2^ T«85000/e TÜRKİYE ATOM ENERJİSİ KURUMU JİNJLEM ANKARA NÜKLEER ARAŞTIRMA VE EĞİTİM MERKEZ) FAALİYET RAPORU 1984
TÜRKİYE ATOM ENERJİSİ KURUMU ANAEM ANKARA NÜKLEER ARAŞTIRMA VE EĞİTİM MERKEZİ FAALİYET RAPORU 1984
( Ankara Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi (ANAEM) Besevler Ankara Tel. 23 32 08-09 Bu rapor ANAEM matbaasında basılmıştır. Ocak 1985
ÖNSÖZ Ankara üniversitesi Fen Fakültesi kampusu içinde yer alan Ankara Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi (ANAEM), 1966 yılının sonlarında kurulmuş, mütevazi laborctuvar imkanları ile yeterli insan gücüne ancak 1970 yılı başlarında kavuşabilmistir. 0 tarihten bu yana, ülkemizin atom enerjisi alanındaki menfaatleri doğrultusunda hizmet verme gayreti içinde olmuştur. Genellikle, nükleer metodların endüstri, tarım ve hayvancılık alanlarında kullanılması ile ilgili problemlere önem ve öncelik verilen ANAEM'de, bu yolda küçüksenemiyecek gelişmeler kaydedilmiştir. ANAEM'de yetişip uzmanlaşarak, bugün üniversite, araştırma merkezi ve endüstride başarılı hizmetler vermekte olan birçok bilim adamı, araştırıcı ve mühendis bulunmaktadır. Bu kişilerin yanı sıra, büyüyüp gelişerek, yakın bir geçmişte, Lalahan Hayvan Sağlığı Nükleer Araştırma Merkezi (LASAMER) ile Ankara Nükleer Tarım Araştırma Merkezi (ANTAM) isimleri altında ayrı kuruluşlar haline gelmiş olan, Merkez'in eski Tarım ve Hayvancılık Bölümleri, ANAEM'nin, nükleer metodların çeşitli alanlarda uygulanmasında gerçekten köklü ve başarılı bir geçmişe sahip bulunduğunun göstergeleridir. özellikle nükleer analiz metodlarımn tatminkar bir şekilde kullanıldığı ANAEM halen, Fizik, Kimya, Sağlık Fiziği, Elektronik ve Nükleer Enformasyon Bölümleri olmak üzere 5 Bölüm ile atölyeler, matbaa ve diğer destek hizmetlerinin yürütüldüğü birimlerden teşekkül etmektedir. Merkez' in toplam personel sayısı 124 olup, bunun 83'ü teknik, 41'i de idari elemanlardır. Teknik elemanların İS 1 i doktora ve daha yukarı derecelere, 20's1 yüksek lisans ve 18'i de lisans veya mühendislik derecelerine sahip bulunmaktadır. Teknik elemanların büyük bir oranı gençlerden meydana gelmekte; bu sebeple önümüzdeki bir kaç yılda müessese içi eğitime önem verilmesi, hizmetin yanı sıra, bilimsel ve eğitici projelerin işlenerek, genç elemanların hedef alınmış yönlerde uzmanlaşmalarının sağlanması kaçınılmaz görülmektedir. Nitekim, 1985 yılı çalışma programının hazırlanması sırasında bu hususa dikkat edilmiştir.
Fizik Bölümü'nde, nötron aktivasyon analizleri, X-ışını flüoresans analizleri, katı hal fiziği, füzyon, laser ve kütle spektrometresi ile ilgili çalışmalar, Kimya Bölümü'nde, nükleer analiz metodları kullanarak çevre problemleri, fosforik asitten uranyum elde edilmesi ve cevherden toryum ve nadir toprak elementlerinin kazanılmasına ağırlık verilen çalışmalar, Sağlık Fiziği Bölümü'nde, dozimetri, yasa gereği yapılan personel ve alan kontrolları ile bazı araştırma ve geliştirme çalışmaları, Elektronik Bölümü'nde, nükleer elektronik cihazlarının bakım, onarım ve bazılarının yapım hizmetleri, mikro-bilgisayar geliştirme ve diğer bilgisayar çalışmaları, Nükleer Enformasyon Bölümü'nde, ise nükleer alanda yayın taraması, INIS (Uluslararası Nükleer Enformasyon Sistemi) ile ilişkiler, nükleer konularda bilgi bankası çalışmaları sürdürülmektedir. Bölümlerin yukarıdaki konularda 1984 yılı çalışmaları hakkında aydınlatıcı bilgilerin yanı sıra, yayın, seminer, burs, kurs,...vb diğer faaliyetlerin yer aldığı bu rapor, Merkez'de herşeyin mükemmel olduğu yolunda kanıt teşkil etmek üzere hazırlanmış bir doküman değildir. Eldeki laboratuvar imkan ve kabiliyetleri ile, mevcut insan gücünün en iyi şekilde kullanılarak 1 yılda ortaya konabilen çalışmaların bir tasviridir. Şüphesiz takdir okuyana aittir. Bu çalışmaları çok daha ileriye götürmek, ülkemizin nükleer alandaki yüce menfaatlerine azami katkıda bulunmak tek ve yerçek hedeftir. Hedefe ulaşmak için hertürlü gayret gösterilmektedir. Saygılarımla. Prof.Dr. Uğur BÜĞET Ankara Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi Müdürü
Savunma Uzmanlığı Nüdür Yardımcısı Araştırma ve Eğitim Müdür Yardımcısı Teknik İsler Müdür Yardımcısı Ma 1.i ve İdari İşler Fizik Bölümü Kimya Bölümü Mekanik Atölye Personel Sağlık Fiziği Bölümü î Nükleer Teknolojir-! Elektronik Bölümü I ükleer Enformason Bölümü Ağaç işleri Atölyesi Bakım Onarım Servisi e M l L İdari İsler İkmal Matbaa İr i İtfaiye Cam Atölyesi Ankara Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi (ANAEM) Organizasyon şeması
MERKEZ İDARESİ Merkez Müdürü Prof.Dr. Uğur BÜĞET Merkez Müdürü Teknik Yardımcısı Dr. Nurhan ALGANATAY Merkez Müdürü Araştırma ve Eğitim Yardımcısı V Dr, Selahattin ÖZDEMÎR ARAŞTIRMA BÖLÜMLERİ Fizik Bölümü Başkanı Doç.Dr. Ayten SINMAN Kimya Bölümü Başkanı Yük,Müh. Tül ay GÜLGE Sağlık Fiziği Bölümü Başkanı Dr. G. Gürcan YÜLEK Elektronik Bölümü Başkanı Yük.Müh, Zeynep KOKSAL Nükleer Enformasyon Bölümü Başkanı Filiz CERMEN
İÇİNDEKİLER BİLİMSEL VE TEKNİK FAALİYETLER ı Fizik Bölümü 1 Kimya Bölümü....13 Sağlık Fiziği Bölümü 30 Elektronik Bölümü 44 Nükleer Enformasyon Bölümü *.» 47 Teknik Hizmetler... 49 OISER FAALİYETLER 50 Yayınlar 50 Seminerler,...56 Kurslar 57 Burslar 57 Stajlar 57 İŞBİRLİĞİ YAPILAN KURULUŞLAR 58
BILIMSEL VE TEKNIK FAALIYETLER FİZİK BÖLÜMÜ 1. İki Plazma Odağı Kullanarak Şekillendirilen Bir Spheromak Bu çalışmada, Yoğun Plazma Odağı (YPO) bir plazma enjektörü olarak kullanıldığında spheromak (Küresel Tokoraak) şekillenmesi incelenmektedir Önerilen bu yeni oluşturma şemasında; iki YPO sistemi aynı eksen üzerinde karşılıklı yerleştirilmiştir. Orta planda eksenel simetrik bir akı koruyucusu bulunmaktadır. Demir çekirdekli iki ince magnetik hilsl YPO'nın uçlarına, Ters Alan (TA) denge bobini sistemi ise akı koruyucusunun dışına yerleştirilmiştir. Gaz Üflemesinden kısa bir zaman sonra odak sistemlerinin ana kondansatör bataryaları birbiri ardı sıra boşaltılmaktadır. Hilâl alanları, özel hızlı bir darbe şekillendirme hattı ile odak fazından yaklaşık 20 ns sonra ateşlenmektedir. Paralel şekilde koruyucuya 500 ns süreli ve 100-200 KV'luk bir darbe uygulanmaktadır. Sonuç olarak, aynı zamanda spheromağm toroidal alanı olan her iki odağın azimutal a'.anı akı koruyucusuna doğru karşılıklı itilmektedir. Böylece TA içine giren yoğun ve sıcak plazma halkası birleşmekte ve toroidal ve poloidal alanlı nispeten prolate bir spheromak şekillenmektedir. Spheromak şekillenmesi için yeterli odak fazını izleyen ilk mikrosaniye içinde, teorik sonuçlara göre; plazma sıcaklığının verimi yaklaşık % 4 tür. Yine 5 KJ luk bir YPO için, 50 ns süreli, 400 ev elektron sıcaklıklı ve 10 17-10 18 cm' 3 elektron yoğunluklu bir spheromak şekillenmesi mümkün görülmektedir.
