137 Cs radyoizotopuna rastlanmıştır. 137 Cs ın en yüksek aktivite değeri ise 22 Bq/kg olmakla beraber ortalaması 5,40 Bq/kg olduğu bulunmuştur. Bu çalışmada toplanan su örneklerinden, Kayı ve Yenice bölgesine ait su örneklerinde bulunan alfa radyoaktivite değerlerinin üst limit değeri olan 0,1Bq/kg değerini aştığı görülmüştür. Bu çalışmada toplanan su örneklerindeki beta radyoaktivite değerlerinin, üst limit değeri olan 1 Bq/kg değerinin altında olduğu belirlenmiştir. Çanakkale ye bağlı Ezine ilçesi civarındaki köylerden alınan su, toprak ve granit örneklerindeki radyoaktivite seviyelerinin belirlenmesinin hedeflendiği bir çalışmada toplam 7 tane su, 9 tane toprak örneği alınmıştır. Alınan su örneklerinin toplam alfa ve toplam beta seviyeleri tayin edilmiştir (Merdanoğlu, 2004). Bu çalışmada toplanan su örnekleri içinden sadece Kemallı ve Alemşah köylerindeki alfa radyoaktivite sonuçları, Dünya Sağlık Örgütü nün (WHO) içme suları için belirlediği üst limit değeri olan 0,1 Bq/l sınırını aştığı görülmüştür. Ölçülen su örneklerindeki beta radyoaktivitesi için ise WHO un içme suları için belirlediği üst limit değeri olan 1 Bq/l değerinin altında sonuçlar elde edilmiştir. Alınan toprak örneklerinde bulunan 238 U ve 232 Th a ait radyoaktivite konsantrasyonları, bu radyonüklitlerin bozunma ürünleri olan doğal radyonüklitler yardımıyla tayin edilmektedir. Bu tez çalışmasında 238 U ve 232 Th aktiviteleri, bu iki seride bulunan 40

53 2. ÖNCEKİ ÇALIŞMALAR Ayşe Gülbin ÖZGER radyonüklitlerden bollukları yüksek olanların ortalamaları alınarak hesaplanmıştır. Bu çalışmada 238 U in aktivitesinin 78 Bq/kg ile 157 Bq/kg değerleri arasında değişmekle birlikte ortalama aktivitesi 107 Bq/kg olduğu gözlenmiştir. 232 Th nin aktivitesi ise 152 Bq/kg ile 276 Bq/kg değerleri arasında değişmekle birlikte ortalama aktivitesinin 192 Bq/kg olduğu gözlenmiştir. Çalışma bölgesinden alınan toprak örneklerindeki 40 K ın aktivitesi, 1015 Bq/kg ile 1484 Bq/kg arasında değişmekle birlikte ortalama aktivitesinin 1207 Bq/kg olduğu gözlenmiştir. Yapılan çalışmalar sonucunda toprak örneklerinde, fisyon ürünü olan 137 Cs radyoizotopuna rastlanmıştır. 137 Cs ın en yüksek aktivite değerinin ise 36 Bq/kg olduğu görülmüştür. Malezya nın Johor bölgesindeki Polong ta yapılan bir çalışmada, doğal radyasyonun yüksek olduğu bir alan seçilmiş ve bu alandaki çevresel 238 U ve 232 Th konsantrasyonlarının aktiviteleri ölçülmüştür (Ramli ve ark, 2005). Toprakta bulunan 238 U konsantrasyonunun değerinin 58,8 Bq/kg ile 484,8 Bq/kg arasında, 232 Th konsantrasyonunun değerinin ise 59,6 Bq/kg ile 1204 Bq/kg değerleri arasında değiştiği saptanmıştır. 41

54 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER 3. MATERYAL VE METOD 3.1 Sularda Örneklerinde Radyoaktivite Tayini Suyun radyolojik yönden incelenmesi veya doğal radyoaktivitesinin belirlemesi, insan sağlığını doğrudan ilgilendirdiği için oldukça önemlidir. Özellikle sularda alfa ve beta radyoaktivite seviyelerinin tayini, iç radyasyon tehlikeleri oluşturmaları bakımından üzerinde önemle durulması gereken bir durumdur. Daha önce bahsedildiği gibi standartlarda alfa ve beta radyoaktivite seviyelerine ilişkin limitler saptanmıştır. Dünya Sağlık Örgütü nün içme suları için tavsiye ettiği sınır değerler suyun, ömür boyu tüketilmesi durumunda insanın alacağı radyasyon dozunun sağlık yönünden herhangi bir risk oluşturmaması fikrinden hareketle tespit edilmiştir. Toplam radyoaktivite ölçümleri, uygun koşullarda hazırlanarak sayım planşetlerine aktarılan su örneklerinin, detektör sistemi ile alfa ve beta parçacıklarının sayımı ile gerçekleştirilmektedir. Günümüzde çevre örneklerindeki radyoaktivite değerlerini tayin etmek için birçok gelişmiş yöntemler kullanılmaktadır. Bunlardan, gaz dolgulu detektör sınıfına giren, gaz akışlı orantılı detektörler doğal radyoaktivite ölçümünde en yaygın kullanımı olanlardır. Diğer yöntemlere göre düşük maliyetli olmaları ve sonuca çabuk ulaşılmasını sağlamaları en önemli avantajlarıdır (NCRP 50, 1978). Gaz dolgulu detektörler, ölçülecek parçacığın gaz molekülleriyle etkileşmesiyle, gaz moleküllerinin iyonlaşması esasına dayanmaktadır. Alfa ve beta parçacıkları ile düşük enerjili gama fotonlarının düşük aktivite ölçümlerinde kullanılabilmektedir. Gaz dolgulu detektörler, iki elektrot arasında uygun gazla dolu bir aygıt olarak ele alınabilirler. Voltaj uygulandığı zaman bu elektrotlar arasında elektrik alan oluşacaktır. Radyoizotopun yayımladığı parçacıklar bu gazın içinde kinetik enerjilerinin bir kısmını kullanarak gaz moleküllerinden elektronları koparmakta ve pozitif iyonlar oluşturmaktadır. Şekil 3.1 de gaz dolgulu detektörlerin temel şeması verilmiştir ( 42

55 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER Düşük değerli elektrik alanda oluşan akımın voltaj bağımlılığı yoktur. Voltajın değeri birim zaman ve hacimde oluşan iyon çiftlerinin sayısını etkilemektedir. Bu iyonizasyon odalarının bir karakteristiğidir. Yüksek hassasiyeti ve radyasyonun enerjisini ölçebilmesi için bu tip detektörlerin tercih edilmesini sağlar. Genel olarak çevresel gama ve kozmik radyasyon ölçümünde kullanılırlar. Uygulanan voltajın arttırılmasıyla gaz amplifikasyonu oluşmakta, iyonlar elektrik alanda ivme kazanmaktadır. Elektrik alanın artmasıyla bu amplifikasyon da artar ( mertebesinde amplifikasyon sağlanır). Neticede oluşan şarj birincil iyonizasyonun oluşturduğu şarjla orantılıdır. Dolayısıyla çıkış sinyalinin genliği, gazla etkileşen parçacığın enerjisiyle orantılıdır. Parçacığın tüm kinetik enerjisi gaz içinde absorblanırsa ve oluşan şarj verimli bir şekilde toplanabilirse orantılı gaz detektörü spektrometrik analiz için de kullanılabilmektedir. Şekil 3.1 Gaz Dolgulu Detektörlerin Temel Çalışma Şeması Orantılı gaz detektörlerinin tersine, belirli bir voltaj aralığında oluşan iyonizasyon miktarı değişmeyen bir detektör de Geiger-Müller sayacıdır ( 10 8 mertebesinde amplifikasyon sağlar). Oluşturduğu amplifikasyon sebebiyle tamamen iyonlaşma sağlanmakta öyle ki tüm çıkış voltajı değerleri aynı genliğe sahip olmaktadır (Tykva ve Sabol, 1995; Theodorsson, 1996). 43

56 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER Toplam alfa ve toplam beta radyoaktivite sayımları için ince pencereli, iyi zırhlanmış, gaz akışlı orantılı sayıcı kullanılması uygun olmaktadır. Alfa ve beta parçacıkları kısa mesafelerde tüm enerjilerini aktararak gaz atomlarını iyonize ederler ve gazın yapısını da bir miktar bozabilirler. Doğru bir sayım elde edebilmek için detektörde sabit miktarda ve aynı özellikte gazın bulunması gereklidir. Bu sayıcılar, düşük seviyeli radyoaktivite ölçümü için gereken düşük doğal fon ve yüksek verim şartlarını yerine getirmektedirler. Sularda toplam alfa ve beta radyoaktivitesi tayin edilirken dikkat edilmesi gereken önemli bir konu örnek soğurması konusudur. Buharlaştırma sonucu elde edilen rezidü miktarı fazla olursa örnek soğurması yüksek olmaktadır. Buna, örnek içindeki parçacıklardan bir kısmının detektöre ulaşmadan kendi içinde yutulmaları yol açmaktadır. Bu durumda daha az parçacık detektöre ulaşacağından sayım verimi olumsuz yönde etkilendiği için önemle üzerinde durulması gereken bir konudur. Örnek soğurmasını önlemek için planşetteki rezidünün yüzeysel yoğunluğunun, toplam alfa analizi için üst sınır değer olan 5mg/cm 2 ve toplam beta analizi için 10mg/cm 2 değerlerini aşmamasına dikkat edilmelidir (Ataksor,2002). Toplam alfa ve beta radyoaktivitesi tayin edilirken önemli olan bir konu da, kullanılan ölçüm sistemi ile ölçülebilecek olan minimum aktivite miktarı (Minimum Detectable Activity, MDA) dır. Bu büyüklüğü hesaplarken, B 1/2 MDA = (pci/g) 2,22 M E (3.2) bağıntısından yararlanılır (NCRP 58, 1985). Burada: MDA: pci/g cinsinden ölçülebilen minimum aktivite miktarı B : Doğal fon (sayım/ dakika) M : Örneğin kütlesi ( g) E : Sayım Verimi 44

57 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER Denklem 3.2 deki 2,22 çarpanı, dakikadaki bozunma ile pci arasındaki dönüşüm faktörünü göstermektedir (NCRP 58, 1985). 3.2 Toprak Örneklerinde Radyoaktivite Tayini Toprak ve kayalarda bulunan en önemli doğal radyasyon kaynakları 40 K ile 238 U, 232 Th ve bozunum ürünleridir. Bu radyoizotoplar insanlarda iç ve dış radyasyon dozlarına neden olmaktadır. İç ışınlamalara toprak ve kayalardan atmosfere geçen 222 Rn ve bozunum ürünlerinin solunması ve ayrıca ekili alanlarda topraktan besinlere geçen radyoizotopların insanlar tarafından tüketilmesine yol açmaktadır. Dış ışınlamalar ise uranyum ve toryum serilerindeki gama bozunumu yapan radyoizotoplardan ve 40 K dan kaynaklanmaktadır. 238 U ve 232 Th serilerindeki bolluğu %2 nin üzerinde olan gama pikine sahip radyoizotoplar, enerjileri ile birlikte Çizelge 3.1 de verilmektedir (Theodorsson,1996). Dış ışınlama açısından önemli olan gama radyoaktivite seviyeleri belirlenirken de yine detektör ve örneğin en uygun sayım geometrisine göre yerleştirilmesi gerekmektedir. Bu amaçla yüksek verim sağlamaları bakımından marinelli kapları tercih edilmektedir. Bu kaplar örnek miktarının fazla olduğu durumlarda optimum dağılımı sağlamaktadır. Marinelli kaplarının şekil ve boyutları, detektör boyutlarına ve sağlanabilen örnek miktarına bağlı olarak değişmektedir. Marinelli kabına ait bir resim Şekil 3.2 te verilmektedir. Bu yerleşim geometrisinde detektör marinelli kabının ortasındaki boşlukta yer aldığı için örnek tarafından çevrelenmekte ve daha çok gama ışınının detektöre ulaşması sağlanarak verim yükseltilmektedir. 45

