iî.nftrm- * P-~^3 -rmoooi} TÜRKİYE ArOM ENERJÎSİ KURUMU y ÇEKMECE NÜKLEER ARAŞTIRMA VE EĞİTİM MERKEZİ İLERLEME RAPORU 1983 Ankiv» :l-k leer Araştırnu ve L.(.::ı Merkezi Kütüphanesi P. K. 1, Hava Alanı, İstanbul
We regret that some of the pages in the microfiche copy of this report may not be up to the proper legibility standards, even though the best possible copy was used for preparing the master fiche
k? TÜRKİYE ATOM ENERJİSİ KURUMU ÇEKMECE NÜKLEER ARAŞTIRMA VE EĞİTİM MERKEZİ # İLERLEME RAPORU 1983 P. K. 1, Hava Alanı, Ucanbuf
İÇtoSKİLBR ONSUZ Sayfa 1. HÜKL33R SÎ3TT3SL5R VS T3KH0L0.JİSİ 1.1. Yakıt Çevrini, Yakıt İdaresi ve Ekonomisi... 1 1.1.1. Termal Reaktörlerde U-Pu ve d-th Çevrimi I 1.1.2. Termal Reaktörlerde "J-Th Çevrimi ve üreme Oranının Maksimize Sdilaesi.... 3 1.1.3. Türkiye İçin Enerji Üretioi Senaryoları. 3 2. liüicl&ik YAKIT ViS T3KK0LO«ÎİSİ 2.1. ill-l ve TR-2 Reaktörleri İçin Kalp Dönüştürmesi. 4 2.2. Yakıt üretimine 3«.s Urcaiyum ve Toryum Bilediklerinin Etüdü...- 4 2.3. Toz ilete.lurjisi Teknikleri İle Sereraik Yakıt Yapımı..... 5 3. KtıKLJüR :uîl3gis:l3r 7JJ T JEOLOJİSİ 3.1.. Reaktörle İlgili Olçneler İçin ii i İgİ3r.ı Düzeni Yapii.ii.....,...... 9 3.2. Zirkonyum Cevherlerinin Değerler.diı-ilnıesi... i? 3.3. JSskige-ıir-üeylikfcftır Gevherinde iiadir Toprak j*ielaentleriuin Btüdtt 11 3»4. ihikleer -Snûüstri&e l'cvhribctsıa Je3t (i.dt)... 12
4. HÜKL&R GuTKBLİIC 4.1. Reaktör düvenizi '. 13 4* 1*1* Eükleer Güvenlik Anelis Raporlarının Haaırlanma- 8i Ssasları ve Bilgisayar Programlarının Karşılaştırmalı litüdü * 13 4.1.2. Ağır Sulu (HSfR) ve Hafif Sulu (LOR) Reaktörlerin Teknolojik Bakımdan Karşılaştırmalı 3tüdtt. 13 4.1.3. Sükleer Yakıt Çevrimi İçin Risk Kriterlerinin Geliştirilmesi (JAM Projesi) 13 4.2. TR-1 ve TR-2 Reaktörlerinin Güvenlik Analizi Raporlarının 'famamlcnması. 14 4.3. Reaktör Yakıt islemanlarmın Talıribataısj Analizi*. 15 4.4. Akkuyu İCükleer Güç Santralı İşletme jncesi Doğal ion Radyoaktivite jl;ümleri... İĞ 5. RADYOİZOTOPLARI* ÜR3TİH V3 UYGULAMALARI 5.1. liadyofarntbsütik Hc.zırlaraa ve Geliştirme... 18 5.2. Tıpta Uygulanan Bazı etiketli Bileşiklerin Radyasyonla Uozunmaaının İncelenmesi 19 6. LÜıcL^jR rsıciia^a; va UYGÜL/UV;ALARI 6.1. İstanbul Yöresindeki üîser Slement Kirliliği ve İnsan Sağlığı İle İlişkisinin İncelenmesi... 20 6.2. TR-1 Reaktörü llorozyommun. İncelenmesi.'... 21 7. RADYOLOfe GÜVKiLİK 7.1. Seconder Standart Jozimetri Laboratuvarı (fcsdl).. 22 7.2. Termolünıüıesan Dozi.,ıetri Yapımı ve Uygulamaları.. 23 7.2.1. 'ferrnolümtuüsaıı Porsonel Doz&netri (TLÛ) Geliştirilmesi».....*......»...,..,.. 23
7.2.2* Termolüminesen Doaiaetre Uygulamelarx...... 24 7.3* Kalp ICateterizasyon ve ArJtyografisinde Maruz Kalınan. Kadyasy on Dozları Ölçünü ve Değerlendirilmesi 24 7.4. Türkiye'de 'Jranyuaı îâadenciligi ve Cevher Arıtma Tesislerinde Radyolojik Denetin.. 2ö 7.5. Akciğer Kanseri j3pidemiyolo;ji İçin Radon Ölçümleri 26 8. Î3M2L ;-JÎA TIRüA VJS sj3lxş/j?ikfiii3 8»1. iiükleer Veri Değerlendirilmesi. 27 3.2. Plazma Sistemlerinde Teni Tekniklerinin geliştirilmesi 27 8.2.1. Mr ül^ktrotittrcik Snerji Anali&örü İle lagneto Plaaıaa ;.IP(II) Sisteminde Elektron jjnerji Darılıniiiın Jİçülraesi...... *..«27 8.2.2. Plazma Paraıaetrelerinin "Magneto Plazma i.ip(ii) Sisteminde ;>'ıikrodalga Yöntemiyle ülde Edilmesi. 2d 8.2.3. Çift Rezonans Radyo frekans (SJ) Sondası l'üateuiyle iiir Difüzyon Plasma Sisteminde Plazma Parametre lerinin Tayini....*...,.. 23 8.2.4* Lc.33r interiorometresi Yapımı».»*.»... 23 8.3» Tradescantia Bitkisinin Stamen ılücre S is terslerinin İyonisa Radyasyonlar İçin Monitor'Olarak KullanıLaası 23 3.4. Âj üadyoiiukliâinin Su Organizmalarında i/iyolojii' jc.vrenışı ve üiyokinetiyi»»»,»...»,»»,.», 3C 3.5. 3 uy * sı ^jır ketallerden /arındırılmasında Su l.iercime::lerinin (Leana gibba L») Önemi,.,...,,,.. 31
9. MBBOBDSKİ UYGULAMALI Tl SÜRBKLÎ ÇALIŞMAMI 9.1* TR-2 Araştırma Rektörünün İsletilmesi. 32 9.1.1» Reaktör Tevsii Projesinin Tamamlanması, Ölçme Kelibre.syoa ve İşletme Gelişmeleri.., 32 9.1.2. Reaktör Bakııa Önerim ve itontej çalışmaları.. 33 9.İ.3. TR-2 Reaktörü Işınlama Düzenekleri İle İlgili Çalı şraa 1ar...* 34 9.1.4. îr-1 Reaktörü Kullanılmış Yakıtlarının Roprosos İçin Gönderilmesi İle İlgili Çalışmalar 35 9.1.5. Kükleer iılalzeraenin Denetimi 35 9.2. Rutin Radyasyon Korunması Hizmetleri... 35 9.2.1. Radyasyon Korunması, Denetimi ve Dekontaminasyon Hizmetleri. 35 9.2.2. ÇKAÜM Dışı Radyasyon Denetim Hizmetleri 42 9.2.3. Radyasyon Ölçerlerin Kalibrasyon ve Bakım Hizmetleri.... 46 9*3* Radyoizotop üretimi.. 46 9.4* Radyoizotopların Uygulamalı Çalışmaları... 47 9.4.1. aaaasrafi. 47 9.4.2. JSSJ ve Alctivas/on Analizlari... 43 9.4#3# Groses IControl................ 49 9.5* Kükleer Elektronik Cihaz ve Sistemlerin Bakım ve Onarımı..» *.» 50 9*6. Teknik Servisler 52
10. YAYIKLAR ÇKASLi Raporları... 53 GKASE* İç Raporları 53 ÇUÂM Bültenleri 53 Yurt İçi Yayınları. 54 Yurt Dışı Yayınları... 56 11. BİLİMSEL PAALİY3TLBR 11.1. Konferans ve Seninerler 57 11.2, Süitim 64