2. Tesla Transformatörü île Sürülen Hızlı Bir Yoğun Plazma Odağı Sistemi Konvansiyonel Yoğun Plazma Odağı (YPO) sistemlerinde, plazma tabaka hızı ve hızlandırıcı geometrisi denetlenerek sıkışma fazı ile plazma akımının maksimumunun uyumu sağlanmaktadır. Böylece verim bir hayli yükseltilmektedir. Sıkışma fazında akım verimini yükseltmek üzere yüksek empedanslı hızlı bir yüksek gerilim kondansatör bataryasının kullanılması modern bir çözüm şeklidir. Rölativistik Elektron Demeti (RED) teknolojisi imkanlarını kullanarak RED ve YPO sistemlerinin birleştirilmesi de ilginç bir alternatif olabilir. Önerilen YPO sistemi bir Tesla transformatörü, bir deiyonize sulu iletim hattı (K 82), iki laser demeti denetimli kıvılcım aralığı ve bir YPO hızlandırıcısından meydana gelmektedir (Şekil-1). I Z I 5 CTC'VONİZE SU İLETİM HATTININ İÇ İLETKENİ u DERECELENDİRİLMİŞ HALKALAR CAMU: m SE«Mı KIVILCIM ARALIKLARI ANOO CAZ GİRİŞİ o (X) KATOO İr 1 8 8 YÜKSEK VAKUM O TOPRAK VAKUM SİSTEMİ Jtkil 1. KAVRAMSAL HIZLI VOSuN PLAZMA SİSTEMİ 2
Hesaplamalara göre; mesela, empedans uyumu koşulunda, 50 ns İlk sıkışma fazı süresi sırasında iletim hattında 13.5 KJ lük enerji seviyesi için (Z 1 ohm, C 75 nf) 300 KV luk değerlere ulaşabilmektedir. Bununla beraber iletim hattının propogasyon zamanından sonra sabit odak enerjisi için, odak gerilimi iki katına çıkmaktadır. Uyum koşulunda enerji verimi 7, 33 dür. Plazmanın tabaka hızı 3 x 10 7 cm/s olup karcı t hızlandırma uzunluğu 4.5 cm dir. Elektrik alan ve Deuterium plazmasının elektron yoğunluğu için sırasıyla 200 KV/cm ve 10 20 cm" 3 değerleri hesaplanmıştır. Odak pinç akımının fonksiyonu olarak nfitron verimi deneysel şekilde ölçekleridirilmiş olup buradan,yukarıdaki örnek için 10 9-10 10 nötron/darbe lik bir nötron verimi beklenilmektedir. 3. Bir Nötron Dedektörü Olarak Çok Yönlü Bir G-M Tüpünün Geliştirilmesi özellikle darbeli nötron üreteçlerinden çıkan nötronların saptanmasında, moderator ve aktivasyon yöntemi ile birleştirilmiş G-M tüplerinin yüksek performanslı nötron dedektörü haline dönüştürülmesi mümkün olmaktadır. ANAEM Yoğun Plazma Odağı sisteminden elde edilen nötronları (10 6-10 7 nötron/darbe) analiziemek için gümüş aktivatörüyle birleştirilmiş çok yönlü bir G-M tüpü geliştirilmiştir, özel şekilde geliştirilen bu tüp ihtiyaca göre iç gazının yenilenebildiği ve pencere malzemesinin değiştirilebildiği bir yapıya sahiptir. örnek olarak 4 rag/cm 2 kalınlıklı mika pencereli ve sırasıyla 3 cm (Pirinç, Bakır, Paslanmaz Çelik) ve 0.02 cm (Tungsten) katod ve anod çaplı 1/10 oranında Argon gazı ve Etil alkol buharı doldurulmuş G-M tüpü hem orantılı ve hem de Geiger bölgelerinde çalıştırılabilmektedir. Yaklaşık 300 V 1 luk bir platosu olan tüpte aktivasyondan sonraki beta radyasyonu için 60 db den daha iyi bir işaret-gürültü oranı elde edilmiştir, 3
4, Dolaylı Nötron Aktivasyon Tekniği İle Lityum Elementinin Dedeksiyon Limitinin Tesbiti Dolaylı nötron aktivasyon tekniği ile lityum elementinin tayini, termal nötron absorpsiyon tesir-kesiti yüksek (a = 953 b) olan 6 Li(n,a) 3 H reaksiyonuna dayanır» Dedeksiyon limiti ölçümlerinde LİF selüloz ile karıştırılarak 28-1000 ppm arasında çeşitli konsantrasyon değerlerini ihtiva eden numuneler hazırlanmış, numuneden geçerken azalan nötronları gözlemek için indiyum foil monitör olarak kullanılmıştır. Artan lityum konsantrasyonu ile 115 In(n,Y) x16 s In reaksiyonu sonucu yayınlanan 1293.4 kev enerjili fotopikin alanındaki değişim Ge(Li) dedektör kullanarak tesbit edilmiştir. o M C Ü > 4) X. CM ', ' ' I I I i 200 400 600 800 1000 m, Lityum konsantrasyonu (ppm) Şekil 1. Lityum konsantrasyonu ite 1293-^ kev pik alanı değişimi Licyum konsantrasyonu ile 1293,4 kev enerjili pikin alanındaki (N) değişim (kalibrasyon eğrisi), Şekil-1'de görülmektedir. Konsantrasyon ile 4
pik alanındaki değişim, N - N exp (-bm) (1) o fonksiyonuna uymaktadır. Dedeksiyon limiti (DL) N(DL) - N - ko (2) ile verilir, (1) ve (2) eşitliklerinden, m(dl) - n 1-k /N o / b (3) olarak bulunur. Bu ifadelerde; N, N, a ve b sıra ile lityum konsantrasyonuna bağlı pik alanı, lityum konsantrasyonu sıfır (m 0) olduğundaki pik alanı, standart sapma ve ışınlama geometrisi sabitidir, k 2 alındığında (güvenilirlik 7. 95), kalibrasyon eğrisinden lityum elementi için dedeksiyon limiti 75 ppm bulunmaktadır. 5. Akkuyu'da Kurulması Planlanan Nükleer Güç Santralı Çevresi Bitki Küllerinin Tabii Gama Spektrumlarının Değerlendirilmesi Bu çalışmada, nükleer güç reaktörü kurulmadan önceki çevre araştırmaları kapsamından olmak üzere, bitkilerde bulunabilecek radyoizotopların tabi:' gamalarının araştırılması amaçlanmıştır. ANTAM (Ankara Nükleer Tarım Araştırma Merkezi) tarafından yakılıp kül haline getirilen numunelerden 2 g ağırlıklı ve 31.8 mm çaplı tabletler hazırlanmış, bu tabletlerin, 51 cm 3 aktif hacimli Ge(Li) dedektör ve 1024 kanallı analizör kullanarak tabii gama spektrumları alınmıştır, Spektrumların değerlendirilmesinden, lf0 K ve 137 Cs radyoizotoplarının mevcudiyeti anlaşılmıştır. Bu çalışma döneminde 135 numune değerlendirilmiştir. 5
6. ADU Çözeltisinde, X-Isını Floresans Tekniği ile Uranyum Tayini îçin Metod Geliştirme Amonyum Di Uranat (ADU) çözeltilerinde uranyum tayini için Cd-109 kaynağı ile U L-X uyarılarak, optimum geometri ve sonsuz kalınlık tekniği geliştirilerek kullanılmıştır. Metodun uygulanabilirliğini araştırmak amacıyla, % 0^9-3 uranyum ihtiva eden numune serisi hazırlanmış, çözelti numuneleri, toz ADU'ya bazı kimyasal işlemler uygulayarak elde edilmiştir,, Örnekler, Mylar tabanlı polietilen kaplarda analizlenmiştiro Deney sonuçlarını teori ile karşılaştırmak için, tabii numuneler kullanılmıştır 5 ADU çözeltileri için bulunan saturasyon kalınlıkları 3-4 mi dir 0 7. X-Işın-, Floresans Tekniği ile Toryum Analizinde Partikül Büyüklüğü Etkisinin Araştırılması Bu çalışmada, X-ışını floresans tekniği kullanılarak yapılan toz numune analizlerinde, partikül büyüklüğünün ve heterojenligin analit üzerindeki etkisi araştırılmıştır. Bu etkiler, aşağıda verilen teorik ve deneysel metodlardan bir veya birkaçı ile minimuma indirgenmiştir. Numuneler ve standartlar öğütülerek aynı partikül büyüklükte ve dağılımda olanlarına ayrı ayrı kuru seyreltme uygulanarak yüksek basınç altında tablet haline getirilmiş bu numuneler partikül büyüklük faktörü de gözönüne alınarak ince film bölgesinde analizlenmişlerdir. Bu nedenle, KTS-1, KTS-2, KTS-3, KTS-4 toryum cevherleri homojen bir şekilde öğütüldükten sonra 100, 200, 325, 400 mesh partikül büyüklüklerine göre ayrılmıştır* Kuru seyreltme için, 1:4 numune - bağlayıcı oranı kullanılarak, numuneler 25 ton basınç altında tablet haline getirilmiştir,. Ayrıca iki farklı metodla homojen ve heterojen numuneler hazırlanmış, analizlere, standart ilave metodu uygulanmıştır^ Analiz sonuçları Tablo-1 ve 2 de verilmiştir. 200 mesh için elde edilen standart ilave kalibrasyon doğruları Şekil-1 de gösterilmiştir. 6