58 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER Çizelge U ve 232 Th serilerindeki radyoizotoplara ilişkin gama pikleri (Theodorsson,1996) Radyonüklit Enerji (kev) 238 u Radyonüklit Enerji 238 u Atomunun Bozunumu Başına % Bolluk (kev) Atomunun Bozunumu Başına % Bolluk 238 U 232 Th Toryum ,0 92,4 92,8 4,5 2,6 2,6 Aktinyum ,1 209,3 270,2 463,0 794,7 911,1 964,6 969,1 1588,0 2,2 3,8 11,2 4,5 4,3 26,6 5,1 16,2 3,3 Radyum ,2 3,5 Radyum ,0 4,1 Kurşun ,0 295,2 7,1 18,1 Kurşun ,6 300,1 43,5 3,3 351,9 35,1 Bizmut ,3 768,4 934,6 1120,3 1238,1 1377,6 1408,0 1509,2 1729,6 1764,5 1847,4 2204,2 44,6 4,8 3,1 14,7 5,8 3,9 2,4 2,1 2,9 15,1 2,0 5,0 Bizmut-212 Talyum ,0 278,0 583,0 860,4 2614,7 7,3 2,3 30,7 4,6 35,6 46

59 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER Şekil 3.2 Marinelli kabı Düşük düzeyli radyoaktivite ölçümlerinde, yarı iletken detektörler ve sintilasyon detektörleri yaygın olarak kullanılmaktadırlar. Yarı iletken detektörlerin en büyük üstünlüğü, enerji ayırma güçlerinin çok iyi olmasıdır. Yani birbirine çok yakın pikleri kolaylıkla ayırt edilebilmektedir. Bu nedenle de spektrometrik gama analizlerinde yaygın olarak kullanılmaktadırlar. Yarı iletken detektörler, katı hal iyonizasyon odaları olarak düşünülebilir. Katı hal detektörlerinin yapımında en çok germanyum ve silisyum kullanılmaktadır. Katı hal detektörlerinde, gelen radyasyon, kristal ile etkileşerek enerjisini kaybeder. Bu etkileşmeler sonucunda kristal atomlarından kopartılan yüksek enerjili elektronlar diğer elektronlarla etkileşerek elektron-boşluk, yani iyon çiftleri meydana getirirler ve yaklaşık sn gibi çok kısa süre içinde olay kararlı hale gelir. Biriken bu yük, dışardan uygulanan bir elektrik alanı ile kristal boyunca sürüklenir ve bir elektrik sinyali elde edilir. Bu olay Şekil 3.3 de şematik olarak verilmiştir. 47

60 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER Şekil 3.3 Yarı iletken detektörlerin temel çalışma Prensibi Kristal içinde meydana gelen ve temas yüzeylerinde toplanan yük miktarı, radyasyon cinsinden bağımsız olarak yalnızca soğurulan enerjiyle orantılıdır. Bir elektron çifti meydana gelmesi için gereken enerji yarı iletkenlerde 3 ev, gaz iyonizasyon odalarında 30eV ve sintilasyon dedektörlerinde 300eV civarındadır. Enerjisi 1keV-60keV arasında olan fotonlar Si(Li) dedktörleri ile, 5keV ile 10 Mev arasında olanlar ise Ge(Li) veya saf Ge(HPGe) dedektörleri ile ölçülmektedir. Her üç dedektör de sıvı azot sıcaklığında (77º K) çalışmaktadır. Bunun nedeni, Si ve Ge kristalleri içine yerleştirilmiş bulunan lityum atomlarının yüksek sıcaklıklarda çok hareketli olmasıdır. Son yıllarda geliştirilen yüksek saflıktaki germanyum dedektörleri oda sıcaklığında muhafaza edilebilmektedir. Katı hal dedektörünün kesiti Şekil 3.4 te görülmektedir (Bilge,1985;Debertin and Helmer,1988; Gillmore and Hemingway) 48

61 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER Şekil 3.4 Katı hal dedektörünün kesiti (Bilge,1985; Debertin and Helmer,1988; Gillmore and Hemingway,1995) 49

62 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER 3.3 Deney Düzeneklerinin Tanıtılması Çalışmamız sırasında, toplam alfa-beta sayımlarında, gama spektrometrik analiz değerlendirmelerinde ve dış gama radyasyon ölçümlerinde kullanılan cihazlar ve dedektörler hakkında detaylı bilgiler aşağıda verilmektedir Alfa-Beta Sayım Sistemi Çevresel örneklerin düşük seviyeli toplam alfa-beta radyoaktivite değerlerinin tayini için, yüklü parçacıkların gaz içinde meydana getirdikleri iyonizasyondan yararlanılarak, iyonları elektrik alan yardımıyla bir elektrot üzerinde toplamak suretiyle yüklü parçacığın deteksiyonunu sağlamak en uygun yöntemdir. Bu tür deteksiyon yapan sayaçlar gaz akışlı sayaçlardır. Gaz akışlı orantılı sayaçlar doğal radyoaktivite seviyelerine ilişkin ölçümler için yaygın bir şekilde kullanılmaktadır. Bunun nedeni, spesifik radyoizotop analizleri ile karşılaştırıldığında hayli düşük maliyetli olmaları, sonuca çabuk ulaşılması ve özgün radyoizotopların değerlendirilmesi için yeterli önbilgiyi sağlamalarıdır (NCRP 1976). Deneylerimizde, bilgisayar kontrollü, Berthold marka, LB 770 model, 10 kanallı, gaz akışlı orantılı sayım cihazı kullanılmıştır. Bu cihaza ait bir resim Şekil 3.5 de görülmektedir. Cihaz, çevresel fonu (backgroundu) azaltmak için, etrafı kurşun zırhla kaplı, bağımsız 10 dedektörden oluşmaktadır. Dedektörlerin etkin yüzeyleri (dedektör penceresi) çok ince alüminyumdan yapılmıştır. Kullanılan gaz %90 argon (Ar), %10 metan(ch 4 ) dır. Dedektör verimi alfa parçacıkları için %21 ve beta parçacıkları için de %72-73 tür. Aynı anda 10 sayım yapacak şekilde dizayn edilmiş olan cihaz, elektronik devre yardımıyla dedektörlerden gelen pulsları algılayıp, uygun şekilde programlanmış bilgisayara iletmektedir. İstenilen süre ve sayıda sayım yapılıp, her örnek için bulunan değerlerle ilgili sonuçlar sistem yazıcısından alınmaktadır. Bu tip alfa ve beta sayıcıları, dedeksiyon ortamı ve elektronik devre olmak üzere başlıca iki kısımdan meydana gelir. Şekil 3.6 de gaz akışlı orantılı bir sayıcının çalışma düzeneği gösterilmektedir. Çevresel örneklerdeki doğal radyoaktivite çok 50

63 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER düşük olduğundan bunların dedeksiyonunda, uzaydan gelebilecek kozmik ışınların oluşturacağı iyonizasyon dolayısıyla meydana gelecek sayımların ortadan kaldırılması ancak antikoinsidans devresi kullanılmakla mümkündür (Merdanoğlu,2004). Şekil 3.5 Gaz Akışlı Orantılı Alfa ve Beta Sayım Cihazı İçteki iyon odası örnek dedektör ve bunu saran daha büyük iyon odası ise koruyucu dedektör ismini almaktadır. Her iki dedektörün arası başka bir örnekten gelecek radyasyonun geçemeyeceği şekilde düzenlemiştir. Böylece bir örnekten gelecek radyasyon sadece o örneğin bulunduğu dedektörde iyonizasyon meydana getirir. Bununla birlikte kozmik ışınlar gibi yüksek enerjili ışınlar, her iki dedektörde de aynı anda iyonizasyon meydana getirebilir. Bilindiği gibi antikoinsidans devreleri iki girişi ve tek çıkışı olan devrelerdir. Bu devrelerdeki iki girişin her ikisine de atma geldiğinde çıkışta bir darbe meydana gelmektedir. Buna karşın, girişlerden yalnız birine bir darbe geldiğinde çıkışta bir atma meydana gelmemektedir. Burada sadece 51

64 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER örnek dedektöründe meydana gelen iyonizasyon sayılacak ve her iki dedektörde birden meydana getirilen iyonizasyon sayılmayacaktır. Böylece çevreden gelen radyasyon algılanmaz. Bu sayım sisteminin backgroundu birden küçüktür. Dedeksiyon ortamında en çok kullanılan gazlar argon, ksenon, izobütan, helyum ve metandır. Bir tüp bu gazlardan biri veya ikisinin karışımı ile doldurulup içine iki elektrot konulur. Gaz içinde meydana gelen elektrik akımı laboratuvar sayım cihazının elektrik devresinde algılanır. Su örneklerinde toplam alfa ve beta aktivite ölçümleri, belirlenen alan ve kalınlıkta hazırlanıp, katı hale getirilerek sayım planşetlerine aktarılan su örneklerinin sayımı ile gerçekleştirilmiştir. Yüzey suları, yer altı suları, içme suları gibi değişik kaynaklaradan alınan su örnekleri buharlaştırıldıktan sonra kalan rezidü (katı bakiye) miktarı dikkate alınarak değerlendirme yapılmaktadır. Şekil 3.6 Gaz akışlı orantılı bir sayıcıya ait düzenek 52

65 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER Ölçüm yapılacak örneklerin radyoizotop karışım içerikleri bilinmediğinden sayım sisteminin kalibrasyonu ve kullanılacak standardının seçimi burada önem taşımaktadır. Bilinen miktarlarda standart çekirdek içeren kalibrasyon kaynaklarının; sayılacak örneklerin alanı, yoğunluğu, kalınlığı ve aktivite dağılımı ile benzer özellikleri taşıyacak şekilde hazırlanması gerekmektedir. Toplam alfa ve toplam beta radyoaktivite sayımları için sayım cihazı olarak ince pencereli, çok iyi zırhlanmış, gaz akışlı, antikoinsidans, orantılı sayıcı kullanılması uygun olmaktadır. Çevresel örneklerde ölçülen doğal radyoaktivite konsantrasyonları genellikle çok düşük seviyelerde olduğundan, kullanılacak bu tür cihazlarla çok düşük doğal sayım seviyesini (background) ve yüksek duyarlık özelliklerini sağlamak mümkün olmaktadır. Sudaki toplam alfa radyoaktivitesinin değerlendirilmesi yapılırken, su örneğinde çözünmüş madde miktarına dikkat etmek gerekmektedir. Buharlaştırma sonucu elde edilen rezidü miktarı fazla ise kendi soğurması da yüksek olacaktır. Radyasyonun örnekten ayrılarak öncelikle sayıcıya girmesi ve ardından sayıcı devrelerinde bir puls olarak algılanması gerekmektedir. Ancak belirli bir kütleye sahip örnekler, yayınlanan radyoaktivitenin bir kısmını soğurarak kendi soğurması denilen olayı meydana getirmektedir. Artan (rezidü) miktarı, radyasyonun kendi soğurması arttırıp daha az sayıda parçacığın dedektöre ulaşmasına neden olmaktadır. Sayıcının verimini etkileyen diğer bir faktör de, geri saçılma olayıdır. Radyasyon tipi ve enerjisinin bir fonksiyonu olan ve artan atom numarası ile arttığı belirlenen geri saçılmanın neden olduğu hatalardan kaçınmak için örnek ve standardın aynı fiziksel ve geometrik özelliklere sahip olmasını sağlamak gereklidir. Sayım sonucunu etkileyen başka bir faktör ise, geometrik etkidir. Radyasyon, kaynaktan küresel yani 4π geometri ile çıkar ve sayıcı tarafından algılanan kısmı sayılabilir. En yüksek verim, örneğin, sayıcının hassas hacmi içinde bulunması ile elde edilmektedir. 53