ÖNSÖZ 1983 yılında Merkezimiz için en önemli ve onur verici olay, Ey 1**1 ayında Sayın Cumhurbaşkanımız Kenan Evren'in gerçekleştirdiği ziyaret olmuştur. Gerçekleştirilen çalışmalar TAEK programında belirtilen ana plan çerçevesinde olmuş ve toplam 45 araştırma ve geliştirme projesi üzerinde çalışılmıştır» Bu araştırmalardan 8'i Merkez dışı kuruluşların işbirliği ile yapılmakta olup büttin projelerin C /J 75'i uygulamalı çalışma olmuştur* TR-2 reaktörünün son deneme çalışmalarının tamamlandığı ve geçici kabulünün yapıldığı 1983 yılında Radyasyon Kontrolleri ve Endüstriye Uygulama çalışmalarıyla TAEK bütçesine olan katkı kıvanç verici duruma gelmiştir* 1983 yılı içinde yurt dışı 2, yurt içinde 37 bildiri ile konferans ve seminerlere katılma olmuş 13 araştırıcı da yurt dışı kursa devam etmiştir* 1983 yılında gerçekleştirilen araştırma geliştirme ve uygulamalı projeler ile yürütülen teknik hizmetler gelecek yıl-. lara daha güvenli olarak bakmamıza yardımcı olmuştur* Doç.Dr«Ali Nezihi 2ÎLGE ÇHAE.: MÜDÜRÜ
1. KÜKLöiSa Sİ3' SOLıS. VS T3KH0L0JİSÎ 1.1. Yakıt Çevrimi, /akıt İdaresi v Ekonomisi T.îürker, T.Aldenıir, U.Âûalıoğlu, A.Aytekin, R.Jîuncel, G.Göktepe, S.Menteşoclu (nükleer Mühendislik i,öltûaü) Bu konuda yapılmakta ölen çalışmalar tormtl reaktörlerde J-Pu ve J-îâ çevrililerimin incelenmesi ve yeni hesaplama tekniklerinin kullanılması konularını ve rürkiye için enerji üretimi senaryolarını kapsamaktadır. i. 1.1. Teraal Reaktörlerde J-PU ve U-Th Çevriıoi: îiu^îün kallt-nılüiakta olan ticari hafif aılu güç reaktörlerinde, j-i-u kapalı çevrilinin sağladığı yakıt tasarrufu yâ 25-3Ü civarındi..dır. Bunun başlıca nedeni ise çevirme oranının 0.60-0.S5 delerleri arasında bulunmasıdır, üuna göre, sistemin çevirme oranı arttırılacak olurca, kapalı yakıt çevrilinde sağlanacak olan yakıt tasarrufu da artar, 'yovirme oranını arttırmanın en iyi yolu 3ici,emİ3ki modcrucör oranını asc Itlaktır. Löylece nötron enerji üpektruaunu lıı-ılı bül~eye kaydırmak suretiyle, fortil..ır.1- zene i<; iddeki yu iul.uj-ar i'asialagtırıl..:ia, vs bunun corucu olarak çevirrae oranı ar ;iırıl.a:'..> olar. i>u şekilde moderator oraüi Ckiaitılrrak dizayn odilir.i.; bir i'»7r recl:törünue J-?u'çGV_, i..ıiiiin sağladijı'yt.kıc tı-kfituru,> ûg-:,5 olarak bul.va:.ıu.j tur S is to:';'in be; lak reak^ivite i-xtsayici isa -5 "i-0" L ' e &.:/',.> boyluk-t^r. l-)q'j aongüinde çalıg..il.-:..n kapoaiiu 'jenigl^ 1:11-»rci: 'J-'J.ı çevrimi CB inceıeı.::!!;,.lr, Yarij.'aı analizler» ^üre bu dur^ıua saklanan yı-icıt tacarrufunun VJ l'j civarında kıldığı bul-.vxv.ra.g-ûur, liu yakıt çovrimir.e fjöre si3>;e- :ıin jor.l.dli rea:tiv-ito ka,yayışı -3.3 10 ûk/ j bokluktur. - 1 -
. Ü-Th yakıt çevrimi analislerlnde kullanılan L30PARD kodunun orijin* halindeki Ta resonans integral! korelasyonu değiştirilerek yeni bir «etal-okslt korelasyonu koda ithal edilmiştir. Bütün bu analislerde 1300 «e sınıfı PİR reaktörü referans olarak alınmıştır. Tablo-l»de ü-th ve ü*-pu kapalı yakıt çerrimluj:inde yekıt/moderatbr (P/M) oranına göre harcanan uranyi» Miktarları görülmektedir. Buna gore tabii uranyum, kullanım yönünden Pu/U0 2 sistemi, (U-Pu çevrimi) klasik PIR'lere (P/tt-0.5) oranla % 60 değerine varen bir tasarruf sağlamaktadır. Aynı esaslar dahilinde Ü-233/Th0 2 (Ü-Th çevrimi) sisteminin sağladığı' tasarruf % 10* dur. Bu çalışma bitmiş olup raporu hatırlanaaictadır. Yakıt/Moderatbr Haoİm Oranı WM) Harcanan Uranyum Ton U*0 R /GW -Sene U-233/Th0 2 Pu/ü0 2 0.5 103 106 1 100 90 2 96 71 3 96 44 Tablo 1. U-Th ve J-Pu kapalı yakıt çevrimlerinde harcanan uranyum miktarları*
1.1.2. Termal Reaktörlerde U-îh Çevrimi ve Üreme Oranının Maksimize Edilmesi Bu çalışma CAEDU Reaktörlerinde U-Th çevrimi ve üreme oranının maksimize edilmesini incelemek üzere başlatılmıştır. Ancak bu çalışmadan sorumlu olan Dr. Tunç Aldemir yurt dışında bulunduğu için çalışmaya ara verilmiştir. 1.1.3. 'iîürkiye İçin Enerji Üretimi Senaryoları Senaryo çalışmalarına wea* dan getirtilen TOT21.İ-3 koduyla başlanmıştır. r fot3m-3 kodu, yıllara göre belirlenen enerji talebini karşılamak üzere kurulacak çeşitli tipteki aantralların sayısını, kapasitelerini, yakıt talebini (F03İI, liükleer) ve enerji maliyetini çeşitli kısıtlamalara göre lıeoaplayon bir programdır. T0T3k-3,kurulması öngörülen Nükleer Sontralları da geniş olarak hesaba katmaktadır. Bunlar için yakıt çevrir.d, verimlilik gcjzönüne alınarak sir.ıülf;syon yapılobilasktedir. ısu çalışua çok sayıda istatistik verilerin coplanmasını gerektirmektedir. Bu İstati3tik verilerin toplanmasına çalışılmaktadır. 3 -
2. ÜÜIO*23a YAKI? VS TBKHOLOJİSİ 2.1. 5.-1 ve TR-2 Reaktörleri İçin Kalp Dönüştürmesi T.Aldemİr, U.Azaklxogullarx, A.Aytekin, R.Tuncel, i.arxkan, H. Şahin, T J. Adalxoglu (Hükleer Mühendislik Bölümü) ıi.y.üsel, J.Vural, S.Saylan, B.Sevdik, a.utku, ü.anaç, ö.tanönaen (Reaktör Bölümü) ÎR-1 ve TR-2 Rsaktörlerinin yakıt depict irme durur.ilr.ri belli ölmediğinden projeye ara verilmiştir. Ancak Kükleer üühendislik Bül'lnünde yasılmış olan IBD jıodıme Qi.ki boyutlu Cok L-ruplu Difüzyon Denkleminin Çözümü) w Çi2gisel Over Relaxation" aetodu tatbik edilersk IBD kodunun. IliDl versiyonu elde edilmiştir. IBDİ kodunda gerekli testler yapılmış ve di^er kodixrla uygunluk sağladığı yürüiıaüştür. Iüi) kodu ile rr-2 Bcaktörünün U4 x tj) kafes aralımı i^in 1G3Û iç iteraeyonda eldo edilen 4 gruplu akı değerleri, L;D1 kodu ile 300 iç i ceraoyonâa elde edilmiştir. Su 3onuç da bise oldukça bilgisayar mamanı kazandırmaktadır. Ayrıca jıev iki kc-j ile TR-2 AeaktorUnun kuru ı.şmiaraa tüpüne iligkiii reaktivite hesabı yapxlivag olup, XLD ila -^3 pc;.ı, I'^Jİ ile <la -33 negatif reaktivite etkisi olduğu buiunrriuçtur. Jalışut. bit;»:ig olup rapor un un y az x L;ıa 3 ma b a g 1 an/ax g t xr. 2.2. Yakıt "ürstimino liktaa Uranyum vs Torya.: liilcs idlerinin A.Iujsavul, U.İ^okOtjIu, iv.ci.v.ciiiı, n.iiopuz, (:. ilkle cr.- Yakıt îcl:nolo^i3i böxü..ıü) v.0an, H.Tel Sari >, t adar; ui.olc./ar.: I: a;,iouyunı ai'.;ra_-at yolu ila - 4