Tablo-1. Toryua cevherlerinde partikül büyüklüğüne göre analiz sonuçları Partikül büyüklüğü (mesh) Cevherlerde Th0 2 konsantrasyonu (%) KTS-1 KTS-2 KTS-3 KTS-4 100 200 325 400 0.67±0.009 0.34±0.007 0.25+0.005 0.13+0.005 0.65±0.013 0.33+0.006 0.25+0.005 0.15+0.004 0.65^0.021 0.45±0.016 0.38±0.014 0.17+0.007 0.64+0.017 0.37+0.012 0.57±0.013 0.16±0.006 Tablo-2. Numune KTS-1 cevherinde analiz sonuçları ThO konsantrasyonu (%) Homojen (I) Homojen (II) Heterojen 0.65 0.015 0.65 0.014 0.51 0.011 thm Cd -109 Si (L. 1 24»7eV/eh 12K I OK / / v/ or/ o; ot 06 os Cevher* îhoj mmia". «ilave îhoj miktarı (mg) Sekil l. 200 meih cem»iandart ilave fcalıtora»»on doğrulan 7
8. Monte Carlo Benzeşim Metodunun X-Işım Floresans Matematik Analizine Uygulanması Bu çalışmada, birinci ve ikinci X-ışmı floresansı ihtiva eden homojen numuneler için benzeşim metodu kullanılarak Monte Carlo modeli geliştirilmiştir» Model, özellikle detektöre belli bir geometride monte edilmiş halka kaynak sistemi için düzenlenmiştir» Ayrıca, sabit numune ile giriş ve çıkış açıları arasındaki analitik bağıntılar kullanılmıştır. Deneysel ve buna karşılık gelen Monte Carlo benzeşim sonuçları, Ti, V, Fe, Ni, Cr, Zn, Cu, Pb, Zr, Mo ve Au saf elementleri için elde edilmiştir. Şekil-1 de karakteristik K a (veya L a ) pik şiddetleri için kalibrasyon doğrusu görülmektedir, tkinci floresans için Fe-Ni karışım numuneleri hazırlanmıştır, Şekil-2 de verilen sonuçlardan Monte Carlo modelinin doğru olduğu görülmektedir. Program FORTRAN dilinde yazılmıştır. Sonuçların "Decision-I bilgisayar" mda değerlendirilen X-ışını parametreleriyle uyum içinde olduğu gözlenmiştir. j Cd - 109 Sı <U) 23.72 ev/ch V.2,8911» )t?x 2 3 <. i 6 7 8 9 10 lî 12 13 14 IS 16 17 1» i? 20 21 -*X Sekil 1 Saf elementler için kalibrasyon doğrusu Monte Car lo Benzet>m Sonuçları 110. 8
0.' 03 Q5 0,7 * Şekil 2 Fe-Nı karışımlar* için kalibrasyon eğrisi (Konsantrasyon) 9. Kütle Spektrometresi ile ilgili Çalışmalar 2001 Model Gaz Kromotograf - Uçuş Zamanlı Kütle Spektrometresinin (GC-MS) vakum, gaz ve katı Örnek verme sistemleri ile, GC-MS ara bağlantısında bulunan problemler çözülerek sistem çalışır hale getirilmiştir. Ancak, elde edilen spekcrumlarda, bol miktarda, pompa yağmda.ı geldiği tesbit edilen hidrokarbon pikleri, tabii fon olarak gözlenmiştir (Şekil-1). Tabii fonu minimum seviyeye indirmek için önlemler alınmış, atom ve moleküllerin iyonlaşma potansiyellerinin tayini için ön çalışmalara başlanmıştır. 9
Flaman»kimi: 2.5A Enerji =70 *V luzak aî»mı s 03M& Kaianç : 1 Hidrokarbonlar lüllmm^ Şekil ' tipik tabii Ion spektrumu 10, Güneş Enerjisi Çeviricilerinin Optik ve Elektrik özelliklerinin İncelenmesi ile Verimi Etkileyen Faktörlerin Araştırılması bu projede, 1983 yılı Temmuz ayında, EİEİ Genel Direktörlüğü ile TAEK arasında "Yarıiletken Teknolojisine Dayalı Güneş Pilleri Yapımı ve Güneş Panelinin Gerçekleştirilmesi ile Panel Verim ölçümlerini Yapabilecek Laboratuvar ve Stand Gerçekleştirme Projesi" adlı protokol doğrultusunda ANAEM Katı Hal Fiziği Grubunda 2 tane 1 er Watt'lik güneş pili panelleri gerçekleştirilmiştir. Panelde kullanılan güneş pili türü olarak, gerek yapım teknolojisinin daha kolay ve ucuz olması, gerekse bugün ticari olarak en çok kullanılan p-n eklem türündeki pillere ilerideki yıllarda alternatif olması çok muhtemel olan MİS (Metal-Yalıtkan-Yarıiletken) türü güneş pilleri seçilmiştir, Güneş pili panelinin yapımında önce, çeşitli kristal temizliği ve oksit büyütme yöntemlerinin güneş pili karakteristiğine ve pil parametreleri üzerine etkisi incelenerek, pil yapım şartları belirlenmiştir. Bu amaçla 300 ımı 10
kalınlığında, <1 1 1> yüzeyli ve 1 ohm-cm resistiviteli p-tipi Si (Silikon) kristaller kullanılarak, etkin alanları < 1 cm 2 olan Si-MIS güneş pilleri yapılmıştır. Pillerin karakteristiklerinin incelenmesinden, tabii oksit tabakası kimyasal olarak (etch) alınmış yüzeylerin üzerinde, vakumda 800 C de 15 dakika da oksit büyütülerek yapılmış pillerin kdrkteristiklerinin, diğer yöntemlerle yapılanlara göre daha iyi olduğu gözlenmiştir. Daha sonra, bu yöntem büyük yüzeyli pil yapımına uygulanarak, herbirinin etkin alanı 6,76 cm 2 olan güneş pilleri, panelde kullanılmak üzere yapılmıştır. Piller, panele yerleştirilmeden önce, dış etkenlere karşı korumak ve verimi yükseltmek için, yüzeyleri 670-680 A kalınlığında SiO (Silikon mono oksit) ile kaplanmıştır. Bu şekilde yapılan pillerin veriminin Z 5-6 ve fiil faktörlerinin de 0.65-0 t 70 olduğu görülmüştür. Şekil-1, elde edilen pillerden tipik bir tanesinin ışık altında çıkış (photovoltaic output) I-V karakteristiğini göstermektedir. 100 200 300 400 500 600 V(mV) 2 Nolu eğri AR kaplandıktan sonra V I x sc 0C - v oc p max» 40 mw FF - 0.70 Tl - % 6 520 mv 110 ma I, c - 57.2 raw 1 Nolu eğri AR kaplamadan önce V oc - 505 raw 76 ma I 8C - 38.38 mw L sc *oc PmajT 26 mw FF - 0.68 n - z 4 Şekil-1. Vakumda 800 C de 15 dakika da oksit büyütülerek yapılmış bir pilin, SiO kaplamadan önce ve sonraki çıkış (photovoltaic output) I-V karakteristikleri. 11
11. Bilgisayar Tasarımlı Standart He-Ne Laser Yapımı Bu projede bilgisayar ile tasarımlanan TEM amaçlanmıştır, modlu He-Ne laseri yapımı He-Ne laserinin geometrik ve spektral özelliklerinin belirlenmesi için, PDP-11/04 bilgisayarında CLASS dilinde detaylı bir program geliştirilmiştir* Bu programa göre üç ayrı kavite (Eşmerkezli, Yarıküresel, Eşmerkezsiz) tipinin parametreleri tespit edilmiş, tüp çapı, gaz basıncı ve çıkış gücü gibi fiziksel büyüklükler belirlenmiştir. Bu çalışmaya ait bir örnek Tablo-1'de sunulmuştur. Merkez atelyelerinde yapılan plazma tüpü, geliştirilen hassas gaz doldurma sistemi ile 7Pu_/P N _ oranında doldurulup deşarjı yapılmıştır. "Lasing" için gerekli olan deşarj karakteristiğinin varlığını gözlemek için basit bir grating spektrometresi yapılmış ve Ne'nun 6328 A (kırmızı) çizgisi belirlenmiştir* Ancak tüpün degaze edilmemesinden dolayı Spontane emisyon 50 saatten fazla tutulamamıştır. Orijinal katotlu ikinci bir plazma tüpü yapılarak deşarj süresi iki katına çıkarılmıştır. Tüpün takılması için iki ayrı şase ve ayna tutucusu yapılmış, kavite aynaları dışındaki montaj tamamlanmıştır. Bu suretle yapılan çalışmalar sonucunda uzun ömürlü ve yerli bir He-Ne laseri için gerekli olan bütün şartlar tespit edilmiştir.»