66 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER Gama Spektrometrik Analiz Sistemi Gama spektrometresi çevre örneklerinin analizinde yaygın olarak kullanılan bir tekniktir. Deneysel çalışmamızda toprak örneklerinin gama spektrometrik analizleri, yüksek saflıkta germanyum dedektörü (Hyper Pure Germanium Detector) kullanılarak yapılmıştır. Şekil 3.7 da toprak ölçüm işlemlerini gerçekleştirdiğimiz gama spektrometre cihazına ait bir resim görülmektedir. Yarı iletken dedektörlerin bir çeşidi olan HpGe dedektörlerinde safsızlık az, direnç yüksek dolayısıyla çözme gücü çok yüksektir. HpGe dedektörlerinin diğer bir avantajı da besleme gerilimi uygulanmadığı zaman oda sıcaklığında tutulabilir olmasıdır. Dezavantajları ise çalışırken sıvı azot sıcaklığında tutma gereği ve düşük verim göstermesidir.bu tiplerde ortalama verim %7, en iyilerinde %18 olup fiyatları da oldukça yüksektir.bu dedektörlerin ayırma gücü özellikle 3keV< E <1 MeV arasında çok yüksektir. Şekil 3.8 te HpGe gama dedektörünün deney düzeneği görülmektedir. Şekilden görüldüğü gibi HpGe dedektörü, beraberinde ön yükseltici ve yüksek voltaj filtresi ile, güç kaynağı, yükseltici, sayısal dönüştürücü (ADC), çok kanallı analizör (MCA) ve bilgisayar yazıcıdan oluşur. Şekil 3.7 Gama Spektrometre Cihazı 54

67 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER Yüksek Voltaj Güç Kaynağı M-2001 Önyükseltici M-2020 Yükseltici M-8075 ADC Çok Kanallı Analizör HPGe Dedektörü Analog Dijital Sinyal Dönüştürücü Canberra Series Şekil 3.8 HpGe Dedektörü Deney Düzeneği Gama ışınlarının dedektör kristalinde algılanması sonucu ortaya çıkan pulslar dedektörün bağlı olduğu elektronik modüllerin uygun bir kombinasyonu yardımıyla analiz edilir ve gama ışınını yayan izotopların nitel ve nicel tanımlanması yapılır. Gama spektrometresi, çeşitli radyoaktif örneklerdeki radyoizotopların tanımlanmasında en çok kullanılan aygıttır, çünkü gama ışınlarının enerjisi her bir çekirdek için kesikli ve karakteristiktir. Aynı örnekte farklı radyoaktif çekirdekleri aynı anda analiz edebilmesi, malzeme, emek ve zaman kaybına neden olan kimyasal ayırma işlemleri gerektirmemesi, kolay ve hızlı örnek hazırlaması ve çevre örnekleri analizinde hassas ölçüm yapabilmesi, gama spektrometresinin bazı üstünlükleridir (Tsoulfanidis, 1983). Bu çalışmada kullanılan HpGe dedektörü, Canberra firmasının bir ürünüdür. Çok kanallı analizör (4096 kanallı) olarak kullanılan Canberra Seri 85 gama spektrometre cihazı, 0.33 MeV de %15-16 lık bir bağıl verime sahiptir. Dedektörde iyi bir enerji çözümlemesi elde edebilmek için dedektör sıvı azot kullanılarak 55

68 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER soğutulmaktadır. Kozmik ışınlardan ve ortamdan kaynaklanan doğal fonun dedektöre ulaşmasını engellemek için dedektör, 10cm kalınlığında eski bir kurşun zırh içinde bulunmaktadır. Yarı iletken bir germanyum dedektörünü oluşturan parçaların özelliklerini inceleyelim. Çok Kanallı Analizör Yükseltici çıkış sinyalleri çok kanallı bir puls yüksekliği analizörü (MCA) ile analiz edilir. 1k-16k aralığında olması tercih edilir. MCA yı çalıştıracak bilgisayar bağlantısı ve yazılım programının bulunması uygun olur. Sayısal Örneksel Dönüştürücü Bir MCA nın kalbi, elektrik pulsunun sayısal niceliğe çeviren analog-sayısal dönüştürücü, ADC (Analog to Digital Converter) birimi olup darbe yüksekliğinin analog büyüklüğünü (volt), kanal başına düşen sayısal niceliğe dönüştürür. 1k-8k arasında olması tercih edilir. Kaydedici MCA dan veya MCA bağlantılı bilgisayardan alınan bilgilerin kaydedilmesi için yazıcı veya grafik çizici kullanılır. Topraktaki radyoaktivite değerlerinin belirlenmesi süresince gama spektrometrik analizleri, etrafı kurşunla zırhlanmış yüksek ayırma gücündeki germanyum dedektörü ile buna bağlı çok kanallı analizör ve ilgili elektronik birimlerden oluşmuş bir gama ölçüm sisteminde yapılmıştır. Deney sonucunda elde edilen veriler uygun yazılım programlı sistemi ile otomatik olarakelde edilmiştir. Dedektör Sistemi HpGe, dikey eksenli, 30 litrelik sıvı azot kabına monte edilmiş, dedektör etrafına 1 litrelik Marinelli kaplarının sığabileceği ve 40cm iç boşluk bırakılmış şekilde kurşunla zırhlanmış olarak yapılmıştır.bu yöntemde, 40keV enerji aralığında gama ışını yayınlayan radyoizotoplar herhangi bir ön işlem uygulamaksızın, genellikle örnek matrisinden (hava, su, toprak, sediment, bitki, bitkisel ve hayvansal gıdalar vb. gibi birçok çevre ve biyolojik örnek) ayrılmalarına gerek kalmaksızın doğrudan gama spektrometresi ile tayin edilir. Bununla birlikte, daha deriştirmek ve 56

69 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER daha uygun geometriye getirmek için sıvı örnekler buharlaştırılabilir, katı örnekler ise külleştirebilir (Gilmore,1988). Örnek sayım geometrisi, analiz edilecek örneğin fiziksel durumuna, miktarına, aktivitesine ve tayin sınırına bağlı olarak çeşitli ölçüm kapları, marinelli kapları veya değişik çap ve kalınlıkta preslenmiş diskler olabilir. Örnekler, kurşun zırh ile çevrili odacıkta, belirli bir sayım geometrisinde, sayım verimini artırmak amacıyla dedektöre olabildiğince yakın konumda sayılır.sayım süresi; ölçüm sisteminde doğal yüzey sayımına, örneğin aktivitesine, ilgilenilen radyoizotopa ve istenilen tayin duyarlığına bağlıdır. Kullanılan geometri için dedektörün sayım verimi, örnek yoğunluğu ve enerjisinin fonksiyonu olarak bulunmalıdır. Gama enerjisi ile sayım veriminin değişimine ilişkin bilgiler ve doğal yüzey spektrumlarının da hazır olması gereklidir. 137 Cs ve 60 Co gibi radyoaktif standartlar kullanılarak gama spektrometresinin kalibrasyonu belirli aralıklarla yapılır Gama Sintilasyon Dedektörü Bu çalışmada, dış gama radyasyon seviyelerinin belirlenmesi için Eberline Smart Portable (ESP-2) model, taşınabilir mikro bilgisayarlı ve ucuna SPA-6 model plastik sintilasyon dedektörü bağlanmış bir cihaz kullanılmıştır. ESP-2, radyasyon ölçümleri için özel hazırlanmış, ölçülen bilgileri kaydeden ve daha sonra bağlandırılmış bir yazıcıya kaydedilmiş olan bilgileri aktarabilen bir cihazdır. SPA-6 dedektörünün özellikleri Çizelge 3.2 da verilmiştir. SPA-6 dedektörü doğal gama radyasyonlarının ölçümleri ile birlikte serpinti ile yere inen düşük aktiviteli radyonüklitlerden yayınlanan radyasyonların algılanmalarında da oldukça duyarlıdır. Sintilasyon dedektörleri, sintilatör olarak kullanılan bir madde ve bunun hemen arkasına bağlanmış foton çoğaltıcı bir tüpten oluşur. Çizelge 3.2. de sintilasyon dedektörünün şeması görülmektedir. Foto çoğaltıcı tüpün bir başka şeması da Şekil 3.9 de gösterilmektedir. Şekilden de görüldüğü gibi, iyonlaştırıcı radyasyonun sintilasyon (pırıldama) fosforu denilen katı, sıvı veya gaz halindeki bazı maddelerle etkileşmesi sonucunda, iyonlaşma ve uyarılma meydana gelir. Elektrona 57

70 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER verilen enerji, onu ortamdaki yerinden koparmaya yeterli olmadığı zaman uyarılan elektron, tekrar eski haline dönerken görünür ışık yayınlanır. Sintilasyon fosforlarının yaydığı ışık, foton çoğaltıcı tüpler tarafından toplanarak, gerilim pulsu haline getirilir. Meydana gelen pulsun genliği, radyasyonun enerjisi ile orantılıdır. Bu dedektörler sayım ve aynı zamanda enerji ayırımı için kullanılır. Sintilasyon fosforları, sıvı veya kristal şeklinde olabilmelerine rağmen halen radyasyon kontrol işlerinde sadece kristal olanlar kullanılmaktadır. Alfa ışınlarının dedeksiyonunda genellikle gümüşle aktivite edilmiş çinko sülfür (ZnS) ekranlarından yararlanılmaktadır. Beta radyasyonunun dedeksiyonunda ise alfaları tutmak üzere ince bir metal varakla kaplanmış antrasen kristalleri tercih edilmektedir. X-ışınları veya gama ışınları için genellikle talyumla aktivite edilmiş sodyum iyodür (NaI) kristalleri kullanılır (Göksel, 1973). Bu tip sayım sistemi özellikle radyasyon güvenlik birimlerinde, sağlık fiziği birimlerinde, nükleer tıp bölümlerinde, araştırma laboratuarlarında ve RS-232 seri bağlantı portu aracılığıyla dış alanlarda da kullanılmaktadır. Çizelge 3.2 SPA-6 Dedektörünün özellikleri ( Kullanımı Orta Duyarlı Gama Ölçümler Dedektör tipi 50 mm çapında ve 60 mm kalınlığında plastik sintilatör Çalışma Voltajı 1,000 V nominal Ölü Zaman 12 µs nominal Background Duyarlılığı ~600 kcpm/mr/h ( 137 Cs) Enerji Alanı 40 kev ile 1.3 MeV arası Çalışma Biçimi -30 C ile 60 C arası Fiziksel Yapısı Alüminyum Kaplama Bağlantı MHV Hacmi cm Ağırlığı 800gr 58