UOg nükleer yakıt paletlerinin üretimi için, sarı pastanın solvent ekstrtıkeiyonu ile saflaştırılmasında, iki ayrı süreç kullanılmaktadır. Beş kademeli mixer-settler ünitesinin yanında dar- : beli ekstraksiyon kolonu ile de ekstrakaiyon işlemleri yapılmaktadır. İlk yakıt peletlerinin hasırlanması için gerekli 1 kg civarında amonyum diuranat, sarı pastadan başlanarak hazırlanmış, kalite kontrolü ve kalsinasyon işlemleri için metalürji grubuna verilmiştir. Konsantrelerde uranyum ve toryumun gcrnmu absorbsiyoraetri 24,1 ' metodu ile tayininde gerekli, 10 ınci. * Am kaynağı ve numu-ıenin konulacağı kolimatör kısmını kapsayan düzenek yaptırılmış ve yatay durumdu setlıçabilen Ge-Li detektör ila birlikte c^nmc ab3orbsiyometresi olarak geliştirilmiştir. 1-300 g/l uranyum ve toryum içeren çözeltilerdeki Ü ve '2a. konsantrasyonları, bu rnetod yardımı ile'100 saniyelik bir süre içinde tayin edilebilmektedir. Çalışma tomamlcnnıştır. Yakıt çevri.ıiüde kalite kontrolü ile ilgili olart.k sarı pastanın analizi yanında amonyum diuranat ve UOg içindeki aafsızlıklar, spoktrofotometrik (uv-vis), atomik absorbsiyon ve polarografik yöntemlerle teyin edilmektedir. 2.3, Tuz»îetalurjisi Teknikleri İle Seramik Yakıt Yapını A.S.Beyoğlu, Kopuz, H.Kopuz, A.Yaylı, T.Aybers (Kükleer Yakıt Teknolojisi Bölümü) liükleer güç reaktörlerinde yakıt olarak k' 'lenılan uranyum-toryum bileşik oksit paletlerinin özalliklerino, kulltnılan oksit peletlerinin i'iülkselve kimyasal özellikleri et:d. etmektedir. - 5 -
Sözkonusu oksitleri yapımına başlangıç olarak ilk aş&raade Th0 2 ela alınmıştır. Toryum nitratın okzalik asitle çöktürme şartlarına (çöktürme sıcaklığı, çöktürmeden sonra bekleme süresi, karıştırma hızı) bağlı olarak kavurma sıcaklığının toz özelliklerine etkisi (yüzey alanı, toz yoğunluğu, vs.) incelenmiştir. Kavurma sıcaklığının, çöktürme şartlarından çok, toz özelliklerine ve bilhassa yüzey alanına etki ettiği görülmüştür. (Şekil.1). örneğin; S 6oo»35 m^/g s 9 00 a 5 * 2/ S DTA ve TüA sistemleri yardımı ile Th^CgOjg^HgO'nun bozunma kinetiği, çöktürme şartları farklı örnekler üzerinde incelenmiştir. Okzalatın tamamen ThOg'e dönüşme sıcaklığı tesbit edilmiştir. Bozunma kinetiğinin, literatürdekinin aksine olarak, 2 veya 3 safhada değil, daha fazla safhada oluştuğu gözlenmiştir. ı «(gekil.2 ). Gaz dağıtım ve temialeme sistemleri yapılarak Ü3O3 indirgen HgO/Hg atmosferinde UOg'ye indirgenmiştir. - 6 -
0 Bu caüsma (20*C)I.Eğri x Bu çalama (50 *C)B Eğri V.D. Allred ard alk5) j. Veron (6) N.A. KROHN(7) 1 6. D. White at all 18) 0 H. Kinoshita (9) 500 600 700 800 900 1000 T.C Kavurma Sıcaklığı - 7 -
I 00 1 AĞIRLIK AZALMASİ ( /.] AGIRUK AZALMASİ (%) I Sekil 2. Toryum Oksalatın Termik Bozunma Kinetiği (OTA ve TGA Eğriler) Boz unma at mo sf eri; hava
3. iîükiuiisr BİIujŞiSKLiS V2 l\ u<wlojisi 3.1» Reaktörle ilnili Pişmeler İçin Bil^i İglera Düzeni Yapımı A.Güven, Ü.'Punç (Elektronik Bölümü) Eilgi toplama siateuinde HP hesaplayicxsx yerine geçmek üzere tasarlan-ncsı düşünülen kontrol ünitesi, mikreişlenci geliştirme sisteminin henüz ele seçmemiş olması nedeniyle tamamlanamamıştır. 3.2. Zirkonyum Cevherlerinin Değerlendirilmesi A.i.iirkol, S.üztürk, Y.Z.Yılmaz (Kimye hölürcn) B.Göçer (Radyoizotop Bölümü) Iı. Kopuz (iiükleer Yakıt Teknolojisi '.bölümü) /.Apak ('Jndü3triycl Jy^ulana Bölümü) ^ile-üo'.ıicli ve fi.iıköy yörelerinden alman kura numunelerinin v-ıiı'ıizl ÂAS, spoıctroaoto.-ietri, radyoizotop XRP ve gravimotri yöntemleri ile yapılraıçfeır. Zr tenürü en yük;;ek (/JC.43) olan 2 numunenin homojen karışımından fiziksel zenginleştirme (sallantılı masa, a^ır ortanı ve manyetik ayxrma) sonucu ^26.8 Zr ve Jİ0.13 Hf (Hf/Zr» ü.00435) içeren zirkun konsantresi elde edilmiştir. Bu konsantrede zirkonyumun hafniyumdan ayrılnaaı için aşağıdaki yön-temler karşıla ıhtırılmış tır j t.) Zirkon konsantrslerine KgSi^-KCl eritici ve au liçi uyıjulan'ûıktan sonra 16 kez kristıliza3yon yapılmıştır, vökuürıuo ve kalsinaayon işlemleri sonucu elde edilen Zs-Og'irı ^97.2 ZrOg içerdiği ve Hf/Zr oranının 0.00211 olduğu bulunmuştur, - 9 - ve,.".'."";;,r Ara 5tınaa '
b) NaOH eritişi ve HC1 liginden sonra tiyosiyanat-hekzon ekstraksiyonu uygulanmıştır. Kalsinasyonda elde edilen ZrOg'in yeterine saf olmadığı ($44.6 ZrOp) gö- - rülnüatür. c) Zirkon konsantrelerine NaOH eritişi ve HN0 3 liçi uygulanmıştır. IBP-Kerosen ekstraksiyonu ve kalsin&syon sonucunda elde edilen ZrOp*in analizi 97.2 ZrOp (Hf/Zr» 0.00055) içerdiğini göstermiştir. d) NaOH eritişi ve HgSO. liçi uygulanan konsantreler İ3e ZrCNO.jK'a dönüştürülmüştür. TBP-Kerosen ekstraksiyonu, çöktürme ve kalsinasyon sonucu elde edilen ZrOp'in saflığının #99.72 ve Hf/Zr oranının ise 0.00033 olduğu saptanmıştır. İncelenmesi planlanan diğtr zirkonyum cevherleri: Paşabahçe Şişe ve Cam fabrikaları A.Ş.'nin flota3yon tesislerinden getirtilen Yalıköy vetfındıkdereflot&syon artıklarında yapılan analizler Zr miktarının oldukça yüksek ( 2-4) olduğunu göstermiştir* MTA raporunda (De leme:l666) Şile-Kızılca zuhuru olarak adlandırılan bölgeden yeni numune temin edilmiştir. 1934 yılı çalışmaları, belirtilen tenörü ^5.8 ZrOp ve tahmini rezervi 200 ton olan bu cevher üzerinde yürütülecektir. Böylece, geniş bir tenor aralığında, zirkonyumun değerlendirilmesi için, optimum şartları sağlayacak ölen proses türünün belirlenmesi mümkün olacaktır. - 10 - i