«t************************************************************** TEMOO MODLU Ht-NF LA3EK TASARIM 30NUCLARI DALGA BOYU: 0.A328E-04 CM FRESNEL SAYISI: 0.800 KAVİTE UZUNLUOUi SO.000 CM TUP UZUNLUOU: 40.000 CH BREUSTER ACISI: S3.060 DERECE AYNA BÜYÜKLÜN YARIÇAPI: 0,050 CM CIZGI OENISLIOI: 0.1697E+OB HZ YATAY «00 ARALIĞI i 0.30000*07 HZ DEMET BELİ YARIÇAPI! 0.032 CM 1, AYNADAKİ NOKTA YARIÇAPI! 0.045' CM 2. AYNADAKİ NOKTA YARIÇAPI! DEMET BELİNİN 1.AYNAYA UZAKLIĞI! 0.032 50.000 CM CM DEMET BELİNİN 2.AYNAYA UZAKLIĞI; 0.000 CM 1.AYNANIN EĞRİLİK YARIÇAPI! 100.000 CM 2. AYNANIN E1RILIK YARIÇAPI t, DEMET IRAKSAMASI! K2-S0NBUZ 0.435 MRAlı RAYLEIGH MENZİLİ! 100.051 CM TUP ÇAPI! 0.201 CM ELEKTROD ÇAPI! 1.800 CM ELEKTROD UZUNLUĞU! 9.(400 CM AKIM MİKTARI <MA>: 10.000 MA GAZ BASINCI!-- 1.992 TO** LASERIN GIJCU! 0.72106-02 WAIT Tablo-1. Tasarımla ilgili bir bilgisayar çıkış örneği. 12
KİMYA BÖLÜMÜ 1. Fosforik Asitten Uranyum Kazanılması 1.1. Fosforik Asitin Temizleme ve Arıtılması Fosfat kayalarının H 2 S0ı, ile özütlendirilmesi yoluyla üretilen fosforik asitin içerdiği çözülmüş ve kolloidal durumdaki organik maddelerle, askıdaki katı maddeler, uranyum kazanma prosesleri sırasında teknik, teknolojik ve ekonomik problemler yaratır. Bu problemleri gidermek için, yaş prosesle elde edilen, fosforik asitten, uranyum kazanılmasından önce, aşağıdaki amaçlara uyacak şekilde ön işlemlere girişilir: 1. Çözünmeyen mineral ve organik maddelerin, 2. Çözünmüş organik maddelerin yeterince uzaklaştırılması ve 3. Asitin süper doygunluğunun azaltılması. Bu çalışmada CaSO,, ile aşılama, barit, bentonit ve aktif karbon adsorbsiyonları incelenmiş ve askıdaki katı madde, çözeltinin karbon miktarı ve renk indisi tayinleri ile işlemler kontrol edilmiştir, Tablo-1, 2, 3, 4 ve 5 aşılama, bentonit adsorbsiyonu, barit adsorb$iyonu ve aktif karbon adsorbsiyonu sonuçlarını göstermektedir. Bu sonuçların ışığında, asite Şekil-1'de gösterildiği gibi genel bir temizleme ve arıtma prosesi uygulanmıştır. Süzme işlemlerinde polipropilen kumaş filtreler kizelgur beraberinde kullanılmıştır (GMA Filtresi) Genel Proses sonuçları Tablo-6'da verilmektedir. Bu seri işlemler ile siyah asitin askıdaki katı madde miktarı X 100, organik madde miktarı % SO ve renk indisi de (408 nm. de suya karşı adsorbans) 7. 94 verimle düşürülmektedir. Bu nitelikte asit, uranyum kazanmak için gerekli standartlara uygundur. Bu işlemler asitin uranyum muhtevasını değiştirmemektedir. 13
Tablo-1* Aşılamanın askıdaki katı madde ve asitin karbon içeriği üzerine etkisi. İlave edilen CaSO, Askıdaki katı. madde Karbon Miktarı Renk İndisi N (g/l) g/l) (g/l) (408 nm) 1 Kontrol örneği 26 0.260 1.44 2 1 18 1.22 3 2.5 18-1.24 4 3.75 16-1.24 5 5 15 0.258 1.17 Tablo-2 4 Uentonit (Aktif Kil)in asitin karbon içeriği üzerine etkisi. No ti, ave edilen bentonit (g/d Karbon miktarı (g/l) Renk indisi (4C8 nm) 1 Kontrol Örneği 0.260 1.440 2 2-0.499 3 5 0.213 0.326 4 10-0.317 5 20 0.213 0.208 6 1 g. Aktif Karbon/ 250 ml. No.3 0.126 0.273 Tablo-3. Baritin asitin karbon içeriği üzerine etkisi, No tlave edilen barit (g/l) Karbon miktarı (g/l) Renk indisi (408 nm) 1 Kontrol Örneği 0.260 1.440 2 20 (Barit Tozu) 0.240 1.241 3 100 (Barit Kumu) 0.213 1.218 4 10 g. Aktif Karbon/ 250 ml. No.2-0.932 14
Tabio-4. Organik madde adsorblanmasının aktif karbon miktarına bağlılığı No İlave edilen aktif karbon (g/l) Karbon miktarı (g/l) Renk indisi (408 nm) 1 Kontrol Örneği 0.260 1.440 2 1 0.279 1.028 3 4 0.250 0.918 4 6 0.133 0.899 5 10 0.114 0.729 Tablo-5. Organik madde adsorblanmasının aktif karbon ile işlem süresine bağlılığı. No İşlem süresi (dk) Karbon miktarı (g/l) Renk indisi (408 nm) 1 30 0.306 1.164 2 60 0.123 1.101 3 4 5 120 180 240 0.111 oaoo 0.246 1.102 1.085 0.979 6 300 0.150 0.999 Tablo-6. Genel temizleme ve arıtma prosesinin etkinliği. Askıdaki AKM Karbon KM Renk Rl No N Katı Madde Uzaklaşma Miktarı Uzaklaşma İndisi Düşme (AKM) Verimi (KM) Verimi (Rl) Verimi (g/l) (Z) (g/l) (%) (408 nm) (%) U,0 3 W 8 (g/l) 1 15 0.222 2.322 0.210 2 13 13 0.221 0 2.200 5-5 0 100 0.171 23 0.229 90-6 - - 0.231 90-7 0.063 72 0.170 93 0.211 8 - - 0.272 88-9 0.045 80 0.146 94 0.207 x örnek numuraları Şekil-1'de gösterilen örnek alma noktalarına karşılık gelmektedir. 15
y Foıforık Asıl -fi +<&., K. II mı Kjft saat 0. J,, [S*yaw Aı* A»Umo Kalsiyum Sülfat t'vu 1 K.16 «oat 0< i «Mİ y Bonlantt 110,/, ftahwmil P~ l y Kıjd^ut I «* "»'I 5) 0.17 <aat ^ Ç. I loat î Aktif Karbon Adsorb nyonu Aklıf Knrbıın 110 4/11 y Aktif Aktıı Karbon Kar» A- T ItOa/l) O. 17 snat C 2 saat -~(6) > f 6MA FK } Ş) 1~\ GMA F FK I JYaıil A»it K. Kar t»ma. 0. DloUnawm* OMA FK. KiMtfurtu OMA tutması. C- Colholomo Şekil 1. Ham Fosforik Asltln ön Temizleme ve Arıtılması
1.2. ORNL-DEHPA/TOPO Yöntemi ile Uranyum Kazanılması Fosforik asitten uranyum kazanılması için önerilmiş prosesler içinde en yaygın olanı ORNL-DEHPA/TOPO prosesidir. Bu proses iki çevrimde gerçekleşir. 1. çevrimde 0.5 M DEHPA/0.125 M TOPO - Gazyağı ortamına ekstraksiyon, fosforik asite sıyırma, 2. çevrimde de 0.3 M DEHPA/0.075 MTOPO - Gazyağı ortamına ekstraksiyon, su ile yıkama ve (NH u ) 2 C0 3 ortamına sıyırma ile bu ortamdan AUT (Sarı pasta) çöktürme basamakları bulunmaktadır. Daha önceki dönemde yapılan fosforik asit analiz yöntemlerinin geliştirilmesi, çeşitli uranyum içerikli ve kökenli asitler için ekstraksiyon izotermlerinin çıkarılması ve 1. çevrim ekstraksiyonun, ters akimli, sürekli çalışma taklidi bir teknikle kesikli olarak çalışılmasının devamı olarak, bu dönemde 2. çevrim ekstraksiyon, yıkama ve AUT çöktürme basamakları üzerinde çalışılmıştır. Kullanılan asit Fas kökenli ve 7. 27 P 2 0 s, 181 ppm J 3 O e içeriklidir,, 1. çevrim sıyırma basamağının çalışılması, özel güçlükleri nedeniyle daha sonraki döneme bırakılmış olduğu için, 2. çevrim ekstraksiyona girecek olan H 3 P0 W proses pratiğine uygun olarak laboratuvarda hazırlanmıştır. 2. çevrim ekstraksiyon oda sıcaklığında, S/O 7 «.5/10 oranında 3 kademeli olarak ve 7.5 dakika karıştırma ve 10 dakika durultma süreleri altında, sürekli, ters akımlı çalışma benzetimi teknikle, kesikli olarak sürdürülmüştür. Şekil-l'de 2. çevrim ekstraksiyona ait Mc. Cabe Thiele diagraırı verilmiştir. 14.9 g/l U 3 0 8 derişiminde sulufaz ekstraksiyona girmekte ve 10.8 g/l UjO e içeren organik faz çıkmaktadır, 3 kademe sonunda % 97 verimle ekstraksiyon g-.rç^kleşmektedir. 2. çevrim ekstraksiyon çözeltisi, 45-50 C da, S/0 1/5 oranında ve 5 dakika karıştırma, 10 dakika durultma şekliyle kesikli olarak 3 kademede su ile yıkanmıştır. 1. kademe yıkama suyunda 805, 2. kademe yıkama suyunda 68 ve 3. kademe yıkama suyunda da 20 ppm P bulunmaktadır. Yıkanmış olan organik çözelti içindeki uranyum, (NH^COj fazına sıyrılmıştır. Bu amaçla 500 mi organik çözelti, 35-40 C âa, S/0 1/1 oranı altında, 10 dakika karıştırma, 15-30 dakika durul tma şekliyle 200 mi. (ÎJH^),C0 3 fazı ile işlem görmüştür. Sıyırma fazından daha sonra ph 6-8 de AUT çökmüştür. KOH ile ıslatılmış süzgeç kağıdından süzülerek ayrılan sarı pasta 110 C da kurutulmuştur. Çöktürme verimi % 72 olarak gerçekleşmiştir. Sarı pasta 17