71 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER Şekil 3.9 Fotoçoğaltıcı tüp 3.4 Örneklerin Toplanması ve Sayıma Hazırlanması Bu yüksek lisans tez çalışması çerçevesinde, Adana ya bağlı Yumurtalık, Pozantı ve Ceyhan ilçelerinden alınan su, toprak ve hava örneklerindeki radyoaktivite seviyelerinin belirlenmesi hedeflenmiştir. Çevresel radyoaktivite tayini amacıyla yapılan deneysel çalışmalar; çalışma bölgesinin belirlenmesi, örneklerin toplanması ve hazırlanması, örneklerde radyoaktivite seviyesinin tayin edilmesi ve son olarak da sonuçların değerlendirilmesi şeklinde gerçekleştirilmiştir. Çalışma bölgesi olarak, Adana ilinin kuzeybatısında bulunan Pozantı ilçesi, güneydoğusunda bulunan Yumurtalık ilçesi, doğusunda bulunan Ceyhan ilçesi seçilmiştir. Bu çalışma esnasında, Pozantı, Ceyhan ve Yumurtalık ilçe merkezlerinden ve bu ilçelere bağlı köylerden düzgün dağılımlı bir şekilde su, toprak ve hava örnekleri alınmıştır. Yapılan literatür taramasında bu bölgede bu alanda yapılan bir çalışmaya rastlanmamıştır. Doğal radyoaktivite tayininde örneklerin toplanması ve hazırlanması işlemleri, deneysel çalışmaların önemli bir aşaması olup uygun bir şekilde yapılması gerekmektedir. Bu aşama su, toprak ve hava için sırayla ele alınacaktır. 59

72 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER Su Örneklerinin Toplanması ve Hazırlanması Sulardaki radyoaktivite doğrudan vücudumuzda iç ışımaya neden olduğundan, su örneklerinin, bölgede yaşayan insanların kullandıkları içme suyu kaynaklarından seçilmesine dikkat edilmiştir. Çalışma alanı olarak belirlenen ilçe ve köylerden toplam 16 tane su örneği alınmıştır. Alınan bu su örnekleri içinde hem içme suyu, hem göl suyu, hem de deniz suyu bulunmaktadır. Birbirine yakın olan köylerden bazılarının suları aynı kaynaktan geldiği için sadece birinden su örneği alınmıştır. Adana il merkezi, ilçe ve köylerden alınan su örnekleri, önceden temizlenmiş 1500ml lik pet şişelere konulmuş ve tüm örnekler ölçüm işlemi için ÇNAEM e getirilmiştir. Getirilen örnekler burada etiketlenmiş ve numaralandırılmıştır. Bu örnekler, önceden bu sular ile iyice çalkalanan 500ml lik beher kaplarına aktarılarak 50-60ºC ye ayarlanmış ısıtıcı üzerinde kaynama sıcaklığının altında yavaş yavaş buharlaştırılmıştır. Buharlaştırma işlemi sırasında beherdeki su örneklerine birkaç cm 3 HCl ilave edilerek tortuların beher cidarlarına yapışması önlenmiştir. Buharlaşma, her örneğin yaklaşık %20 si kalıncaya kadar devam etmiştir. Kalan miktarlar 5.1cm çapındaki planşetlere azar azar aktarılarak kuruluğa yakın olana kadar buharlaştırılmaya devam edilmiştir. Şekil 3.10 de suların buharlaştırma işlemini gerçekleştirdiğimiz bir düzenek resmi görülmektedir. Buharlaştırma işlemi tamamlandıktan sonra kalan kalıntı (rezidü), hassas terazi ile tartılarak kalan tortu miktarı her örnek için belirlenmiştir. Böylece su örnekleri toplam alfa ve toplam beta aktiviteleri tayin edilmek üzere hazır hale getirilmiştir. 60

73 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER Şekil 3.10 Buharlaştırma işleminin gerçekleştirildiği düzenek Toprak Örneklerinin Toplanması ve Hazırlanması Topraktaki doğal radyonüklit konsantrasyonlarının belirlenmesine yönelik, literatürde pek çok çalışmaya rastlanmaktadır (Higgy and Pimpl, 1998; Miah ve ark., 1998; Shenber, 1997; Karahan ve Bayülken,2000). Bu çalışmalarda amaç, ülke çapında veya bölgesel olarak doğal radyoaktivite seviyesini tayin etmek ve insanların bu doğal kaynaklardan ne kadar doz aldıklarını saptamaktır. Bu tez çalışmasında da, çalışma bölgesinden alınan toprak örneklerinin radyoaktivite analizini yaparak, toprak içinde bulunan radyonüklitlerin konsantrasyonunu belirlemek hedeflenmiştir. Çalışmada toplam 13 tane toprak örneği alınmıştır. Bütün örnekler, tarım alanı olarak kullanılmayan, otsuz ve üzeri otlardan temizlenmiş, su geçirgenliği iyi, açık ve düz alanlardan, 0-10cm derinlikten alınmıştır. Etiketlenmiş plastik torbalara doldurulan örnekler, analizlerin yapılacağı ÇNAEM Sağlık Fiziği Bölümü ne getirilmiştir. 61

74 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER Toprak örnekleri burada içlerinde bulunan taş, ot ve odun gibi yabancı maddelerden arındırıldıktan sonra karton üzerine serilerek 10 gün süreyle oda sıcaklığında kurutulmuştur. Örnekleri kurutmanın amacı, toprakta bulunan nemi buharlaştırma ile azaltmak ve çok küçük parçacıklar haline gelebilecek şekilde öğütebilmektir. Kurutma işlemi esnasında buharlaşma ile kaybolacak radyoaktivite miktarı ihmal edilebilecek düzeydedir. Her örnek kurutulduktan sonra iyice öğütülmüş ve 2µm gözenekli elekten geçirildikten sonra, darası alınmış marinelli sayım kaplarına aktarılmıştır. Her bir örneğin ağırlığı tartılıp kaydedilmiştir. Daha sonra her kabın ağzı dışarıdan hava girmeyecek şekilde kapatılmıştır. Örnekler, toprak içinde bulunan bozunma örneklerinin, 238 U ve 232 Th ile radyoaktif dengeye gelmeleri için 1 ay süreyle bekletilmiştir. Bu süre sonunda örneklerin analizleri gama spektrometre cihazında yapılmıştır Hava Ölçümlerinin Gerçekleştirilmesi Bu tez çalışmasında, çevresel gama doz hızlarının belirlenmesi amacıyla Adana nın Pozantı, Yumurtalık ve Ceyhan ilçelerinden toplam 55 ölçüm alınmıştır. Ölçümler, Eberline Smart Portable (ESP-2) model, ucuna SPA-6 model plastik sintilasyon algılayıcısı bağlanmış cihaz yardımıyla gerçekleştirilmiştir. Ölçümlerde gama ışınlama doz hızları µr/saat olarak elde edilmektedir. Cihaz ile ilgili ayrıntılar Bölüm verilmektedir. Örnekler özellikle açık havada ve toprak alanlardan 1 metre yükseklikte gerçekleştirilmiştir. 3.5 Örneklerde Doğal Radyoaktivite Seviyesinin Belirlenmesi Bu tez çalışmasında Adana ya bağlı Pozantı, Yumurtalık ve Ceyhan ilçelerinden alınan su, toprak ve hava örneklerindeki radyoaktivite tayinine yönelik çalışmalar yapılmıştır. Sularda bulunan radyonüklitler, vücuda alındıklarında iç ışınlamalara neden oldukları için özellikle sulardaki radyonüklit seviyesinin bilinmesi önemlidir. Bunun için öncelikle sularda toplam alfa ve beta radyoaktivite 62

75 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER seviyeleri belirlenmiştir. Çalışma bölgesinden alınan toprak örneklerindeki radyonüklit seviyeleri gama spektrometrik sistemde incelenmiştir Su Örneklerinde Toplam Alfa ve Toplam Beta Radyoaktivite Belirlenmesi Çalışma bölgesinden alınan 16 farklı su örneği uygun koşullarda buharlaştırılarak planşetlere alındıktan sonra, Bölüm de tanıtılan gaz akışlı orantılı sayım cihazında sayılmıştır. Suların toplam alfa ve toplam beta aktiviteleri düşük seviyeli radyasyon sınıfına girdiğinden dolayı, ölçümler uzun sürelerde yapılmaktadır. Deneysel çalışmamızda su örnekleri 500 er dakikalık süreyle sayılmıştır Toprak Örneklerinin Gama Spektrometrik Analizi Çalışma bölgesinden alınan 13 tane toprak örneği marinelli kaplarında bekletilerek denge durumuna ulaşmaları sağlandıktan sonra gama spektrometrik sistemde analizleri yapılmıştır. Örnekler gama spektrometre cihazında saniyelik sürelerle sayılmıştır. Daha önce yapılmış olan boş sayımlara karşılık gelen doğal fon aktivite değerleri örneklerin aktivite değerlerinden çıkartılarak net örnek aktivite konsantrasyonu bulunmuştur. Gama spektrometresi sayım cihazından ileri gelen sayma hataları yaklaşık %1-2 civarındadır. Toprak örneklerinde bulunan 238 U ve 232 Th ye ait radyoaktivite değerleri, bu radyonüklitlerin bozunum ürünleri olan doğal radyonüklitlerin gama piklerinden hareketle tayin edilebilmektedir. 238 U e ilişkin radyoaktivite konsantrasyonu belirlenirken bozunum serisi içinde yer alan 214 Pb ün 351 kev ve 214 Bi ün 609 kev enerjili piklerinden yararlanılmıştır. Bu iki bozunum ürünü radyonüklide ait aktivite konsantrasyon değerlerinin ortalaması alınarak 238 U in aktivite konsantrasyonu bulunmuştur. 232 Th nin radyoaktivite konsantrasyonu bulunurken de bu serideki 208 Tl (583 kev) ve 228 Ac in (911 kev) aktivite konsantrasyonlarının ortalaması alınmıştır. 63