3.3. Bskisehir-Beylikahır Cevherinde Kadir Toprak Elementlerinin Etüdü A.Sungur, Z.Saygı, H.Yıldıs (Kimya Bölümü) Kadir topraklar, serc;ik, cam, elektronik ve metalürji sanayiinde yaygın olarak kullanılır. Ayrıca bazı lantânitlerin nükleer reaktörlerde kontrol malzemesi olarak kullanılmaları da mümkün gözükmektedir. Türkiye'nin Eskişehir yataklarında Th ^0.6 ve hafif lcntonitlerden oluşan nadir topraklar ise %3 civarındadır. Th'un yanı sıra cevherden, nadir toprakların da kezanılması ve ticari ürünlere dönüştürülmesi cevherin işletilmesini daha ekonomik kılacaktır. Bu çalışmada kullanılan cevher örnekleri Nükleer Yakıt teknolojisi Bölüraü'nden temin edilmiştir. Öncelikle nadir toprakları cevherden kazanma ve saflaştırma proseslerini etkileyen safsizlıklar tayin edilmiştir. Anyon-katyon değiştiricileri ve görünür bölge spektroskopisi ile Ln ve Th'un kantitatif olarak ayırma ve tayin çalışmaları yapılmıştır. B^ı yöntemler düşük tcnörlt* cevher analizleri için geliştirilmiştir. Çalışmada ce/herin Th + Ln içeriği %3.2 olarak bulunmuştur. Daha önceki çalışmaların incelenmesi, IIC1 liçinin cevherden Th ve Ln keztınılmasında optimum ekonomik şartlarda aynı verimi sağl&dı&ını göstermiştir. Yapılan ön liç danemelerinda Ln için 5587'lik bir verim elde edilmiştir. - 11 -
3.4. Nükleer Endüstride Tahribatsız Test (MPT) I.Alkan, A.P.Akgün, N.Baş, (Endüstriyel Uygulama Bölunil) H.Y.Özal, H.Anaç (Reaktör Bölümü) UABA«dan (TUh/8/008-01) kod»lu Teknik Yardım projesiyle desteklenen çalışmanın amacı TR-1 ve TR-2 Reaktörlerinin çeşitli kısımlarının, tahribatsız test (NDT) yöntemleriyle kalite kontrolüdür. TR-2 Reaktöründe, Belgonucleeire Firması tarafinden yapım sırasında, soğutma sisteminin borularına, primer ve sekonder pompalarına, ısı eşanjörüne, reaktörün primer suyu ile temasta olan malzeîrs ve cihazlara uygulanan IDT yöntemleri saptennuşi.ır. Teknik muayene ve testlerde kullanılan kod ve standartlardan elde mevcut olanlar üzerine çalişmalare başlanmış, mevcut olmayanlfcrın teminine geçilmiştir, UA'SA'âan saklanan Ultrasonik, iia^necik Partikül ve Penetrant Malzeme vetfihazlargelmiştir. Cihazlar çalıştırılarak ilgili konuda bir seminer verilmiştir. Proje ile ilgili olarak, 1934 yılı başında bir UAEA uzmanı beklenmektedir. - 12 -
4. EÜKLSER GÜVENLİK ' 4.1. Reaktör Güvenliği U.Adalıoğlu, T.Aidedir, 3.Göktepe, Ö.Manopulo, R.Tuncel» Ü.Azaklıoğttlları (Nükleer Mühendislik Bölümü) A.İşyar (Reaktör Bölümü) 4.1.1. Kükleer Güvenlik Analiz Raporlarının Hasırlanması Esasları ve Bilgisayar Programlarının Karşılaştırmalı ütüdü T.ıi.K. İçin yapılan bu çalışmede BJR tipi reaktörlerin Ön Emniyet Analiz Raporlarının (PSAR) incelenmesinde 600feîVflik AS3A-AT0M ve G.E dizaynı reaktörler örr.ek olarak alınmıştır. Reaktör ve İlgili 3İ3temler ile uiüuendislik Emniyet Sİ3te:alsri bölümleri üzerindeki çalışmalara devam edilmiştir. 4.1.2. A&ır Sulu (IMR) ve Hafif Sulu(LV/R) Reaktörlerin Teknolojik Bakımdan Karşılaştırmalı 3tüdü Bu çalınmanın 1. kısmını teşkil eden "Agırsulu Reaktörler (Kıaım-l) "üizayn, Güvenlik, İşletme Tecrübesi ve Yakıttan Faydalenma" adlı çalışla bitmiş olup, raporu baskıdadır. Çalışmanın 2. kısmını teşkil eden A^ırsulu Reaktörlerin ekonomi ve jeliş me potansiyelleri üzerindeki çalışma devam etmektedir. 4.1.3. Nükleer Yakıt Çevrimi İçin Risk Kriterlerinin geliştirilmesi (JAi-iA Projesi) Projenin 1,4.1^3'de başlamasından itibaren?ra tekniğiyle - 13 -
- Reaktör îeiılike Durumu Yönergesi, - TR-2 Reaktörü Kontrol ve Ölçme Sİ3teraleri Test ve Kalibre3yon Yönergesi, Reaktör Bekim ve Onarım Yönelmeleri, liükleer Medde IControl Yönergesi, - TR-2 Reaktörü Güvenlik ve İşletme Sınırları, - üjr-2 Reaktörü Anormal Çalışnıa Durumları, - Reaktör Binası ve Havuzun Sismik Ktüdü, - Yol Verme Kazaları, - Havuz Suyunun Tamamen Boşalması Halinde Kalbin ierıaik Stüdü (Havayla Soğutma) - Primer Devredeki Pompa ve Vana Ariü&ları, - Küçük Kaçaklar, - Sekonder Pompanın Bozulması, - Ani Reaktivite İthali Kazaları, - ÇKAJIi fiziksel Korunma flam. Projenin birinci kısmını teşkil eden TR-2 Reaktörü Güvenlik Analizi îlaporu tamamlanmış olup baskıdadır. 4,3» Reaktör Yakıt Elemanlarının Tahriüctsız Analizi A.İşyar, H.Kot.(Reaktür Bölümü) D.Kut (Endüstriyel Uygulama bölümü) ilarc&nmış l'r-l ve TR-2 yakıtlarının yanma oranlarını (burn-up) b'lçmek için bir tarama sistemi dizeyn edilmiş, Tiî-l'in 25 adet iıarsanmıg yakıtı, tek tek taranarak çarcıma scanning yöntemi ile ölçmeler yapılmıştır. Sonuçlar değerlendirilmiş olup yanıtlardaki yanma oranı saptanmıştır. - 15 -