% 61.72 U30 8 içermektedir. Çöktürme verimi, sıyırma tazının NH 3 ve C0 2 gazlarıyla doyurulması suretiyle yükseltilebilir. 4 10810 )lu faz. H916 21 (D 49 es 72S0 n 20(2) 1742 282S " 2K3) 0 Organik TT^ * S03 Sekili. İkinci çevrim ekstraksiyon için Mc.Cabe Thiele diagramı ve kademe girıs-eıkrs dengeti ( ppm UJOJ) Şekil-1. İkinci çevrim ekstraksiyon için Mc. Cabe Thiele diagrauiı ve kademe giriş-çıkış dengesi (ppm U 3 0 8 ). 2. Yerli Cevherlerdeki Toryum ve Nadir Toprak Elementlerinin Değerlendirilmesi Yerli cevherlerden toryum ve nadir toprak elementlerinin kazanılması amacıyla, cevher işleme, solvent-extraksiyon ve diğer arıtma yöntemlerinin laboratuvar çalışmalarının geliştirilip, nukleer saflıkta toryum ve nadir toprak elementleri tuzlarının elde edilmesine yönelik aşağıdaki projeler yürütülmüştür. 18
2.1. özütleme Çalışmaları Toryum içeren KTS-2 kod isimli cevher Viyana Atom Enstitüsü Tıiga-Mark II reaktöründe ışınlanmış ve aletli nötron aktivasyon yöntemiyle içeriği saptanmıştır. Tablo-1'de cevherde belirlenen elementlerin derişimleri verilmektedir. Bu cevherin H 2 SQ, ve HN0 3 ile özütleme çalışmalarında, katı/sıvı oranı, süre ve asit miktarının toryum özütlenme verimine etkileri incelenmiştir. Bulgular Tablo-2 ve 4 te verilmektedir. 2.2, özütleme Çözeltisinden Toryumun Ekstraksiyonu Bu çalışmada özütleme çözeltilerinden toryumu kazanmak amacıyla, ayırma yöntemlerinden biri olan solvent ekstraksiyon (SX) koşulları incelenmiştir. Solvent ekstraksiyon çalışmaları H 2 SO,, ve HN0 3 özütleme çözeltileriyle yapılmıştır. Solvent ve seyreltici cins ve miktarı, SX süresi, HN0 3 ve Fe (III) ilavelerinin toryum SX verimine etkileri incelenmiştir. H? SO özütleme çözeltilerinde TBP ile en yüksek SX verimi 2.5/1 solvent/ çözelti (S/Ç) oranında % 0.84 olmuş, HN0 3 ilavesi ile % 67.8'e yükselmiştir. DEHPA ile en yüksek verim 3/1 S/Ç oranında % 11.3, DEHPA-TOPO ile aynı oranda % 44.5 bulunmuştur. Çözeltiden toryumu NH^OH ile çöktürüp HN0 3 ile çözerek yapılan ekstraksiyonlarda verimler, TBP için 7. 81.2 ye, diğer solventler için % 100 lere ulaşmıştır. HNOj özütleme çözeltilerinde TBP ile en yüksek toryum SX verimi % 70 olmuş, bu verimin elde edildiği en düşük S/Ç oranı 1/4, en kısa süre 8 dakika bulunmuştur. Seyreltici (gazyağı ve benzen) ilavesi verimi düşürmüş, Fe (III) ilavesi ile verim 7, 98.9 a yükselmiştir. Sıyırma çalışmalarında toryum TBP'den 0.3 M H 2 S0^ ile en yüksek 7, 80 verimle sıyrılabilirken, DEHPA ve DEHPA-TOPO'dan kullanılan sıyırıcılardan hiçbiri ile toryumu yüksek bir verimle sıyırmak mümkün olmamıştır. HN0 3 özütleme çözeltisinde kesikli ters-akım çok kademe ekstraksiyon çalışmaları yapılmış, değişen TBP/çözelti oranları için kademe sayıları bulunmuştur. Toryumun tamamını ekstrakte edebilmek için gerekli kademe sayısı, Solvent/çözelti oranı 1/3 te 5, 1/2 de 4, 1/1 de 2 olarak bulunmuştur. Şekil-1'de S/Ç 1/3 oranında ekstraksiyon kademe sayısının bulunması görülmektedir. 19
Tablo-1. KTS-" 1 Cevheri element derisimleri (%) Element Simge Deıişim Flor Alüminyum Skandiyum Mangan Demir Kobalt Antimon Baryum Lantan Seryum Öropiyum Toryum F Al(ppm) Sc(ppm) Mn Fe Co(ppm) Sb(ppm) Ba La Ce Eu Th 6.03±0.13 1364+376 13.83+0.66 7.92+1,92 7.62+0.12 11.94±0.60 lbü.73+15.36 9.08±0.65 0.62+0.05 1.05±0.05 0.0062+0.0003 (K26±0.02 Tablo-2. Katı/Sıvı oranı irdelemesi (K/S) Cevher 50 g KTS-2:liran 50 g KTS-2.-1 mm Asit 1750 g HN0 3 /1000 g cevher 1750 g HjSOjlOOO g cevher 62.5 mi HNO 3 /50 g cevher 47,6 ml H 2 SO /50 g cevher Sıcaklık Oda sıcaklığı 0da sıcaklığı Sûra 2 saat 2 saat K/S Th Özütleme verimi (%) Th Öziitleme verimi (%) 1/1-61.9 1/1,25 92.8 1/2 93.3 71.2 1/3 93.2 81.0 1/4 83.8 81.2
Tablo-Ji Cevher Asit Sıcaklık Süre K/S Özütleme süresi irdelemesi 50 g KfS-2, 1 mm 1750 g HNO3/IOOO g cevher Oda sıcaklığı 2 saat 1/2 50 g KTS-2, 1 mm 1750 g H 2 SO.,/1000 g cevher Oda sıcaklığı 2 saat 1/2 Özütleme süresi, saat Th özütleme Verimi (%) Th Özütleme Verimi {%) 0.5 1 1.5 2 2.5 3 81.1 81.3 83.7 88.3 85.1 80.6 64 68.5 68.5 72.1 71.3 Tablo-4. Cevher Asit Sıcaklık Süre K/S Asit miktarının irdelenmesi 50 g KTS-2; 1 UNO 3 Oda sıcaklı; 5ı 2 saat 1/2 mm 50 g KTS-2; 1 mm H 2 S0^ Oda sıcaklığı 2 saat 1/3 g ASÎT/lOOOg Cevher Th Özütleme Verimi (%) Th özütleme Verimi (%) 500 750 6.1 31.2 - - 1000 56.5 57.4 1250 1500 74.9 87.7 73.3 78.7 1750 92.6 80,2 2000 2500 91,8-74.9 63.3 21
Kesikli ters akım çok kademe sıyırma çalışmaları TBP'den 0.3 M H 2 S0 ile yapılmış, 1/1 sıyırıcı/solvent oranında toryumu tamamen sıyırmak için 3 kademe gerektiği bulunmuştur. Aynı sıyırıcı ile toryumu % 100 bir verimle sıyırmak için kullanılabilecek en düşük sıyırıcı/solvent oranı 4/5 olarak elde edilmiştir. Çözeltide toryum tayinleri spektrofotometrik TOPO-Torin yöntemiyle yapılmıştır. 2.3. Nadir Elementlerinin Kazanılması Toryumla birlikte yüksek oranlarda nadir toprak elementlerini de içeren yerli cevherlerin bu yönden değerlendirilmesi amacıyla özütleme çözeltilerinden ph kontrollü çöktürmeler yapılmıştır. HjSO,, ve HNO, özütleme çözeltilerinden NH OH ile elde edilen çökeltilerin element içerikleri, düşük ph değerleri için Tablo-5'de verilmektedir. Yapılan araştırmalar değerlendirilerek, nadir toprak elementlerinin cevherden yüksek verimle özütlenebilmeleri için gereken koşullar belirlenmiştir. Çözeltiye alman elemntlerin konsantre edilebilmeleri için çöktürme işleminden sonra solvent ekstraksiyon yönteminin denenmesi uygun görülmüştür. o.ı oj o,ı at as o; a? Çözelti Th Derişimi,g/l Şekil-l. Çok kademe ters akım ekstraksiyon, kademe sayısının bulunması S/Ç:1/3 22