76 3. MATERYAL VE METOD Ayşe Gülbin ÖZGER Toprak örneklerinde ayrıca 226 Ra nın 186 kev ve 40 K ın 1460 kev enerjilerdeki piklerinden yararlanılarak bu radyonüklite ilişkin radyoaktivite konsantrasyon değerleri de belirlenmiştir Çalışma Bölgesinin Çevresel Gama Radyasyon Ölçümleri Bu tez çalışması kapsamında, çalışma bölgesinden örnekler alınarak laboratuvarda ölçümler yapılmasının yanı sıra, gama radyasyon monitörü ile de yerinde ölçümler yapılmıştır. Çevresel doğal gama radyasyonları, karasal ve kozmik radyasyondan kaynaklandığından gama radyasyon şiddeti, bölgedeki toprak yapısına ve coğrafi yapıya bağlı olarak değişmektedir. Dış gama radyasyonları ağırlıklı olarak karasal kaynaklı olup topraktaki radyonüklitlerin konsantrasyonuyla doğrudan bağlantılıdır. Buradan hareketle, çalışma bölgesinden alınan örneklerde saptanan radyoaktivite konsantrasyon değerlerinden yararlanarak hesaplanacak olan gama radyasyon doz değerlerinin, ölçümle bulunan değerlerle karşılaştırılması mümkün olabilmiştir. Çevresel gama radyasyon dozu düşük düzeylerde olduğu için kullanılan cihazların duyarlılığı önem kazanmaktadır. Bu tarz ölçümlerde kullanılan yöntemler arasında termolüminans dozimetri (TLD), yüksek basınçlı iyonizasyon odalı gama monitörleri ve sintilasyon dedektörlü monitörler sayılabilir. Bu tezde çalışma bölgesindeki çevresel gama radyasyon seviyelerini belirlemek amacıyla Bölüm de özellikleri verilen SPA-6 gama sintilasyon dedektörlü portatif çevresel radyasyon monitörü kullanılarak ölçümler alınmıştır. Çevresel radyasyon monitörü ile, gama radyasyonu ölçümleri esnasında, insanlarda gonad (üreme organları) hizasından ölçüm alınabilmesi bakımından yerden yaklaşık 1m yükseklikten, cihazın belli bir dengeye gelebilmesi için 2-3 dakika beklendikten sonra ölçümler alınmıştır. Radyasyon düzeyleri µr/saat cinsinden okunarak kaydedilmiştir 64

77 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Bu Yüksek Lisans Tez çalışmasında Adana ilinin Pozantı, Yumurtalık, ve Ceyhan ilçelerinden alınan su, toprak ve hava örneklerindeki doğal radyoaktivite seviyesi belirlenmiştir. Örnekler Bölüm 3 de anlatıldığı şekilde hazırlandıktan sonra su örnekleri alfa-beta sayım sisteminde, toprak örnekleri gama spektrometre sisteminde sayılmıştır. Hava ölçümü ise gama dedektörü ile gerçekleştirilmiştir. 4.1 Su Örneklerine İlişkin Alınan Deney Sonuçları Bu çalışmada Yumurtalık ilçesinden 7, Ceyhan ilçesinden 4 ve Pozantı ilçesinden 3 su örneği alınmıştır. Adana ili içme suyu ve Seyhan göl suyu alfa ve beta aktivitelerini tespit etmek amacıyla 2 tane daha su örneği alınmıştır. Alınan örnekler ölçme için uygun koşullara getirildikten sonra gaz akışlı alfa ve beta sayım sisteminde sayılmıştır. Alınan toprak örneklerinin toplam alfa radyoaktivite konsantrasyonu ve toplam beta radyoaktivite konsantrasyonu, rezidü miktarlarıyla birlikte Çizelge 4.1 de verilmektedir. Çizelge 4.1 den görüleceği gibi ölçülen su örneklerinden Yumurtalık ilçesinin İncirli köyüne ait su örneğinin alfa radyoaktivite konsantrasyonunun, WHO nun içme suları için tavsiye ettiği, alfa radyoaktivitesi üst limiti olan 0,1Bq/l sınırını aşmaktadır. Ölçülen su örnekleri arasında yine Yumurtalık ilçesinin İncirli köyüne ait su örneğinin beta radyoaktivite konsantrasyonun, WHO nun içme suları için belirlediği üst limit değeri olan 1Bq/l değerini aştığı gözlenmektedir. Tüm su örneklerinin toplam alfa radyoaktivite konsantrasyonlarına ait grafik Şekil 4.1 de verilmektedir. Deniz suyunun alfa konsantrasyonu diğerlerine oranla yüksek olduğu için diğer örneklerin aralıkları net görülememektedir. Bu nedenle sadece içme sularının alfa konsantrasyonlarına ait grafik yeniden Şekil 4.2 de çizilmiştir. Tüm su örneklerine ait toplam beta radyoaktivite konsantrasyonu Şekil 4.3 te verilmektedir. Bu grafikte de deniz suyuna ait beta konsantrasyonu grafik aralıklarını 65

78 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER bozduğundan sadece içme sularına ait beta konsantrasyona ait grafik Şekil 4.4 de tekrar çizilmiştir. Çizelge 4.1 Su örneklerinin toplam alfa ve toplam beta radyoaktivite konsantrasyonları ve rezüdü miktarları Toplam Alfa Toplam Beta Rezidü Radyoaktivite Radyoaktivite Örnek No Örnek Adı Miktarı Konsantrasyonu Konsantrasyonu (mg/l) (Bq/l) (Bq/l) S1 Botaş, Yumurtalık 0,0094±0,0019 0,0632±0, S2 Adana Merkez 0,0088±0,0025 0,2469±0, S3 Seyhan Göl Suyu 0,0075±0,0036 0,0433±0, S4 Hamzalı, Yumurtalık 0,0170±0,0025 0,0467±0, S5 İncirli, Yumurtalık 0,0063±0,0021 0,1352±0, S6 Yumurtalık Merkez 0,0075±0,0036 0,1670±0, S7 Kösreli,Ceyhan 0,0083±0,0029 0,1898±0, S8 Pozantı Merkez 0,0087±0,0025 0,0533±0, S9 Kamışlı,Pozantı 0,0005±4,6882 0,0536±0, S10 Zeytinbeli, Yumurtalık 0,0144±0,0015 0,0748±0, S11 Gölovası, Yumurtalık 0,0049±4,7428 0,1436±0, S12 Büyük Mangat Köyü,Ceyhan 0,0117±0,0018 0,2557±0, S13 Aşçıbekirli, Pozantı 0,0095±0,0026 0,0369±0, S14 İncirli, Yumurtalık 0,7031±0,1377 6,8069±0, Deniz suyu S15 Ceyhan Merkez 0,0168±0,0043 0,1646±0, S16 Sağkaya,Ceyhan 0,0093±0,0025 0,0543±0,

79 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER 0,8 0,7 Alfa Aktivite Konsantrasyonu(Bq/l) 0,6 0,5 0,4 0,3 0,2 0,1 0 Botaş,Yumurtalık Adana Merkez Seyhan(Göl Suyu) Hamzalı,Yumurtalık İncirli,Yumurtalık Yumurtalık Merkez Kösreli,Ceyhan Pozantı Merkez Kamışlı,Pozantı Zeytinbeli,Yumurtalık Gölovası,Yumurtalık B.MangatKöyü,Ceyhan Aşçıbekirli,Pozantı İncirli,Yumurtalık(Denizsuyu) Ceyhan Merkez Sağkaya,Ceyhan Şekil 4.1 Tüm su örneklerinin toplam alfa radyoaktivite konsantrasyonları 67

80 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER 0,018 0,016 Alfa Aktivite Konsantrasyonu(Bq/l) 0,014 0,012 0,01 0,008 0,006 0,004 0,002 0 Botaş,Yumurtalık Adana Merkez Seyhan(Göl Suyu) Hamzalı,Yumurtalık İncirli,Yumurtalık Yumurtalık Merkez Kösreli,Ceyhan Pozantı Merkez Kamışlı,Pozantı Zeytinbeli,Yumurtalık Gölovası,Yumurtalık B.MangatKöyü,Ceyhan Aşçıbekirli,Pozantı Ceyhan Merkez Sağkaya,Ceyhan Şekil 4.2 İçme suyu örneklerinin toplam alfa radyoaktivite konsantrasyonları 68

81 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER 8 7 Beta Aktivite Konsantrasyonu(Bq/l) Botaş,Yumurtalık Adana Merkez Seyhan(Göl Suyu) Hamzalı,Yumurtalık İncirli,Yumurtalık Yumurtalık Merkez Kösreli,Ceyhan Pozantı Merkez Kamışlı,Pozantı Zeytinbeli,Yumurtalık Gölovası,Yumurtalık B.MangatKöyü,Ceyhan Aşçıbekirli,Pozantı İncirli,Yumurtalık(Denizsuyu) Ceyhan Merkez Sağkaya,Ceyhan Şekil 4.3 Su örneklerinin toplam beta radyoaktivite konsantrasyonları 69

82 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER 0,3 0,25 Beta Aktivite Konsantrasyonu(Bq/l) 0,2 0,15 0,1 0,05 0 Botaş,Yumurtalık Adana Merkez Seyhan(Göl Suyu) Hamzalı,Yumurtalık İncirli,Yumurtalık Yumurtalık Merkez Kösreli,Ceyhan Pozantı Merkez Kamışlı,Pozantı Zeytinbeli,Yumurtalık Gölovası,Yumurtalık B.MangatKöyü,Ceyhan Aşçıbekirli,Pozantı Ceyhan Merkez Sağkaya,Ceyhan Şekil 4.4 İçme suyu örneklerinin toplam beta radyoaktivite konsantrasyonları 4.2 Toprak Örneklerine İlişkin Alınan Deney Sonuçları Bu tez çalışmasında Adana nın Pozantı, Ceyhan ve Yumurtalık ilçeleri ve civarlarından alınan toprak örneklerinin analizleri yapılmış ve toprak içinde bulunan doğal radyonüklit konsantrasyonları tayin edilmiştir. Bunun için 13 bölgeden alınan örnekler Bölüm de özellikleri verilen gama spektrometre cihazında sayılmıştır. Aktivite hesapları yapılırken doğal fon değerleri çıkartılmıştır. Her bir toprak örneğinde bulunan radonüklitlerin gama enerjilerine göre dağılımları ve radyoaktivite konsantrasyonları Çizelge 4.2 de Bq/kg cinsinden verilmektedir. Çizelge 4.2 de görüldüğü gibi toprak örneklerinde bulunan 238 U ve 232 Th ye ait radyoaktivite konsantrasyonları, bu radyonüklitlerin bozunma ürünleri olan doğal 70

83 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER radyonüklitler yardımıyla tayin edilmektedir. Aşağıda her radyonüklit için ayrı ayrı değerlendirme yapılmaktadır. 226 Ra, 238 U in bozunma ürünü olup, 1599 yıllık yarıömre sahiptir. Enerji spektrumunda 186,0 kev de %4 bollukta piki vardır. Ancak 235 U in de 185,7 kev de bir piki olduğu için, 226 Ra nın aktivite konsantrasyonu hesapla bulunabilmektedir (L annunziata,1998). Ölçümler neticesinde toprak örnekleri arasında 226 Ra aktivite konsantrasyonun en büyük değerinin (17,55±1,13 Bq/kg ) Ceyhan ilçesinin Yalak Köyü nde (17,55±1,13 Bq/kg) bulunduğu görülmüştür. En düşük değer (2,453±0,19 Bq/kg) ise Pozantı ilçesinin Kamışlı Köyü nden alınan örnekte saptanmıştır. Ayrıca toplanan toprak örnekleri için ortalama 226 Ra aktivite konsantrasyonu 12,60 Bq/kg olarak bulunmuştur. 214 Pb de, 238 U in bozunum ürünü olup 26,8 dakikalık yarıömre sahiptir. 52 kev de %1 bollukta, 241 kev de %7 bollukta, 295 kev de %19 bollukta, 351 kev de %37 bollukta pikleri vardır (L annunziata,1998). Bu çalışmada 214 Pb ün bolluğu en fazla olan 351 kev deki pikinden yararlanılmıştır. Toprak örnekleri arasında en büyük 214 Pb aktivite konsantrasyon değerine (14,40±0,58 Bq/kg) Ceyhan Merkez den alınan örnekte rastlanmıştır. 214 Pb ün en düşük aktivite konsantrasyon değerine (2,691±0,11 Bq/kg ) ise Pozantı ilçesinin Kamışlı Köyü nde rastlanmıştır. Bütün toprak örnekleri için ortalama 214 Pb aktivite konsantrasyonu 10,45Bq/kg olarak bulunmuştur. 214 Bi, 238 U in bozunum ürünüdür ve yarıömrü 19,7 dakikadır. Farklı enerjilerde birçok piki vardır. 609 kev, 1120 kev, 1238 kev ve 1764 kev deki pikleri %5 in üzerinde bolluğa sahip olup, bollukları sırasıyla %46, %15, %6 ve %16 dır (L annunziata,1998;theodorsson,1996). 71