4«4«Akkuyu Nükleer Güc Santralı İgletme Öncesi Do^al fon Radyoaktivite Ölçümleri A.H.Bilge (Merkez Müdürü) ; D.Kut, (Endüstriyel Jy^-ulame Bölümü) ; E.Birol, Y.Ünlü, S.Topçuoğlu, Ç.3riz, Y.Köklü (Radyobiyoloji Bölümü) ; S.Yaşar, H.Alkan, H.Sezginer, M.Koçak (Sağlık Pizigi Bölümü) ; H.Yxldiz (Kimya Bölümü) M.Ercan (Radyoizotop Üretim Bölümü) Bu proje, [KIrkiye Atom Enerjisi Kurumu (TAM.) ile Türkiye Elektrik Kurumu (T3K) arasında yapılan sözleşmeye göre yürütülmektedir. Çalışmanın amacı, Akkuyu'da kurulması planlanan Nükleer Güç Santralı çevresinde İşletme öncesi radyoaktivite miktarının ölçülmesidir. ' Örnek türlerinin ve örnek alma yöntemlerinin seçimini, analiz tekniklerini, kalite kontrol yöntemlerini içeren bir çalışma programı nasırlanarak uygulamaya konmuştur. Çalışma programına göre, sahaya gidilmeden önce, analia sistemlerinin verirn, enerji kalibrasyonu ayırma gücü gibi özellikleri belirlenmiş ve tayin edilecek radyoaktif elementler için ölçüleoilecek en düçük aktivite miktarları saptanmıştır. 1983 yılı için, t.t.yıs ve Ükiın aylarında olmak ü-^are iki defa sahaya gidilmiş ve örnekler to?1lnrrak analizlere baçianınıştır.örneklerdeki toplam beta tv:tivite ölgünleri ve ör-90 tayinleri hemen hemen tamamlanmış olup, gama sayımları ve ii-3 anelizleri devam etmektedir. /açılan çalışmal- r, özet olarak Tı.blo-2'de gösterilmiştir. - 16 -
TABLO - 2. örnekler ve yapılan ölçüm>er için 3zet bilgi. î örnek cinsi örnek Miktarı (yaş) örnek Alınan yer sayısı örnek alma yöntemi Analiz çeşidi örnek Hazırlanması Analiz yöntemi Balık 1 kg. 4 Beam-triol, algama, v.b. Gama-tzotoplk Preaze-dry, homojenleştirme, tabiat yapımı Tüm vücut ve İç organlar İçin duşuk saviya f sayımı Kabuklu 0.5-1.0 kr. 4 SpatUl ve el İle If II Preeze-dry,öfcütme, tablet yapımı DUşUk seviye V» sayımı 1 1 I Bentik organizmalar 0.5-l.C kg. 4 Beam-tirol,algarna dredge vc elle toplana II»> II il ti n Deniz bitkileri O.S-1.5 kg. 4 Adi dredge ve elle toplama il II 110 C de kurutma, öğütme ve tablet yapımı ti II Sediment 1 kg. 4 ÇNAEM de geliştirilmiş Eckman dredge ile ti 1» Su İla temizlama, 110 C da kurutma ve tabiat yapımı 1»1 1 Deniz suyu (yüzey, orta,dip) 5-10 L. 4 Hydro-bios Hrnek alma cihazı Gama-lzotopik H-3, Sr-90 ve toplam beta aktlvitesi DUşUk sıcaklıkta kuruluğa kadar buharlaştırma Of), kimyasal ayırma (Sr-90)«buharlaştırma (diğerleri) Düşük seviye V* sayımı,bata sayımı (Sr-90), sıvı sintllasyon (H-3), Coplaa beta sayımı ı Yüzey suyu 10 L. - ' ' ' 1 Plastik bidonlar Deniz suyu İla aynı Deniz suyu İle aynı Deniz suyu ila aynı
5. RADYOİZOTOPLARIN UR3TÎM V3 UYGULAMALARI 5.1. Radyofarmasötik Hazırlama ve Geliştirme K.Ozker, N.Karahasanoğlu, O.Karahasanoğlu, N.Ardagil, (Radyoizotop Üretin Bölümü) Radyofarmasötik laboratuvarlarxnm yer alaceğı bine tamamlanmıştır. Radyofanaasötiklerin geliştirilmesi ve Nükleer îıpta uygulanması amacıyla kullanılacak olan laboratuyarların kurulmasına bağlanmıştır. Aseptik leboratuvar ve sxcak Hücrelerde kullanılacak olan 5 adet eldiven kutusu yapılmekttdır. Radyofcrnuisötik saflık kriterlerinin belirlenmesinde gerekli olan r^dyoüüklidik, radyokiıayasal ve fariaakolojik aaalis sistemlerinin kuruiktasına çaiişil-naktadır. Mkleer Tıpta kullanılması açısından üstünlük taşıyan " lû îc radyofarraasötiklerinin Öncelikle geliştirilıuesi amaçlanmakuaciır. Farklı boyutlardaki 39m Tc partiküllerintn retiküloendotelytl organlardaki d&üılıramı incelemek amacıyla """hte-s partiküllerinin boyutlarına etki eden faktörler belirlenmiştir. Sıçanlara zerk edilen n Tc partiküllerinin boyutlarıne göre organlardaki konsantrasyonları hesaplanmaktadır. Lüylelikle de- ^,'iyik boyutlarda hazırlanan " m rc-s Kolloidinin retiküloendotelyal organlardaki tenısal değeri beiirlenebilesektir. Ilemik ve miyokarâ enfarktüsü incelemeleri abacıyla geliştirilen *^mjc itofosfaiırifin-vitro kararlılığına etki eden faktörler belirlenerek ootimuı i^arotlsnnıo ^artlorı incelenmiştir. "^rn rc-: J i r i', nin in-vivo kararlılığı, aıçanltrda ucujılımı, ';ıeuef ve.todef olmadan organlardaki koiî«!..ntrai3yonlarrr t uı hesaplannıaaıyla incelsniaektcuir. - İJ -
5.2. Txpte. Uygulonm Bazı Etiketli Bileşiklerin Radyasyonla' Bozunmasınra İncelenmesi A.î.iSrkol, S.öztürk, (Kiraya Bölümü) Ş-i'luorouracil'in sudaki ve serum glikozdaki çözeltilerinden Hgt Og» H 2 ve C0 2 Sazımı geçirilerek Co- kaynağında muhtelif dozlarda ışınl&nmıştır. Işınlanan 5-fluoroura.cil çözel- tilerinin apektrofotoraetrik analizleri yapılarak 265 nm'deki abaorpsiyon pikinden bozunraa miktarları saptanmıştır. Işınlamalar bozunıaanın lineer olduğu ışınlama süreleri içinde tekrarlanmış ve G(-iU) delerleri hesaplanmıştır. Bulunan 5(-FU) delerleri aşağıda Gösterilmiştir: Cöaelti Jluorouracii + COg Fluorouracil + SgO 31uorouracil + N 0 Pluorouracil + Og i'luorouracil + vi^ikoz * C0 2 i-'luorourucll + 31ikoz + NpO i»luor our acil + glikoz + Kp itluorouracil t Olikoz + 0 o 1.273 3.410 1.764-1.535 0.930 0.331 0.425 0 ül*u 2n fazla bozarıma NpO gezi geçirilen çözeltilerde görülmüştür. *0H radikul tutucusu olarak glikoz ilave edilen 5-î'luorouracil çözeltilerinde bozunmanın?.z olnr.sı, 'OH radikallerinin bozunwayi tuzlandırdığı sörltyünü kuvve Liörıdirr.iştir. 31ikoa ve Og içeren 5-fluorourcicll çözelti!erinde kaydr. de er bir boammo. gorülraeiidştir. Değişik konoc.ntra:jyonlarde.ki (0.0125-12.5 m^; jvj/ml) 5- fluorouracil çözeltilerinden muhtelif gt.zlar geçirilerek yapılan - 19 -