Tablo-5. Özütleme çözeltilerinden elde edilen çökeltilerin içerikleri ph rijsou çözeltisi HN0 3 çözeltisi Element 2.6 2.9 3.4 4.0 1.5 3.0 4.0 5.0 F U) 9.0 8.6 5.3 5.9 6.7 7.2 5.8 3.5 Al (ppm) - - - 641-562 952 - Sc (ppm) 9.5 16.7 16.4 20.5 56 98 139 125 Mn (%) 0.38 0.55 0.^8 0.92 0.04 0.10 0.08 0.07 Co (ppm) 26.8 28.0 38.5-37 23-25 Sb (ppm) 632 1040 1130 - - - - - Ba (X) La (S) - 1.2-2.1 3.3 2.5 2.9 2.1 3.2 0.65 2.3 1.41 1.6 1.24 2.0 1.25 Ce (7.) 10.4 15.0 10.5 9.5 11.8 10.5 9.5 8.3 Eu (Z) Th (%) 0.15 15.5 0.23 11.0 0.22 4.4 0.18 3.2 0.13 16,1 0.14 10.4 0.15 9.3 0.17 5.4 3. İsparta ve Yöresindeki Göllerde Su Kalitesinin Eser Elementler Yönünden İncelenmesi Bu çalışma, tsparta ve yöresindeki göllerde su kalitesinin tesbiti amacıyla yapılmaktadır. ANAEM Kimya Bölümü, İller Bankası ve Su Ürünleri Daire Başkanlığı tarafından yürütülmektedir. ANAEM Kimya Bölümünde eser elanent analizleri yapılmaktadır. Sahada yapılması gereken analizler, bazı anyonlar, katı maddeler, fosfat, deterjan ve biyolojik analizler diğer kuruluşlar tarafından gerçekleştirilmektedir. Su örnekleri Beyşehir, Eğridir ve Burdur Gölleri üzerinde seçilen örnek alma istasyonlarından, farklı derinliklerden ve mevsime bağlı değişiklikleri gözlemek amacıyla değişik tarihlerde alınmışlardır. Eser element derişimleri matriks standartlar hazırlanarak Atomik Absorpsiyon Spektrometresinde alevli ve alevsiz yöntemle tayin edilmiştir (Tablo-?). 23
IJIJIO 1. tsor elementlerin ort.ıljmj eleri} imleri GOLÜN A D 1 İSTASYON NUMARASI 1 Co 4.19 Ni 17.19 Cr [ Hıı 6.02 10.75 C» 34.26 E l E H E N T l C R Cd lig 2l) Ho 28.79 0.21 16.88 68.92 Ha 12.50 K 3.01 Cd 45.29 "9 1.36 Fo 0.30 2 3.29 25.80 10.66 28.13 79.17 88.80 0.36 288.00 77.29 110.00 20.14 100.13 1.80 0.36 EĞRİDİR 3 4.03 18.25 6.9«IU.I7 20.25 55.00 0.08 28.00 62.00 16.63 2.93 43.33 1.33 0.21 «Kil 4 3.83 11.63 6.58 5.08 21.00 44.00 0.29 11.00 48.75 11.25 2.23 52.50 1.27 0.19 r, 4.03 13.63 7.46 7.50 33.60 18.70 0.17 92.50 39.92 10.75 2.22 52.08 1.23 0.68 6 3.87 12.20 7.14 6.13 16.67 1.88 0.17 218.00 34.75 11.00 2.64 79.63 1.43 0.08 t 29.21 107.18 7.64 20.10 34.45 29.67 0.36 15.00 33.62 25.18 1C.36 83.29 1.11 0.44? 15.03 an.oo 6.54 30.3a 38.22 114.00 0.37 15.83 44.85 1660.55 21.92 78.85 0.42 0.20»UMDUM 3 62.25 162.11 616.00 133.10 36.60 17.38 0.20 22.33 40.25 372.75 7.50 351.92 0.93 5.33 GOll) 4 16.63 75.33 7.30 17.5/ 24.50 21.50 0.31 10.33 29.17 2158.00 21.29 35.13 0.45 2.6? b 30.00 79.54 23.07 28.00 29.75 118.42 0.24 100.44 35.20 1898.27 18.36 99.87 0.34 5.45 6 11.31 73.31 12.3B 30.19 15.00 68.94 0.24 27.67 41.38 2802.25 20.75 ao.3i 0.47 0.71 I 14.36 83.33 10.18 10.110 33.70 1113.00 0.25 1565.50 27.08 32.18 7.87 64.73 1.94 3.72 UCVtfIlIR? 5.67 45.4? 7.44 4.33 13.87 437.47 0.27 12.89 25.67 884.65 11.65 60.78 2.20 0.34 001U 3 6.4? 40.70 6.92 5.17 9.80 480.50 0.49 17.67 27.75 1036.67 12.27 64.75 1.58 0.19 Co, Hi, Cr, HM, CU, Cd, l», /n ve Ho ılcrı^imleri ppb, Na, K, C.ı, rvj ye Fe derlemleri ıw ppm ıımr.ık verilmiştir.
4. Akkuyu Nükleer Güç Reaktörünün Çevre Araştırmaları Güç reaktörü çevresinde 16 km t yarı çaplı bir alan kritik alan olarak seçilmiş ve Akkuyu'ya gidilerek etki sahasının çeşitli noictalarından, yeraltı, yüzey, yağmur suyu ve hava örnekleri alınmıştır. Su örnekleri, infrared lamba altında kuruluğa kadar buharlaştırılarak pelet haline getirilmiştir. Örneklerin gama spektrumları Ge(Li) dedektörü ve çok kanallı analizör yardımıyla alınmıştır. Toplam beta aktiviteleri ve,0 Sr aktiviteleri ise düşük zemin sayımlı beta sayacı yardımıyla yapılmıştır. Hava örnekleri, hava toplama pompalarıyla "Whatman No.41" filtre kağıtları üzerine toplanmış, pelet haline getirilen filtrelerin toplam beta aktiviteleri ve gama spektrumlarıda yine beta sayacı ve çok kanallı analizör yardımıyla alımııştır. Ayrıca sayımların yapıldığı laboratuvarın zemin sayımıda saptanarak bir karşılaştırma yapılmıştır. Sonuçlar Tablo-1 ve 2'de verilmektedir. Tablo-1. Hava ve m örneklerinin v-ixocopik analiz sonuçları örnek No ttceıyon Kodu "K PCi/1 Ocak "'Ca pci/1 " K pci/1 Ni»an '"Ca pci/1 pci/1 Tammvt pci/1 Eylül "K '"Ca PCi/1 pci/1 l 2 3 4 i â 7 i 9 Hava 10.S 10.D. 10.8 10.8 11.3 11.i 2.0 2.0 2.0 1.3 160.213.9»kg 166.316.S 42.0:3.7 örnek Al inemedi 117.813.5 9.6±0.9»kg 3.210.3 Bk( 7.010.6»kg 9.610.7 33.4110. 10.410.7 İ8.6H.1»kg 0.720.0 0.210.0 74.012.3 509.9H5.9 83.912.6 Bkg 801.8169.4 334.2111.3 Bkg 16.U1.3 4.010.4 102.6120.3 18.2*3.8 26.912.2 62.9H.9»kg.»kg 1.410.1 Örnek Alınmadı örnek Alınamadı 393.5H3.0 8.710.8 S29.5H7.6 20.6H.3 3227.41129.4 61.U6.2 153. 219.9 19.212.3 103. 515.6 7.511.0 465.6175.7 42.319.2 430.2119.4»kg Bkg»kg Bkg 8.011.1 Dkg (kg 2221.3175.8 42.61i.6 Bkg 87.0:14.1 241.417.6 4.610.) örnek Alınamadı 28.J10.4»kg 169.715.2 3.510.4 53.U2.1 7.510. d Bkg 7.710.7 örnek Alınamadı 9.810.4 0.310.0 Tablo-2, Hava va au emeklerinin copla* B ve "Sr aktiviteleri örnek»0 ticaayon Kcdu "Sr PCi/1 Ocak Toplan B pci/1 "Sr oci/l Ki»an Topla» B pci/1. T eaauıı "Sr pci/1 Toplam B pci/1 1 2 3 4 S 6 7 8 9 Hava 10.6 10.8 10.8 10.8 11.S 11.S 2.0 2.0 2.0 1.3 İka 3.30 0.98 0.31 0.78 0,80 0.75 1.76 0,007 (pçi/m') Bkg 2.2510.30 Örnek Alınamadı Bk( 0.3010.09»kg 0.5910.08 0.4810.06 0.9210.17 0.00510.001 <pci/m')»k* ikg 0.20 0.9510.03 0.21 0.3010.07 0.31 it kg 0.87 0.7710.05 0.94 0.8610.08 1.47 1,3910.10 t.46 0.7210.11 Örnek Alınamadı örnek Alınamadı 0.75 0.19 0.25 0.35 0.72 0.81 0.98 0.95 1.07 0.007 (pci/m ') 0.8210.13 1.2110.11 1.0810.10 1.1310.10 1.1010.15 1.4710.18 1.5910.10 0.7610.12 1.1710.13 0.00510.0003 (pci/»') 25
5. Radyoaktif Yayış Anal izleri Radyoaktif yağış analizleri rutin bir çevre araştırması olarak sürdürülmektedir. Aylık olarak toplanan hava kiri, yağmur suyu ve kar örneklerinde 90 Sr, 137 Cs ve toplam p aktivitesi, süt örneklerinde 90 Sr, 137 Cs tayinleri ve bunlara ilaveten Ca tayini yapılmaktadır. Sonuçlar Tablo-1, 2 ve 3'de verilmektedir. Tablo-1. Süt örneklerinde ölçülen 90 Sr ve ve Ca miktarları 137 Cs aktiviteleri Aylar 137 Cs 90 Sr Ca 90 Sr pci/1 pci/1 g/l pci/gca EKİM 83 5.87 1.92 1.07 1.75 KASIM ö3 6.23 1.09 0.97 1.12 ARALIK 83 6.07 2.21 0.89 2.48 OCAK 84 5.97 1.93 1.15 1.72 ŞUBAT 64 6.25 1.77 1.21 1.46 MART 84 5.99 1.61 2.59 0.62 NİSAN 84 5.07 1.27 1.47 0.86 MAYIS 84 5.73 1.82 1.13 1.61 HAZİRAN 84 5.67 2.01 1.21 1.66 TEMMUZ 84 4.68 1.77 0.99 1.79 AĞUSTOS 84 4.95 1.98 1.02 1.95 EYLÜL <34 5.80 2.07 0.97 2.13 EKİM 84 4.47 1.85 2.38 0.78 KASIM 84 6.19 X 3.56 H ARALIK 54 M M X X x Analizler devam ediyor 26