84 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER Çizelge 4.2 Toprak örneklerinin radyoaktivite konsantrasyonları (Bq/kg) Aktivite Konsantrasyonları (Bq/kg) Yer Adı 238 U 232 Th 226 Ra (186,0keV) 214 Pb (351,8keV) 214 Bi (609,3keV) 208 Tl (583,8keV) 228 Ac (911,0keV) 40 K (1460,8keV 137 Cs (661,7keV) Ceyhan Merkez 17,26±1,76 14,40±0,58 12,96±0,55 25,24±0,90 23,01±1,02 306,72±6,56 4,332±0,26 İncirli, Yumurtalık (Deniz Kumu) 10,50±0,51 9,985±0,19 8,396±0,18 8,212±0,24 7,219±0,26 94,37±1,60 2,008±0,08 Yumurtalık Merkez (Deniz Kumu) 4,673±0,30 5,568±0,14 5,063±0,15 4,216±0,18 3,209±0,20 134,69±1,95 0,330±0,05 Kamışlı Çıkış Pozantı 16,39±0,81 13,32±0,27 12,72±0,27 19,65±0,41 18,21±0,47 220,67±2,89 6,171±0,15 Kösreli,Ceyhan 6,250±0,46 10,70±0,34 11,08±0,36 15,00±0,54 12,03±0,59 189,28±4,20 7,584±0,23 Zeytinbeli,Yumurtalık 12,64±1,01 10,82±0,32 10,70±0,32 17,74±0,53 13,38±0,53 233,26±2,33 8,193±0,16 Tatlıkuyu,Ceyhan 11,92±2,5 14,17±0,57 13,02±0,78 26,65±1,07 25,17±2,01 309,16±6,19 14,08±0,42 Kamışlı,Pozantı 2,453±0,19 2,691±0,11 2,935±0,16 4,051±0,22 3,041±0,19 66,81±1,50 1,910±0,10 Yalak,Ceyhan 17,55±1,13 10,69±0,38 11,26±0,45 13,81±0,68 10,70±0,70 403,58±6,42 6,684±0,28 Botaş,Yumurtalık 17,10±1,03 8,701±0,24 8,24±0,26 21,13±0,49 21,05±0,60 117,8±2,76 2,332±0,11 Gölovası,Yumurtalık 15,86±1,61 11,64±0,52 12,32±0,55 11,79±0,70 11,90±0,81 297,8±5,06 4,202±0,25 Kamışlı Giriş Pozantı 13,64±0,82 9,141±0,25 7,932±0,23 6,531±0,31 4,730±0,26 131,39±2,25 1,371±0,09 Sağkaya,Ceyhan 17,50±1,76 14,00±0,52 14,00±0,51 25,47±0,77 22,95±0,85 272,36±4,52 7,113±0,27 72

85 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER Çalışmamızda 214 Bi ün bolluğu en fazla olan 609 kev deki pikinden yararlanılmıştır. Toprak örnekleri arasında en yüksek 214 Bi aktivite konsantrasyon değerine (13,02±0,78 Bq/kg) Ceyhan ilçesinin Tatlıkuyu köyünden alınan örnekte rastlanmıştır. En düşük değerin (2,935±0,16 Bq/kg) ise Pozantı ilçesinin Kamışlı köyünden alınan örnek için olduğu saptanmıştır. Tüm toprak örnekleri için ortalama 214 Bi aktivite konsantrasyonunun 10,05 Bq/kg olduğu görülmüştür. 208 Tl, 232 Th nin bozunum ürünü olup yarıömrü 3 dakikadır. 278 kev, 583 kev, 860 kev ve 2615 kev de pikleri vardır. Bollukları sırasıyla %2.3, %30.7, %4.6 ve %35.6 dır ( Theodorsson,1996). Çalışmamızda 208 Tl in bolluğu yüksek olan 583 kev deki pikinden yararlanılmıştır. Toprak örnekleri arasında en yüksek 208 Tl in aktivite konsantrasyon değerine (26,65±1,07 Bq/kg) Ceyhan ilçesinin Tatlıkuyu köyünden alınan örnekte rastlanmıştır. En düşük değere (4,051±0,22 Bq/kg) ise Pozantı ilçesinin Kamışlı köyünde rastlanmıştır. 208 Tl in ortalama aktivite konsantrasyonun 15,35 Bq/kg olduğu görülmüştür. 228 Ac de 232 Th in bozunum ürünü olup yarıömrü 6 saattir. Farklı enerjilerde birçok piki vardır. 338 kev, 911 kev, 964 kev ve 969 kev deki pikleri %5 in üzerinde bolluğa sahip olup bollukları sırasıyla, %12, %29, %6 ve %17 dir (L annunziata,1998). Çalışmamızda 228 Ac in bolluğu en fazla olan 911 kev deki pikinden yararlanılmıştır. Toprak örnekleri arasında en yüksek 228 Ac aktivite konsantrasyon değerine (25,17±2,01 Bq/kg) Ceyhan ilçesinin Tatlıkuyu köyünden alınan örnekte rastlanmıştır. En düşük değere (3,041±0,19 Bq/kg) ise Pozantı ilçesinin Kamışlı köyünde rastlanmıştır. Tüm toprak örnekleri için 228 Ac in ortalama aktivite konsantrasyonunun 13,58 Bq/kg olduğu görülmüştür. Literatürde genellikle uranyum ve toryum serilerinde bulunan radyonüklitler ayrı ayrı incelenmekle beraber, bütün hesaplamalar 238 U ve 232 Th radyonüklitlerinin aktivite konsantrasyonlarının tayini için yapılır. Ya her iki seride bulunan radyonüklitlerin ortalamaları ya da bu iki serideki radyonüklitlerden bolluğu en yüksek olan radyonüklitin aktivitesi, 238 U ve 232 Th nin aktivitesi olarak alınır (Karahan,1997; AERE,1986). Bu tez çalışmasında 238 U ve 232 Th aktiviteleri, bu iki seride bulunan radyonüklitlerden bollukları yüksek olanların ortalamaları alınarak 73

86 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER hesaplanmıştır. Bütün toprak örnekleri için belirlenen 238 U ve 232 Th aktivite konsantrasyonları Çizelge 4.3 te verilmektedir. Çizelge U ve 232 Th aktivite konsantrasyonları Aktivite Konsantrasyonu(Bq/kg) Yer Adı 238 U 232 Th Ceyhan Merkez 13,68 24,13 İncirli, Yumurtalık (Deniz Kumu) 9,191 7,716 Yumurtalık Merkez (Deniz Kumu) 5,316 3,713 Kamışlı Çıkış Pozantı 13,02 18,93 Kösreli,Ceyhan 10,89 13,52 Zeytinbeli,Yumurtalık 10,76 15,56 Tatlıkuyu,Ceyhan 13,60 25,91 Kamışlı,Pozantı 2,813 3,546 Yalak,Ceyhan 10,98 12,26 Botaş,Yumurtalık 8,471 21,09 Gölovası,Yumurtalık 11,98 11,85 Kamışlı Giriş Pozantı 8,537 5,631 Sağkaya,Ceyhan 14,00 24,21 Bu çizelgeye göre topraktaki 238 U in ortalama aktivite konsantrasyonu 10,25Bq/kg olmakla birlikte, 2,813 ile 13,68 Bq/kg değerleri arasında değişmektedir. 232 Th nin aktivite konsantrasyonu ise 14,46 Bq/kg olmakla birlikte, 3,55 Bq/kg ile 25,91 Bq/kg değerleri arasında değişmektedir. Şekil 4.5 te, toprak örneklerindeki 238 U ve 232 Th aktivite konsantrasyonlarının dağılımı verilmektedir. 74

87 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER Aktivite Konsantrasyonu (Bq/kg) Ceyhan Merkez İncirli, Yumurtalık Yumurtalık Merkez Kamışlı Çıkış Pozantı Kösreli,Ceyhan Zeytinbeli,Yumurtalık U-238 Th-232 Tatlıkuyu,Ceyhan Kamışlı,Pozantı Yalak,Ceyhan Botaş,Yumurtalık Gölovası,Yumurtalık Kamışlı Giriş Pozantı Sağkaya,Ceyhan Şekil 4.5 Toprak Örneklerindeki 238 U ve 232 Th dağılımları 40 K, daha öncede belirtildiği gibi bozunum serilerine ait olmayıp doğada tek başına bulunmaktadır. Yarıömrü 1, yıldır. 1460keV de %11 bollukta bir piki vardır (L annunziata,1998). 40 K toprakta oldukça yüksek konsantrasyonlarda 75

88 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER bulunmaktadır. Çalışma bölgesinden alınan toprak örneklerindeki 40 K aktivite konsantrasyonu 66,81 Bq/kg ile 403,58 Bq/kg değerleri arasında değişmekle birlikte ortalama 213,68 Bq/kg dır. En yüksek aktivite değerine Ceyhan ilçesinin Yalak köyünde rastlanmıştır. En düşük aktivite değerine ise Pozantı ilçesinin Kamışlı köyünde rastlanmıştır. Şekil 4.6 te 40 K ın toprak örneklerindeki aktivite konsantrasyonlarının dağılımı verilmektedir. Aktivite Konsantrasyonu (Bq/kg) Ceyhan Merkez İncirli, Yumurtalık Yumurtalık Merkez Kamışlı Çıkış Pozantı Kösreli,Ceyhan Zeytinbeli,Yumurtalık Tatlıkuyu,Ceyhan Kamışlı,Pozantı Yalak,Ceyhan Botaş,Yumurtalık Gölovası,Yumurtalık Kamışlı Giriş Pozantı Sağkaya,Ceyhan Şekil K ın toprak örneklerindeki aktivite konsantrasyonlarının dağılımı 137 Cs, fisyon ürünü olup tabiatta doğal olarak bulunmaktadır. Yapılan nükleer denemeler veya nükleer kazalar sonucunda atmosfere atılan fisyon ürünü radyonüklitler, radyoaktif yağışlar ile yere düşerler. Zamanla yağmur ve akıntı 76