ışınlılar, bozunaanın, düşük konsantrasyonlarda geçirilen gaza bakımlı olduğunu, fakat yüksek konsantrasyonlarda bu bağımlılığın kûlktgını göstermiştir. Ayrıca yüksek konsentra3yonlardaki' bozunraanın çok düşük olduğu saptanmıştır. 5-?luorouracil* in 265 nm*deki maksimum absorbansı dışında özellikle Kp gazı içeren ışınlanmış çözeltiler 257 nm'de ürün piki vermişlerdir. Görünür bölgede ise hiçbir ürün pikine rastlanmamıştır. Bosunmanın as olnıa3i üzerine glikoz içeren 5--i?luorouracil çözeltileri uzun süreli ışml&ııalara tabi tutulmuşlardır. 23 saatlik bir ışınlama (290 rad/dk) sonucunda en fazla bozumaanın H%30), C0 2 gazı içeren çözeltilerde ve en az bozmamanın (5*5.5) ise 0 2 bulunan çözeltilerde olduğu saptanmıştır. 6. KUKL3JR T3I0İİKL3E YE UYGULAMALARI 6.1, İstanbul Yöresindeki ser Element Lirillimi ve İnşan Sa'ılıtiı İle İlişkilinin İncelenmesi A.Sungur, K.iirenturk, A.i.ürkol, Z.Saygı (Kimya Bölümü) ü.iircan (Radyoizotop üretim Bölümü) Günümüzde toksikolojide Cd ve Pb en önemli ağır metaller, arupmdndırlar. Çajjımızda kadmiyumun üretimi, ::ullanımı ve çevre kirlilisine etkisi oldukça artmıştır. Aynı zamanda trufik-yo.'un bölgelerde Pb önemli bir kirleticidir. Yakın, zamanlarda çeşiüii ülkelerdeki kişi topluluklarında b.n?b ve Cd düzeylerini içeren pek çok çalışma yayınlanmıştır. Çalışmanın başlıca araucı İstanbul inin örnek biz* topluluktu ve çeşitli iş kollarında ı J "o ve Cd kirlilisine maruz kalan işçilerde kan Yo ve üd düşeylerini tesbit etmektir. - 20
Dijer bir amaç fe, kandaki diğer bası eser element miktar le.rı gibi kan Pb ve Cd düzeylerini etkileyen faktörleri incelemektir» Kullanılan analitik yöntemlerin doğrulumu otandart referans örneklerin analizlerime siyle teyid edilmiştir. JAüA'nın A-2, H-4, A-I3, Air-3/I ve BBS'm SRII-1577 referans örneklerinde Zn, Pe. Mn, Cu. Ca konsantrasyonları AAS ile tesbit edilmiştir. Sonuçlar, örneklere uygulanan ön çözündürme işlemlerinin (yaş ve kuru kül etme) bazı metal analizlerinde etkili olduğunu göstermiştir. Cd analizleri AAS "numune kayıkçımı" tekniği ile yapılmış ve bir ön işlemle çözülmüş standart örneklerde tekrarlanabilir, 3onuçlur alınmıştır. Çalışma 1384 içinde planlanmış bir programa göre çeşitli iş yerlerinden alınacak insan kanı örneklerinin analiziyle devam edecektir. 6.2. 'fr-1fleaktörüilorozyonunun İncelenmesi i?.bayvas (ilzik Bölümü) H.îel (Kükleer Yakıt Teknolojisi Bölüntü) Tii-1 Reaktörünün 15 yıllık ömrü boyunca çeşitli eieraanları üzerinde korozyon ürünleri meydana celraiştir, jjr-i Reaktörü yakıt elemanları fazla aktif olduklarından b.u elemanlar üzerinden, çalışmalar İçin örnek t-lmr-lc mümkün olamamıştır. Ancak, çalışmalara reflektör çubukları üzarirds oluşan korozyon örneklerinin incelenmesiyle beslenmiştir, Örneklerin beta ve sunma uktivitoleri ölçülmüş, XR.7 ile ürn^in elemental analizi yapıl.niytır. üd ve c^ n kaynakları kullanılarak yapılan XRi? t.ne;liz- - 21 -
f lerinde örnekte Cu, It,?, Or, Hi, Mn, Fe, üu, 2n ve Pb gözlenmiştir. Diğer elementlerin tayini ise aktivesyon analizi ile yapılacaktır. Ayrıca korozyon örneklerinin X-ışınlerı difraksiyonu yöntemi ile de analizleri yapılacaktır. Bu amaçla Dcbye- Scherrer fotoğrafları alınmaya başlanmıştır» 7. RADYOLOJİK GÜV3KLİK 7.1. Seconder Standart Dozinıetri Laboratuvarı (SSDL) 3.Yaşar, H.Alken, S.A.Göksel, A.Türer (Saflık fiziği Bölümü) 300 kv'luk X-işmı cihazı için UAEA'dan sa&leru.n dışaraon kuraandclı fast shutter ve filtre değiştirme sisteminin montajı yapılarak cihaz SSDL koşullarına uygun hale getirilmiştir. 100 kv luk X-ışını cihazının da geçici montajı yapılarak deneme çalıştırılmasına başlanmış ise de bu cihaz için UAEA teknik yardımınden saklanan fast shutter ve filtre değiştirme sistemi henüz,- Mer-. kezimize gelmediğinden cihazın montajı tamamlanarak SSJJL koşullarına uy^un olarak çalıştırılması mümkün alarca.nıytır. SSDL koşullarına uygun olarak faaliyete geçen Co-60 ışınlama cihazında kalibr&syon ve standardizasyon faaliyetlerine başlanmış olup bu arada Millî Savunma Bakanlığı ihtiyaçlarına uygun olarak yapımı Türkiye'de gerçekleştirilen 100 adet radyekmetre'nin radyasyon kalibrasyonu yapılmıştır. Söz kor.ısu radyak.nctr elerin ikinci dereceden standartlara göre Co-60 enerjisinde kalibrasyonları iğin özel bir düzenek hazırlanmış, olup bu faaliyetleri 1934 yılı içinde de devam edilecektir. - 22 -
Ayrıca 1983 yılı içinde, kanser radyoterapisinde kullanılan 3 adet dozimetrenin Co-60 enerjisinde radyasyon kaiibrasyonu yapılarak düzenlenen kalibrasyon sertifikaları ilgili kuruluşlara gönderilmiştir* 7.2. I'crmolüminesan Dozimeuri Yapımı ve Uygulamaları ö.soyberk, IS.Îü.iCöksul, H.Altunkaya, U.Altunkaya. ü.yüce, ' Î.Arpad (Sağlık fiziği Bölümü) 7.2.1. îenaolüminesan Personel Dozimetri (ILû) Creli/j t irilmesi ÇfKASk'de termolümincatn dozimetrelerle personel <r.onitorin^i yapılması amacıyla PVC'den yupılrûiş termolüminesan dozimetre taşıyıcıları geliştirilmiştir. Detektör olarak 3.0 x 3.2 x 0.76 mm boyutlarında sıcakta preslenmiş Li3? fosforu plakalarının kullanıldığı bu dozimetreler kimilerin maruz kaldıkları gamma ve beta dozlarını değerlendirebilecek şekilde dizayn eailmiştir. Dozimetrik özelliklerinin incelenmesi için yapılan çr.lışmeiar, bu dozimetrolerin 5 iarem'e kadar olan kişisel aozlarm en fasit. % 15'lik bir hata ile ölçülebileceğini, de ueıctor cevabının yüksek enerjili ışınlar için 15ın yönünden bakımsız olduğunu, orta enerjili ışınlarda ise yöne bf. ^imliğinin iıiraal edilebilecek bir düzeyde olduğunu göstermiştir Geliştirilen dozimetrelerle bir ;;rup personel üzerinde yapılan uygulamalar, ölçülen radyasyon dozlarının film tiosi^utreai ile ölçülenlerle uyumlu olduğu sonucunu vermiştir. Ayrıca bu doziuietrelerle küçük dozların dana hı«lı ve sağlıklı bir şekilde detier].<*:idirilebi3.ec<î{ii anlatılmıştır. ÜM. çalınma sonucunda ÇS.AıM personelinin film doziraetraaiiie