Tablo-2. Yağmur suyu örneklerinde ölçülen 90 Sr ve 137 Cr aktiviteleri Aylar 137 Cs pci/1 90 Sr pci/1 EKİM 83 KASIM 83 ARALIK 83 OCAK 84 ŞUBAT 84 MART 84 NİSAN 84 MAYIS 84 HAZİRAN 84 TEMMUZ 84 AĞUSTOS 84 EYLÜL 84 EKİM 84 KASIM 84 ARALIK 84 1.41 0.79 1.20 0.2.9 0.39 0.30 0.30 0.26 Yağmur yağmadı 0.17 0.72 Yağmur yağmadı BBkg seviyesi 0.36 K 1.66 0.97 1.09 1.12 1.23 1.08 Bkg seviyesi 0.12 Bkg seviyesi 0.17 Bkg seviyesi M X x Analizler devam ediyor Tablo-3. Ankara havasında ölçülen aylık ortalama toplam beta, Sr ve 137 Cs aktiviteleri. Aylar Toplam pci/100 m 90, "Sr pci/100 m 1 3 7, Cs pci/100 m EKİM 83 0.80 0.85 1.07 KASIM 83 0.20 0.65 0.50 ARALIK 83 1.06 2.45 0.32 OCAK 84 3.20 1.13 3.60 ŞUBAT 84 - - MART 84 2.20 1.58 1.74 NİSAN 84 2.39 1.12 2.26 MAYIS 84 0.20 0.57 Bkg seviyesi HAZİRAN 84 30.40 8.38 Bkg seviyesi TEMMUZ 84 62.09 Bkg seviyesi Bkg seviyesi AĞUSTOS 84 102.91 Bkg seviyesi Bkg seviyesi EYLÜL 84 188.89 Bkg seviyesi Bkg seviyesi 27
6. İzotop izleme Teknikleri ile Malathion Insektısitinın Depolanan Buğday ve Arpada Bıraktığı Kalıntının Tayini Uluslararası Atom Enerjisi Ajansının ülkeler arasında organize ettiği bu projenin (IAEA/FAO Research Contract No:3476/R1/RB) amacı, depolanan tahıllardaki malathion inssktisiti kalıntılarının nükleer teknikler kullanılarak tayinidir. Hasat edilen ürünlerin depolanmaları sırasında yaklaşık % 30 kayba uğradığı tesbit edilmiştir. Bu kayıpları önlemek için ambar zararlılarına karşı insektisitler kullanılmaktadır. Bu insektisitlerin faydalarının yanısıra insan sağlığı ve çevreye zarar verdikleri gözlenmiştir. Bu araştırma için Orta Anadolu şartları seçilmiştir. Yerel depo tipine uygun olarak çinko kovalar ve tahta kutular hazırlanmıştır. Atatürk Orman Çiftliğinden hasat sonrası ilaçlanmamış Bujday (No:5132) ve Arpa (Tokak) temin edilmiştir. Tahıllar, kırık ve yabancı maddelerden elle ayıklanmıştır. Her ay için 2 şer kg buğday ve arpa tartılarak spesifik aktivitesi 2.24 uci/mg olan "*C-etiketli malathion + 1 g inaktif malathion ile muamele edilerek tahta kutu ve çinko kovalarda depolanmıştır. Aynı zap.ar.da nem tayini yapılmıştır. Aktif ve kontrol tahıllardan 4, 6, 12, 16, 20 ve 24 hafta sonra örnekler alınarak "Waring blender" de belirli derecede öğütülüp kartuşlara doldurulmuştur. Tartımları alınarak ekstrakte edilebilir '"C-malathion kalıntılarının tayini için metanol ile 48 saat soxhlet cihazında ekstrakte edilmiştir. Ekstraksiyondan sonra, ekstrakların hacimleri ölçülüp belli miktarlar alınmış sintilasyon çözeltisi ilave edilerek sıvı sintilasyon sayıcısında sayılr mıştır. Sonuçlar Tablo-1'de verilmiştir. Ekstrakte edilemeyen ih C-malathion kalıntılarının (bağlı kalıntıların) tayini için, ekstraksiyon keki sabit tartıma kadar kurutularak havanda öğütülmüştür. Belirli miktarların tartılıp yaş yakma sisteminde 1 '*Co, 2 e çevrilmesinden sonra sıvı sintilasyon sayıcısında sayılrmsıyla aktivite tesbit edilmiştir. Değerlendirme sonucunda ekstrakte edilemeyen kalıntıların tayin edilebilir seviyede olmadığı görülmüştür, Tablo-1'de verilen ekstraksiyon sonuçlarına bakıldığında, çinko kovalarda depolanan --hılların aktivite değerlerinin daha yüksek olması çinko kova- 28
larda buharlaşmanın daha az olmasıyla açıklanabilir. Elde edilen bütün sonuçlara bakıldığında maksimum kalıntı miktarı, çinko kovada 24 hafta depolanan buğday için 4.26 ppm olarak bulunmuştur. Bu maksimum değer bile 8 ppm olan Dünya Sağlık Teşkilatının (WHO) limitlerinin altındadır. Tablo-1. Buğday ve Arpa'daki Ekstrakte edilebilir [! ''CJ Ma lath ion Kalıntısı. Oepo tipi en Depolama süresi (Hafta) Tahta kutu ppm : Aktivite it Çinko kova * ppm % Aktivite Buğday 4 2,24 0,0252 2,36 0,0266 8 1,71 0,0192 3,01 0,0339 12 1,57 0,0176 2,87 0,0323 16 2,39 0,0269 2,94 0,0330 20 1,78 0,0200 3,40 0,0382 24 2,48 0,0278 4,26 0,0479 Arpa 4 1,62 0,0182 2,16 0,0242 8 1,50 0,0168 1,76 0,0198 12 1,74 0,0195 3,04 0,0342 16 2,27 0,0255 3,18 0,0357 20 1,62 0,0182 1,98 0,0222 24 2,98 0,0335 3,18 0,0357 ' Uygulanan "* C-malathion aktivitesi 1 uci =% 100 - Değerler 2 paralelin ortalarnasıdır. - Değerler taze tahıl ağırlığına göre hesaplanmış ve kontrol örneklerle düzeltilmiştir. 29
SAĞLIK FİZİĞİ BÖLÜMÜ 1. Akkuyu Nükleer Güç Santralı Çevresinde İsletme öncesi Mevcut Tabii Fon Radyoaktivite Miktarının ölçülmesi ve Değerlendirilmesi Tabii fon radyoaktivite miktarının ölçülmesi işlemine, daha önceden sahaya yerleştirilmiş olan düzeneklere takılan TLD ve film dozimetreleri ile devam edilmiştir. Dozimetreler 3, 6 ve 12 aylık periyotlarla alanda bırakılmış, alınan değerler Tablo-1'de verilmiştir. Film dozimetreleri ile sağlıklı neticeler alınamamıştır. Tablo-1. 1984 yılı; 3, 6 ve 12 aylık ölçüm değerleri (değerler mrem cins.) AYLAR Ekim 1983 Mart 1984 (6 aylık) Mart 1983 Mart 1984 (12 aylık) Ocak-Şubat- Mart (1984) Nisan-Mayıs- Ha2iran (1984) Temmuz-Ağustos- Eylül (1984) Nisan 1984 Eylül 1984 (6 aylık) Ekim-Kasım- Aralık (1984) Reaktör Sahası Kod NoU.O) 24.8+0=7 60.0ü 15.3+0.7 12.1+0.49 12.8+0.49 19.7+1.48 16.7il.06 İ S T A S Y O N L A R _. Ovacık Koyu Hayat Motel, r., -/,. * Karakol Sahası (3.3) (1.3) 19.4+0.00 26.2ÎO.0O 52+0.00 11.7+0,35 13.2±0.00 10,8+0.57 12.5+1.84 11.1+0.99 11,8+0.00 18.0+0,99 23.5+0.99 15.7+1.06 30
2. Doğal CaF/ün Termolünrinesans Karakteristiklerinin Tayini CaF 2 kristalleri renklerine göre açık yeşil, pembe ve mor olmak üzere üç gruba ayrılıp, havanda dövülerek toz haline getirilmiş ve 200 mesh'lik elekten geçirilmiştir. Toz halindeki numuneler, hassasiyetlerini arttırmak amacıyla, önce 600 C da 15 dakika, sonra 400 C da 2 saat fırınlanmıştır» Bu numunelere 7. 65 oranında ve 200 mesh'lik NaCl ilave edilerek, 30 mg'lık, 0.6 cm çaplı tabletler basılmıştır» Daha sonra bu tabletler 400 C da 15 dakika fırınlandıktan sonra, siyah plastik torbalara konulmuş, Ra-226 (1.3 MeV) ve Cs-137 (0.66 MeV) kaynakları ile ışınlanmıştır. Tabletlerin 100 mr-1000 R arailgındaki doza lineer bağlı olduğu gözlenmiştir 10 (CO 1000 unlanman* -- 13 KM 1000 10000 Sekil-'. Ccvılı CaFj Numunelerin Ooz-Ce»»p Egnieri 1000 000 DoîtmR) Değişik enerjilerde yapılan ışınlamalardan CaF 2 'ün enerjiye bağımlılığı incelenmiş (Şekil-2), ışıldama eğrisi (Glow Curve) çizilmiştir (Şekil-3). 31
1000 Enerji (kev) Sekil? Tabii CaF-, un enerjiye cevabı Ismlama sonrası 100 C fırınlanmış Isı ima hızı 20 *C /saniye too 200-1 300 $ekıt 3 Tabu CaF; ıçm hpı» bu ışıldama eğrisi Solma özelliğinin araştırılmasında ışınlanan dozimetreler 1, 2, 3 hafta boyunca kurşun zırh içinde bekletildikten sonra okunmuş, önemli bir doz kaybı olmadığı görülmüştür. Tekrar kullanılabilirlik için aynı dozimetre ile tekrarlanan ölçü neticelerinden ortalama sapmanın pembe numune için ± 7. 10, mor numune için 32