89 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER sularıyla toprağın derinliklerine inebilirler. 137 Cs nin yarıömrü 30,17 yıldır. 662 kev de %85 bollukta bir piki vardır (L annunziata,1998). Çalışılan toprak örneklerinde değişik konsantrasyonlarda 137 Cs radyoizotopuna rastlanmıştır. 137 Cs aktivite konsantrasyonu 0,33 Bq/kg ile 14,08 Bq/kg değerleri arasında değişmekle birlikte ortalama 5,10 Bq/kg dır. 137 Cs nin en yüksek değerine, Ceyhan ilçesinin Tatlıkuyu köyünde, en düşük değerine ise Yumurtalık ilçesinin sahilinden alınan deniz kumunda rastlanmıştır. Şekil 4.7 de 137 Cs nin toprak örneklerindeki dağılımı verilmektedir. 4.3 Çevresel Doğal Gama Işınlama Doz Hızlarının Belirlenmesi Bu bölümde Adana nın Pozantı, Yumurtalık ve Ceyhan ilçeleri ve köylerinde gerçekleştirilen gama ışınlama doz hızlarına ilişkin bilgiler yer almaktadır. Ölçümler, Eberline Smart Portable (ESP-2) model, ucuna SPA-6 model plastik sintilasyon algılayıcısı bağlanmış, bir taşınabilir cihaz yardımıyla gerçekleştirilmiştir. Bu cihazda gama ışınlama doz hızları µr/saat olarak elde edilmektedir. Bu cihaz ile ilgili ayrıntılı bilgiler Bölüm de verilmiş idi. Toprak yüzeyinden 1 metre yükseklikte gerçekleştirilen ölçümler sonucu µr/saat olarak elde edilen gama ışınlama doz hızı değerleri, ngy/saat e dönüştürülmüştür. Bu çalışmada Pozantı ilçesinden 15, Yumurtalık ilçesinden 18, Ceyhan ilçesinden 22, olmak üzere toplam 55 ölçüm alınmıştır. Pozantı ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş gama doz hızı değerleri ngy/saat cinsinden Çizelge 4.4 te, Yumurtalık ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş gama doz hızı değerleri ngy/saat cinsinden Çizelge 4.5 te, Ceyhan ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş gama doz hızı değerleri ngy/saat cinsinden Çizelge 4.6 da verilmektedir. 77

90 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER Aktivite Konsantrasyonu (Bq/kg) Ceyhan Merkez İncirli, Yumurtalık Yumurtalık Merkez Kamışlı Çıkış Pozantı Kösreli,Ceyhan Zeytinbeli,Yumurtalık Tatlıkuyu,Ceyhan Kamışlı,Pozantı Yalak,Ceyhan Botaş,Yumurtalık Gölovası,Yumurtalık Kamışlı Giriş Pozantı Sağkaya,Ceyhan Şekil Cs nin toprak örneklerindeki dağılımı verilmektedir. 78

91 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER Çizelge 4.4 Pozantı ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş gama doz hızı değerleri (ngy/saat) Yer Adı Havada ölçülen soğurulmuş doz hızları (ngy/saat) Pozantı Merkez 108 Karakışlakçı 92,5 Ömerli 84 Yukarıbelemedik 70,2 Yağlıtaş 60,5 Aşçıbekirli 88,5 Dağdibi 115 Yazıcak 57,4 Kamışlı 61,7 Hamidiye 145 Fındıklı 67,8 Alpu 91,1 Gökbez 54,5 Yenikonacık 63,2 Eski Konacık 55,6 Ölçüm sonuçları Çizelge 4.4 te verilen Pozantı İlçesinin doğal gama radyasyon izo-dos haritası Şekil 4.8 de verilmektedir. Ölçüm sonuçları Çizelge 4.5 te verilen Yumurtalık İlçesinin doğal gama radyasyon izo-dos haritası Şekil 4.9 da verilmektedir. Ölçüm sonuçları Çizelge 4.6 da verilen Ceyhan İlçesinin ise doğal gama radyasyon izo-dos haritası Şekil 4.10 da verilmektedir. 79

92 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER Çizelge 4.5 Yumurtalık ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş gama doz hızı değerleri (ngy/saat) Havada ölçülen Yer Adı soğurulmuş doz hızları (ngy/saat) Yumurtalık 48,8 Kaldırım 45,5 Kırmızıdam 46,7 Asmalı 46 Yahşiler 47,5 Kuzupınarı 44 Kalemli 40,1 Deveciuşağı 43,5 Haylazlı 45 Ayvalık 47,6 Yeşilköy 45 Zeytinbeli 48,1 Yeniköy 45,4 Demirtaş 42,9 Narlıören 49,5 Hamzalı 44 Gölovası 45,4 Sugözü 36,9 80

93 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER Çizelge 4.6 Ceyhan ilçesi ve köylerine ait açık havada ölçülen soğurulmuş gama doz hızı değerleri (ngy/saat) Havada ölçülen Yer Adı soğurulmuş doz hızları (ngy/saat) Ceyhan 52,8 Gümürdülü 63 Yeşilbahçe 75,7 Üçdut 55,5 Dumlu 56,8 Tatlıkuyu 65,8 Adapınar 58,1 İncetarla 45,8 Altıgöz 46,5 Yalak 60,8 Değirmenli 42,8 Mercimek 60,9 Kıvrıklı 69,8 Hamdili 54,8 Yılankale 40,8 Çakaldere 50,8 Yeniköy 73 Sağırlar 50,1 Sarımazı 45,1 Kurtkulağı 40,8 Çevretepe 40,4 Gündoğan 41,2 81

94 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER Şekil 4.8 Adana-Pozantı İlçesi Doğal Gama Radyasyon İzo-Dos Haritası(nGy/saat) 82

95 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER Şekil 4.9 Adana-Yumurtalık İlçesi Doğal Gama Radyasyon İzo-Dos Haritası(nGy/saat) 83

96 4. BULGULAR VE TARTIŞMA Ayşe Gülbin ÖZGER Şekil 4.10 Adana-Ceyhan İlçesi Doğal Gama Radyasyon İzo-Dos Haritası(nGy/saat) 84

97 5. SONUÇ VE ÖNERİLER Ayşe Gülbin ÖZGER 5. SONUÇ VE ÖNERİLER Bu tez çalışmasında Adana iline bağlı Pozantı, Yumurtalık ve Ceyhan ilçelerinin çevresel doğal radyoaktivite düzeyinin belirlenmesi amacıyla deneysel bir çalışma yapılmıştır. İçme suları vücut içi ışınlamayı arttırabileceği için, iç ışınlamalarda etkili olan alfa ve beta parçacıklarının aktivitelerinin incelenmesi hedeflenmiştir. Bu amaçla bölgeden alınan 16 su örneğinde toplam alfa ve toplam beta radyoaktivite seviyeleri belirlenmiştir. İncelenen su örnekleri arasında yalnızca Yumurtalık ilçesine bağlı İncirli deniz suyunun alfa aktivitesinin, WHO nun üst limit olarak belirlediği 0,1 Bq/l sınırını aştığı gözlenmektedir. Yine tüm su örnekleri arasında yalnızca İncirli deniz suyunun beta aktivitesinin, WHO nun üst limit olarak belirlediği 1Bq/l sınırını aştığı gözlenmektedir. Deniz suyundaki alfa ve beta aktivitelerinin yüksek çıkmasının nedeni, deniz suyundaki potasyum miktarının fazla olmasından kaynaklanmaktadır. Yapılan bir çalışmada Marmara Denizi nin alfa aktivite konsantrasyonu ortalaması 1,42 Bq/l, beta aktivite konsantrasyonu ortalaması ise 5,47 Bq/l olarak bulunmuştur. Yine aynı çalışma da Karadeniz suyunun alfa aktivite konsantrasyonu ortalaması 0,375 Bq/l, beta aktivite konsantrasyonu ortalaması ise 5.63 Bq/l olarak bulunmuştur (Karahan,1997). Bu çalışmada Akdeniz suyunun alfa aktivite konsantrasyonu 0,703 Bq/l, beta aktivite konsantrasyonu ise 6.81 Bq/l olarak bulunmuştur. Görüldüğü gibi Akdeniz suyunun beta aktivite konsantrasyonu değeri, Marmara Denizi ve Karadeniz de ki beta aktivite konsantrasyonu değerlerinden daha yüksek çıkmıştır. Bu sonuç Akdeniz suyunun tuzluluk oranının Karadeniz ve Marmara Deniz suyunkinden daha fazla olması ile ilişkilidir. Seyhan göl suyunun alfa ve beta aktivite değerlerinin ise WHO nun üst limit değerlerini aşmadığı gözlenmektedir. Bu nedenle Seyhan Göl suyu içme suyu olarak kullanılabilir. Ölçülen diğer su örneklerinin WHO nun belirlediği üst limit değerlerinin altında kalması bu yöreler için sevindirici bir sonuçtur. Alınan su örnekleri için alfa ve beta aktivitesini saptamak dışında, radyoaktiviteyi arttırıcı radyonüklitleri 85

98 5. SONUÇ VE ÖNERİLER Ayşe Gülbin ÖZGER belirlemek için, nötron aktivasyon veya gama spektroskopik analizler yapılması önerilebilir. Bölgeden alınan 13 toprak örneği, dış gama radyasyonuna katkıları bakımından gama spektroskopik sistemle incelenmiştir. Toprak örneklerinin her biri için 238 U, 232 Th, 40 K ve 137 Cs aktivite konsantrasyonları bulunmuştur. 238 U in ortalama aktivite konsantrasyonu 10,25 Bq/kg olmakla birlikte maksimum değer Ceyhan ilçesinin Sağkaya köyünden alınan örnekte 14,00 Bq/kg olarak bulunmuştur. Minimum değer ise Pozantı ilçesinin Kamışlı köyünden alınan örnekte 2,813 Bq/kg olarak bulunmuştur. 232 Th nin ortalama aktivite konsantrasyonu ise 14,46 Bq/kg olmakla birlikte maksimum değer Ceyhan ilçesinin Tatlıkuyu köyünden alınan örnekte 25,91 Bq/kg olarak bulunmuştur. Minimum değer ise Pozantı ilçesinin Kamışlı köyünden alınan örnekte 3,546 Bq/kg olarak bulunmuştur. 40 K için ortalama 213,68 Bq/kg olmakla beraber maksimum değer Ceyhan ilçesinin Yalak köyünden alınan örnekte 403,58±6,42 Bq/kg olarak bulunmuştur. Minimum değer ise Pozantı ilçesinin Kamışlı köyünden alınan örnekte 66,81±1,50 Bq/kg olarak bulunmuştur. UNSCEAR 2000 raporunda, 238 U aktivitesinin dünya ortalaması 35 Bq/kg olarak, 232 Th aktivitesinin dünya ortalaması 30 Bq/kg olarak, 40 K aktivitesinin dünya ortalaması ise 400 Bq/kg olarak yayınlanmıştır. Bu çalışma da 238 U, 232 Th ve 40 K aktivitelerinin ortalama değerleri bu raporda yayınlanan değerlerin altındadır. Ayrıca 137 Cs için ortalama 5, Bq/kg olmakla beraber maksimum değer Ceyhan ilçesinin Tatlıkuyu köyünden alınan örnekte 14,08±0,42 Bq/kg olarak bulunmuştur. Minimum değer ise Pozantı ilçesinin Kamışlı köyünden alınan örnekte 1,910±0,10 Bq/kg olarak bulunmuştur. Bu veriler ışığında her bir bölge için topraktaki radyonüklitlerin havadaki absorblanmış doz hızı değerleri bulunmuştur. Bu ölçümler sonucunda Pozantı ilçesinin havada absorblanmış ortalama gama doz hızı 81 ngy/saat olarak; Yumurtalık ilçesinin havada absorblanmış ortalama gama doz hızı 45,11 ngy/saat olarak; Ceyhan ilçesinin havada absorblanmış ortalama gama doz hızı ise 54,15 86