ek oltırtk?ld ile de monitöre edilebilmesi seslendi; :i,*?ibi bu dozlaotrelerin rrdycsyon kazalermda de. Ic'll^mlabo.jecefi tnluşılmıgtır. Bu projey? ili-jkin çclı?-neılar tc-auiv.ltnnıış olup raporu yayme hpsirlenmr-ktcdir. 7.?»2, Ternol*irain(iS.n Dozinotre Uygultmöları Ternolttaıiııesaıı, cep ve film dominotrolerinin ojit radyasyon dozlfcrııir laborttuver koşul]rrmdc veriiklori ceve-olt rm incelenmesi bitirilmiş ve bu dor;inotro?erir> klinik kcaulltırdeki perfortne.nlrt'inxn kcrşilaştırılmtlı bir incelenmesi. y.'..pıl~u k L ; T.^re CsrTfc.hpe.ce Cin s'ekt'ltesi Nükleer?ıp ılerkozire cön.'ieriîınintir. Nükleer Tıp Merkezinde yr,>ılen çalitpc Is.rdc iucru;. k.l.ınr.n kişijoi dosler?ld ve fi7un do^irr-etrelei'iylf» tr.yjn edilerek cevapları kerşılaştirilecek ve bu koivuöc. yoılcr. ç&lı^rnrlı-.r Ij c 34 73 lı aonuna kadar tarptjrnlcnecektir, 7.3. <ely Kata teri zr. 9 yen ve An.-jjvo'? rc fisinde İlığız 'Iclı^eın Radyt-.nyon Dozlr.rı >>İQfbAi v, Do^erlerdirij.r.i-r*I...'.XöİTB.':l f S.A.3*Jkcel f u.yiice,?./.rpt-.d (üs&lık.-'i/jji BSH'JÎAO.înip krteterizusynr.-, 1. ve njiyo t :*''Zi:ii. ini \nlorir..:lo, kırdiyoloc doktor ve y.'rrtcicileri* in.r-r'j?: i«.2d7_k"i..'r-\ r-v.:: r /on doslı.rııun :;'..'. luilcrtık, on.-)3r3on?_>:''in vr.c.yrüyenfr.'ı* k-jr'vnac. Lcı ;.".;.- cıylc V-şirkti? r,yı'pre.i'îdo» ~?>z i'o.ı.»':.» 9or3one 1-".i" 7.0 :i 1 i'. or-'t.n v.- vücut b : >lüni2rifcu.rı.aj.it.'îît.r. rlın-n rrdy.va./on do::v r.7. ;:;..j-t^ru'n.-jtır. Sağlıklı 0rut.lrr.1r. dei.';orlora vcrılo. zzr.ı zı^l'k-'i-c'.'.c.0 -?A -
radyasyon korunması bakımından genellemeler yapılmasına imkan verecek yeterli verilerin elde edilmesi için, proje çerçevesinde ölçümlere 1384 yılı içinde de devem edilecektir. 7.4» Türkiye'de Uranyum Madenciliği ve Cevher Arıtma tesislerinde Radyolo.iik Denetim H.Âlken, S.A.Göksel, E.il.Koksal, N.Sezginer, M.Sönmez (Sağlık Fiziği Bölümü) Uranyum madenciliğinde en büyük tehlike havadaki rtdon ürünlerinin inhalasyonunden ileri geldiğinden, havadaki radon ve bozulma ürünleri konsantrasyonlarının Ölçülmesi amacıyla PVC'den, 5 litrelik sızdırmaz hava örnek alma kapları yapılarsic, bunların sızdırmazlıcı te3t edilmiş ve ayrıca alınan örneklerde ölçülebilecek en düşük radon konsantrasyonu saptanmıştır,. 1931 yılı Mayıs eymda Köprübaşı Uranyum Pilot Tesisi ve çevresindeki uranyum madenlerinde radyolojik monitoring faaliyetlerine başlanmış ise de, 1982 yılındafoltatarafından bu tesislerin çalışması geçici olarak durdurulduğundan, 1Q83 yılında s.' j.ece laboratuvar çalışmaları yrpılırak, ölçü yöntemleri ve cihazlar Üzerinde kalibrroyoh faaliyetlerine devam edilmiştir. Bu arada pasif :.*adon monitoringi adı verilen yeni bir sistemin bu projede uygulanması için gerekli hazırlıklar yapılmaktadır. Aynı anda çok 3ayıda yerdo radon monitoring! yapılmasına imkan veren bu yöntemin uygulanabilmesi için gerekli nükleer İ7 detektörleri ısmarlanmış olup yurt dirinden gelmeleri beklenmektedir. -?5 -
7»5»" Akciğer Kanseri Bpidetniyoloii İçin Radon Ölçümleri S.A.Göksel, S.Yaşar, H.Aİkan, E.U.Köksel, A.Türer (Sağlık Piziği Bölümü) Uranyum madenciliği ve Sarı Pasta üretiminin bazı aşamalarında olduğu gibi, doğal olarak yüksek düzeyde radon gazı içe* ren atmosferlerde çalışanlar ve ayrıca fazla radyum içeren inşaat malzemesi ile yapılmış evlerde oturanların, solunum yoluyla akciğerlerine giren radon ve radon ürünlerinin yayınladığı radyoaktif ışınlar nedeniyle akciğer kanseri meydana gelmektedir. Projenin amacı, akciğer kanseri ile yüksek düzeyde radon ürünlerine moruz kaime orasmdeki direkt ilişki nedeniyle ülkemizde radon konsantrasyonunun yüksek olduğu yerler ve bölgeler arasındaki değişimleri saptamak üzere Türkiye'nin çeşitli belgelerinde dış atmosfer ve er içlerindeki radon konst ntresyönlt rınm ölçülmesidir. Bu amaçla çok sayıda hava örneğinde radon konsantrasyonunun ölçülmesi gerekmektedir. Halen kullandığımız konsantre radon örneklerinin alfa sintilasyon sayımı yöntemi uzun ve rahmetli bir İşlem olduğundan, projenin daha hızlı yürütülmesi için daha elverişli ve ekonomik bir yöntem olan pasif radon monitoring! yönteminin uygulanmasına başlamak üzere gerekli hazırlıklar yapılmış bulunmaktadır. Bu yöntemin uygulanması için gerekli nükleer iz detsktörleriyle radon ürünleri ölçüm 3İ3temi yurt dışından geldiğinde uygulamaya geçilecektir. - 26 -