ı % 9, yeşil numune için ± % 7 olduğu; bir grup avnı dozda yapılan ışınlamalarda ise standart sapmanın pembe numune için ± X 10.33 mor numune için ± % 7.45, yeşil numune için ± % 8 olduğu bulunmuştur. 3. X-Isım Teşhis Radyolojisinde Uterus Dozu Tayini Anne karnındaki bebek radyasyona karşı çok hassastır. Bu nedenle hamile hanımların hayati bir zorunluluk olmadıkça özellikle hamileliklerinin ilk aylarında karın bölgelerini içine alan X-ışını teşhis radyolojisinden kaçınmaları, doğumdan sonra bebekte görülecek onarılması imkansız radyasyon hasarlarının oluşmasını önlemiş olacaktır. Diğer yandan X-ışını tetkiklerinde her zaman en uygun teknik verilerin kullanılmaması kalitesiz radyografilere ve fazla doz alınmasına neden olmaktadır. Bazı durumlarda tedavi için son çare olarak kürtaja başvurulmaktadır. Bu çalışmada karın bölgesini içine alan çeşitli X-ışını teşhis radyolojisinde uterus bölgesinin ve primer demet önündeki derinin almış olduğu doz deneysel olarak tayin edilmiştir. Doz tayininde LİF TLD-100 sıkıştırılmış çubuk şeklindeki dozimetreler ile hakiki insan kemikleri olan doku eşdeğer plastikten yapılmış Alderson-Rahdo fantom kullanılmıştır. Değerlendirmeler sonucu uterus bölgesinin absorblanmış dozunun 1,9 msv ile 47 msv arasında, deri dozununda 5,5 msv ile 186 msv arasında değiştiği görülmüştür. Tablo- 1, 2 ve 3'de çeşitli teşhisler için teknik veriler ve elde edilen sonuçlar verilmiştir. NCRP (Amerikan Ulusal Radyasyondan Korunma Komitesi) bu konudaki yayınlarında "anne karnındaki ceninin 0,15 Sv (150 msv)'ti aşan bir doza maruz kalmasından sonra tedavi amacıyla kürtaj yapılması" nı tavsiye etmektedir. 33
1-AltO t. Hl.tı tuhhn*» dr^ltık k\mto *t FfO «I t>*t«r1 let» 4»r\ * tittn.1 iitu'i. ' e s «ı s hast» T1F1 1 kv j * FFO (r>) r Dt*l DOZu 1 UTiaul DOIU P E L $T»hDA»T 5IS»A» STtftDiaT S1 SnAf» 66 JO 77 j 125 100 5.95 1.87!! 100 1 12.84 i «.Qt!!! 67 : 100 100 J.44 s I.SI 70 ' 100 100 Î 5.53 i 2.09 V I STU0AIIT Jlfun STanoiar 70 80 70 [00 200 100 110 no 90 6.46 i 2.25 İ5.97 5./I 5.3/ 2.40 s SI SHAH 75 125 90 i.22 J.W ITiNDART 70 too US 5.57 2.18 (TO SUFI) SllIUN 70 100 115 S.57 2.18 TL0 2. L«*«> <''«tt»mii««t «link tv, alı vr FFD ditirltrl Kin d»rl M ııurut «Hlırı. TEJHII TIFI KAITA Ttfl i.v At! 1 FFO (cm) oe«l oozu s» urtaus oozu s. l«l i U n l 0 s A C R A I FILM tta»da«t İİSIUN «t-»«t SIMAN STANDAJtT IİVUN JU«DA»T SİMA» STOA«T SİMA» 70» -».«77 T.. 70 tvaru 80 i» 70 «-««90 t 73 OVcrfcı 90 f. 70 tvi 90 T., 80 Ow-rrfcj 90 T.. 76 6V«fki 3fljlA_- 80 iw««i 94 i.. 77 «a-ırkı 85... 77 «virki 120 > 160 j * 120 160 1 90» 80 200 125 200 ISO 200 ISO 300 160 500 200 «00 100 ISO 125 90 90 85 85 100 100 100 100 9.71 14.60 20.58 36,75 2.59 2.95 3.49 4.88 41.21 i 5.48 63.41 1 9.21 I 39,72 j 5.28 59.15 24.73 32,76 8.89 3.73 4.53 34
TABLO 3. Kolon teşhisinde değişik kv, nas ve FFD değerleri ^ein deri ve uterus dozları. TEŞHİS HASTA TtPİ ;ALIŞMA(SAY ) rtpt (ZAMAN kv mas ma FrD (cm) DER t DOZU msv UTERUS DOZU m5v STANDART Zrmli (f>) 5kopi(S d alt 70-81 110 80 -I00_ 2.5 50 4(5.92 18.9u S ISMAN Srafi (6) Skopi(S dak 9Û - IÛO i 100 100-110 2.5-3 5C 60.96 24.43 STAWDART Cr«fı (II) Skopi(7 dak 70-125 j 40 110 ; 2 50 24.35 9.65 S1SMAN Crâfı (7) Skopi(6,5dal 77-125 j 50 110 2 50 42. <<9 14.69 Cr«fi (10) 80-100 STANDART SkıpiU.SdaV 70 150-200 1.5 40 107.82 24.80 SISMAN Craft (10) Skopi(2 dak 91 " 110 70 150-200 1.5 00 185.56 47.15 4. Film Dozimetrelerinir. Belde veya Göğüste Taşınmasının Doza Olan Etkisinin İncelenmesi Film dozimetreleri tüm vücut dozunun tayini amacı ile ya göğüs cebi üzerinde yada belde taşınmaktadır. Uozimetre; göğüste taşınması halinde göğüs kafesini teşkil eden kemikler önünde, belde taşınması halinde ise kas dokusu önünde bulunacağından, gelen radyasyonun bu iki dokudaki farklı geri saçılmalarından dolayı, filmlerin kararma miktarı, aynı miktar gelen doz için farklı olacaktır. Bu çalışmada film dozimetrelerinin belde veya göğüste taşınmasının doza olan etkisi deneysel olarak incelenmiştir. Araştırmada, film dozimetreleri ve doku eşdeğer plastikten yapılmış, hakiki insan kemiğinin kullanıldığı Alderson Rando Fantom kullanılmıştır. 35
Ayrıca bu deney sonuçları hakiki et ve kemikle yapılan deneylerle doğrulanmıştır. Deneyler ANAEM Kalibrasyon Laboratuvarı ve Ankara Numune hastanesinde, hastane şartlarında yapılmıştır. ANAEM Kalibrasyon Laboratuvarındaki deneyler, fantonıun göğsünde ve belinde 4mA 70 KVp lik X-ışını demeti ile çeşitli dozlarda (0.3, 1, 5, 15, 30, 50 msv), 5 er adet filmin ışınlanarak, banyo sonucu okunan optik yoğunluğunun ortalaması Tablo-1'de gösterilmiştir. Bu deneyler 4 cm kalınlığında et ve kemik üzerindeki film dozimetrelerinin ışınlanmasıyla tekrarlanmış, sonuçlar Tablo-2'de verilmiştir. Hastane şartlarında da et ve kemik üzerinde film dozimetrelerinin çeşitli KVp, raa ve doza bağlı ışınlamaları yapılmış, değerlendirme sonuçları Tablo-3'te gösterilmiştir. TltİJ-l. f.««l4,ll»ui4o»liil0 «"İH. 4. «l.ti. 3 O (39» ) 0.1 *. fil» > imtı 40091 4000t 04000) 40094 4900) ort. Torur 400)1 400)1 0409)) 400)1 4O0)f on. tana 11) 1» 1» 1» "iıı 110 110»1» ili (100 *.») 1 alo rtu«*!s«ji 400M 40907 04900İ 900» 40010 40041 400*1 40011 400»»»noV^ İM 11» 1«) 4İ) OOOıltos) ) * rıis». 4O011 «onı 4001) 40014 4001) t» i >>sj «ıjtnv m 40O4< ısı 1)( 1» İM 114 IIIİS MTiTSN^ taut. )» '»»J» (1)00 olta) M 4*. îlla»4. 40014 MİT «ora* «ocu 4» 10 W *X»i J n..»t ")» J») 400)1 400)1 400)) 400)4 400»»iİK»t,»» TM T» n* 1"» 1)000 akm) Mla». 40011 Meni 400» 40*14 400») iw^k^ T» T» 7". Tl» 7li 400)4 î)01 0400)7 400» 400» 40049.TM*>NJ taut. urı İM) IX) 1X7 1)4» ()O00a«aa) M» rıu».. 400ti 400IT 40on 400» 400» D * ) ^ * ^ 1)04 I}» ıx» "İ)OT 400» 400» 400(0 400(1 400(1 1»» * \ Daut «1)0 1144 11»»1)7 M» 1141»OH»044»Ott»OX»ox»û * > ' * 3.» * 4 J»4.4 *4.i, * 4.»»04) 4 > TO f X-IIIM >s k. Tabloların tetkikinden de anlaşılacağı gibi göğüste ışınlanan filmlerin karamaları beldekinden % A civarında bir farklılık göstererek fazla bulunmuştur. Ancak bu, filmin yeniliği eskiliği, banyo okuma ve kalibrasyon işlemlerinden meydana gelebilecek i % 20 civarındaki hata sınırlarının içinde bulunduğundan kayda değer büyük bir farklılık olarak görülmemektedir. Bu nedenle film dozimetresinin göğüs yada belde taşınıyor olması kullanıcının tercihine kalmış bir husus olarak serbest bırakılmıştır. 36