99 5. SONUÇ VE ÖNERİLER Ayşe Gülbin ÖZGER ngy/saat olarak bulunmuştur. Bu üç ilçenin havada absorblanmış gama doz hızı değeri ortalaması 58,51 ngy/saat dir. Pozantı ilçesinde ki ortalama absorblanmış gama doz hızı değeri diğer ilçelerden daha yüksektir. Pozantı ilçesi diğer iki ilçeye göre daha yüksekte olduğundan, kozmik ışınlardan gelen radyasyona daha çok maruz kalmaktadır. Deniz seviyesinde olan Yumurtalık ilçesinde ise en düşük ortalama absorblanmış gama doz hızı değeri ölçülmüştür. Görüldüğü gibi deniz seviyesine doğru inildikçe kozmik ışınlardan kaynaklanan radyasyon oranı azalmaktadır. Elde edilen havada absorblanmış gama doz hızı değerlerini 1993 yılında UNSCEAR raporunda dünya ortalaması olarak yayınlanan 55 ngy/saat değeri ile karşılaştırırsak, Pozantı ilçesinin bu değerin üzerine olduğunu, Yumurtalık ve Ceyhan ilçelerinin ise bu değerin altında olduğunu görebiliriz. Yapılan bu tez çalışması, bir ön çalışma niteliğinde olup, bölgeden alınan örnekler belirli kriterlere göre değerlendirilmiştir. Bu değerlendirmeler sonucunda örneklerin alındığı Pozantı, Yumurtalık ve Ceyhan ilçelerinin doğal radyoaktivite düzeylerinin çok yüksek olmadığı ve dünya ortalamasına yakın değerlerde olduğu gözlenmiştir. Bölgede daha fazla örnekleme ile kapsamlı bir inceleme yapılabilir. 87

100 KAYNAKLAR ALPHER, P.A. ve HERMAN, R.C., Origin and Abundance Distribution of Elements, Am. Rew. Nuclear Science, 2(1). AMANAT A., ORFI S.D., and QURESHI A.A., Assessment of the Natural Radioactivity and Its Radiological Hazards in Shewa-Shahbaz Garhi Igneous Complex, Peshawar Plain, NW Pakistan. Health Physics, 82(1). ATAKSOR, B., Toplam Alfa ve Toplam Beta Radyoaktivite Tayini ile Havza Yüzey Suları Kirliliğine İlişkin Yeni Bir İnceleme ve Reseptör Model ile Karşılaştırılmalı Değerlendirilmesi. Doktora Tezi, İ.T.Ü. Nükleer Enerji Enstitüsü, İstanbul. BANZI F.P., MSAKI P. VE MAKUNDI, I.N., A Survey of Background Radiation Dose Rates and Radioactivity in Tanzania, Health Physics, 82(1) s BECK, H.L., The natural Radiation Environment II. USERDA Conf P2, The Physics of Environmental Gamma Radiation Fields, s BİLGE, A.N., Nükleer Tekniklerin Endüstriye Uygulanması, TAEK, Ankara. ÇELEBİ, N., 1995 Çevresel Örneklerde Uranyum, Radyum Ve Radon Ölçüm Tekniklerinin Geliştirilmesi. Doktora Tezi, İstanbul, 86s. DEBERTIN, K. ve HELMER, R.G., Gamma and x-ray spectrometry with semiconductor detectors, North Holland, Amsterdam. EISENBUD, M., PETROW, Radioactivity in the Atmosferic Effluents of Power Plants That Use Fosil Fuels, Science 144,288. EISENBUD,M., Environmental Radioactivity in U.S., 135s. EL-SHERSHABY, A., Study of Radoactivity Levels of Gable Gattar II in the North Eastern desert of Egypt, Applied Radiation and Isotopes, 57, s GILLMORE, G. ve HEMINGWAY, J., Practical Gamma Ray Spectrometry, Chichester: Wiley. GINZBUR, V.L. and SYROVATSKI, S.I., The Origin of Cosmic Rays, Pergaman Press. 88

101 GODDARD C.C., Measurement of Outdoor Terrestrial Gamma Radiation in the Sultanate of Oman, Health Physics, 82(6) p GOLLNICK D.A., Basic radiation protection technology, Pacific Radiation, Altadena. GONZALAES AND FRIENDS, IAEA Tec. Report Series No.295. HOLBERT, K.E., STEWART,B.D. ve ESHRAGHI, P., Measurement of Radioactivity in Arizona Groundwater Using Improved Analytical Techniques for Samples with High Dissolved Solids. Health Physics, 68(2). IBRAHIEM, N.M., ABD EL GHANI, A.H., SHAWKY, S.M., ASHFAF, E.M. ve FAROUK, M.A., Measurement of Radioactivity Levels in Soil in The Nile Delta and Middle Egypt. Health physics, 64 (6). INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY (IAEA), Radiation Safety, IAEA Division of Public Information, KAM, E., Tekirdağ ın Çevresel Doğal Radyoaktivitesinin Tayini, Y.T.Ü Yüksek Lisans Tezi, İstanbul, 112s. LOWDER, W.M. and SOBON, L.R., 1956 Background Radiation, Rep. NYO USAEC, D.C., Washington. LUNE, N., The Abundance in The Cosmic Radiation, American Institute of Physics, New York. MERIWETHER, J.R., BURNS, S.F., THOMPSON, R.H., AND BECK, J.N., Evaluation of Soil Radioactivities Using Pedologically Based Sampling Techniques, Health Physics, 69(3). MOHANTY A.K., SENGUPTA D., DAS S.K., SAHA S.K. VE VAN K.V., Natural radioactivity and radiation exposure in the high background area at Chhatrapur beach placer deposit of Orissa, India, Radiation Measurements, 38, MYRICK, T.E., BERVEN, B.A., HAYWOOD, F.F., Determination of Concentrations of Selected Radionuclides in Surface Soil in the U.S. Health Physics, 45, NCRP 45, National Council on Radiation Protection and Measurements No.45, Natural Background Radiation in the U.S., Soil Radioactivity, s

102 NCRP 50, National Council Radiation Protection and measurements; Environmental Radiation Measurements, NCRP Report No. 50. NCRP 58, National Council on Radiation Protection and Measurements, A Handbook of Radioactivity Measurements, NCRP Report No. 50. NCRP 97, National Council on Radiation Protection and Measurements; Measurements of Radon and Radon Daughters in Air, NCRP Report No.97. NCRP 98, National Council on Radiation Protection and Measurements Guidance on Radiation Received in Space Activities. NEHER, H.V., Cosmic Ray Particles That Changed 1954 to 1958 to 1965, J. Geophysics. Ref. 72, s O BRIEN, K., FRIEDBERG, F.E., DUKE, F.E., et.al., The Exposure of Aircraft Crews to Radiations of Extraterrestrial Origin, Radiation Protection Dosimeter 45, s PAPESTEFANOU, C., MANOLOPOULOU, M., STOULOS, S., IOANNIDOU, A. ve GERASOPOULOS, E., Background radiation measurements in lower atmosphere before and after Chernobyl, Journal of Environmental Radioactivity, 42, s PUJOL, L.I. VE SANCHEZ CABEZA, J.A., Natural and Artificial Radioactivity in Surface Waters of the Ebro River Basin (Northeast Spain), Journal of Environmental Radioactivity, 51, s RAMLI, A.T., HÜSSEIN, A.W., WOOD, K., Environmental 238 U and 232 Th Concentration Measurements in Area of High Level Natural Background Radiation at Polong, Johor, Malaysia. Journal of Environmental Radioactivity, 80, s ROGERS, A.S., Physical Behavior and Geologic Control of Radon in Mountain Streams, U.S. Geology Bulletin 1052-E. RYBACH, L., BACHER, D., BUCHER, B. VE SCHWARZ, G., Radiation Doses of Swiss Population From External Sources. Journal of Environmental Radioactivity, 62, s SAMUEL, L.D., A study of Environmental Exposure to Radium in Drinking Water. The Natural Environment, s

103 SANNAPPA, J., CHANDRASHEKARA, M.S., SATHISH, L.A., PARAMESH, L. ve VENKATARAMAIAH, P., Study of background radiation dose in Mysore City, Karnataka State, India. Radiation Measurements, 37, s SAYRE, W.W. GUY, H.P. and CHAMBERLAN, A.R Uptake and Transport of Radionüclides by Stream Sediments. U.S. Geology Survey Professional Paper 433-A. SHAPIRO, J., Radiation Protection, Harvard University Pres, Cambridge Massachusetts, 276s. SIMON S.L., BAVERSTOCK K.F. VE LINDHOLM C., A summary of evidence on radiation exposures received near to the Semipalatinsk nuclear weapons test site in Kazakhstan. Health Physics 84(6), s SIMON, S.L. VE BOUVILL A., Radiation Doses to Local Populations Near Nuclear Weapons Test Sites Worldwide. Health Physics, 82(5), s SOHRABI, M., BEITALLAHI, M.M., HAFEZI, S., ASEFI, M., AND BOLOURCHI, M., Effective Dose to the Public From 226 Ra in Drinking Water Supplies of Iran, Health Physics, 77(2). SOMASHEKARAPPA, H.M., NORAYANA, Y., RADHAKRISHNA, A.P. ve SIDDAPPA, K., A New Natural Background Radiation Area on the Southwest Coast of India. Health Physics, 65(4). THEODORSSON, P., 1997, Measurements of Weak Radioactivity, World Scientific Pub. Co. TS 266, Türk Çevre Mevzuatı, Su Kirliliği Kontrolü Yönetmeliği. TYKVA, R. ve SABOL, J., Low Level Environmental Radioactivity (Sources and Evaluation), Technomic Publishing Co., Inc. UNITED NATIONS PUBLICATION( Level and Effect Ionization Radiation), E.72.IX. 17 and 18 New York. UNITED NATIONS SCIENTIFIC COMMITTEE ON THE EFFECTS OF ATOMIC RADIATION (UNSCEAR): Sources,Effects, and Risks of Ionizing Radiation. United Nations sales publication No. E. 88.IX.7. New York. 91

104 UNSCEAR 2000 Report, United Nations Scientific Committee on The Effects of Atomic Radiation. Sources, Effects and Risks of Ionizing Radiations. New York. UNSCEAR 93 Report, United Nations Scientific Committee on The Effects of Atomic Radiation, Annex A, Terrestrial Sources of Radiation, s

105 ÖZGEÇMİŞ 1979 yılında Gaziantep te doğdu. İlk, orta ve lise öğrenimini orada tamamladı yılında Gaziantep F.N.T Anadolu Lisesi nden mezun oldu yılında Uludağ Üniversitesi, Fen Edebiyat Fakültesi, Fizik Bölümü nü bitirdi yılında Çukurova Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü, Fizik Öğretmenliği Yüksek Lisans programını tamamladı yılında Çukurova Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü, Fizik Bölümü nde Yüksek Lisans eğitimine başladı. 93