8. TKMKL ARAŞTIRİÎA VS GELİŞTİRME 8.1. Mükleer Yeri Değerlendirilmesi S.Dökmen, H.Atasoy, C.Ozbaylx (Fizik Bölümü) Bu çalışmada, ortalama nötron rezonansları ve nötron te- sir kesitleri araştırılmakta ve değerlendirilmektedir. Bu hesaplarda farklı hedef çekirdekleri için farklı çekirdek modelleri.kullanılmaktadır. Hesaplamaların neticeleri deneysel neticelerle karşılaştırılacaktır. % 8.2. Plazma Sistemlerinde Tanı Tekniklerinin Geliştirilmesi E.GüTtekin, G.Arcan, M.Subaşı, A.Bayical, Z.Stezer, K.Çelebi, M.Aşçı, M.Bostan, E.İpekçi (Fizik Bölümü) 8.2.1. Bir Elektrostatik Enerji Analisörü ile Magneto Plazma MP(II) Sisteminde Elektron isnerji Dağılımının ölçülmesi MP(II) sisteminde elektron hız dağılım fonksiyonunun doğrudan belirlenmesi için bir elektron enerji anelizörü geliştirilmiş olup, sistemde ölçmeler yapılmıştır. Yapılan deneyler, ince metalden yapılmış ortası delik disk şeklindeki jrid elektrodun analiz ör ekseni üzerinde lokal elektrik alan oluşt!îre:.ıiartığını ortaya koymuştur. Komşu elektrod alanlarında bozulmt.lt.re. neden olan bu durum, ızgara «eklinde elektrodler külle nı İt r:jc önlenebilir. Ancak, dikkat edilecek hueus bu elektrodların yüksek Geçirgenliğe (^ % 90) ve debye mesafelinden küçük ızgara aralısına sahip olmasıdır. 1984 yılında analizör, ızgara elektrodler kullanılarak yeniden yapılacak ve LGP(II) sisteminde denenecektir. - 27 -
8,2.2, Plazma Parametrelerinin Magneto Plasma JtP(II) Sisteminde' Mikrodalga Yöntemiyle Bide Bdllmesi Plazma parametrelerinin tayininde kalite perturbasyon metodundan sonra, çalışmalarıraızda uygulamak istediğimiz diğer bir mikrodalga ölçme yöntemi interferometredir. Prototip bir mikrodalga interferometresi, mevcut imkanlarla "K" frekans bandında (18,0-26,5 GHz) tasarlanıp gerçekleştirildi. Bu bandın osilatörlerinden biri ölen klystron 2K33'ün özel besleme kaynağının arızalanması üzerine, a/nı işi görebilecek bir başka kaynak oluşturarak işletilmesine çalışılmaktadır, 3*2,3» yift Rezonans Radyo Prekans (Rtf) Sondası Yöntemiyle Bir Difüsyon Plazma Siateminde Plazma Parametrelerinin Tayini DifÜzyon plazme sisteminde plrzraa yoğunluğu plazma iyon frekansından ölçülmüştür. Sistem hakkında detaylı bilgi Turkish.Journal of Huclear Sciences V.İO N.l, p.34 1983 sayısında verilmiştir. Plazma yoğunluğu ile orantılı olan iyon frekans a-luytli, çift küresel sonda sistemiyle ölçülmüştür. liuluncn plazna yo^un- 7-1 lufi-u 10' cm J mertebesindedir. Diijer taraftan plasme iyon frekansı sinyali deşarj tüpünün etrafındaki 100 s&rımlık bir bobindsn de elde edilmiştir. Bu değerle ölçülen plazr.»=ı yoğunluğu da yine 7 <m\ 10' cm *.aert ebe y inde bulunmuştur, 8,2,4. J-a3er İnterferometresiYf..r)i«.ı Bu çalışmcda ince filin kalınlıklarını, ölçmek amacıyla bir Pizer.u tipi intorferometr yapımı cerçeklegtirilmiptir, - 23 -
înterferometrede kullanılan optik düzlemler ve Ölçümü yapılan ince filmler vakumda buharlaştırma yöntemi ile neeirlenmıştır. Işık kaynağı olarak bir He-Ne laseri kullanılmıştır» Optik düzlemler ve ölçülecek film tabakası arasında oluşturulan çok katlı yansımalar sonucu meydana gelen çirişim saçakları yapılm bir mikromaniplatör ile gözlenmiştir. İnce film kalınlığı nedeniyle saçaklarda meydana gelen yer değişim ve saçak aralıkları ölçülerek» ince film kalınlıkları +130 & hata ile hesaplanmıştır. 8,3» Tre.deacantia Bitkisinin Stamen Hücre Sistemlerinin İyonize Radyasyonlar İpin Monitor Olarak Kullanılması (i. Köksel, B. Demir el, A.özşener, Ç.iSriz (Radyobiyoloji Bölümü) Brookheven National Leboratory'dan getirtmiş olduğumuz gradescantia 4430 ve 02 klonu laboratuvarımızdaki küçük bitki büyütme odesırida yetiştirilmiştir. Laboratuvarımızda böyle bir çalışmanın ilk defa yapılması nedeniyle başlangıçta, îçınluaa çalışmaları ioin metod geliştirilmiş ve ışınlanan bitkilerdeki mutant hücre tipleri öerer-ilniçtir. Çalışm.? sistemimiz çeri«li denomelor sonucunda tecbit edilniş ve ilk deneylere bağlanmıştır. Bölümümüzde mevcut 250 kv'luk X-rey cih&aında 200 kv ve 2 ma'de ışınlamalar yapılmış ol-ıo 6 rad ve 100 red arasındaki dozlcrdc. bitkiler ışmlanmıştır. Işınlandır yapılırken çiçek tomurcuklarının arasme, gerçek dozu tam olarak septarnak için, TI/D (Terttoluıninos&n doziitiotri LİP hotpress chip) yerleştirilmiştir. Içmlaıneden sonra her Ün açan çiçeklerdeki ataman tüy hücreleri 25* büyütmali binoküler altında sayılmıştır. Pembe Ktute.oyon ve tüm bozuklukları içeren mcksimum rautasyon gürleri doz - 29 -
şiddetlerine cöre tesbit edilmiştir, /örten doz şiddetine parclel olarak mutasyon olaylarındaki artış sonuçlardan görülmüş ve maksimum nntasyon aralığının 11-16. günler arasında olduğu saptanmıştır. P5 Rad'dan yüksek dozdaki ışınlamalar için doz-re3ponse eğrisi çizilmiş, ancak, düşük dozlar için kullanılan bitki sayısının az olmn3i nedeniyle doz-response eğrisi çizilememiştir. Mevcut stok bitki sayısını arttırmak için daha büyük bir bitki büyütme odası düzenlenmiş ve çok sayıda bitki yetiştirilmeye başlanmıştır. Çalışma devam etmektedir. 3A# 110m Ag Radyonüklidinin Su Organizmalarında Biyolojik Davranışı ve BiyokinetiKİ M.Y.Ünlü, S.Topçuoğlu, lî.birol, Ç.Briz, Y.iCöklU (Radyobiyoloji Bölümü) Bazı reaktör tiplerinin deşarj sulfrı içinde bulunan radyonüklidler arasında gümüş - llom'in de bulunduğu bilinmektedir. Bredwell Nükleer 3üç Reaktöründe görüldüğü gibi, 110nl Ag, in çevre kontamine oy onunda önemi giderek artmakta ve artık atım işlemlerinde kritik radyonüklid durumuna s>eqta9 eğilimi göstermektedir. Bu çalışma, A^'in çevresel ve biyolojik davranışı hakkında bilgi elde etmek ve çevre kontaminasyon kontrolünde kul»- lanılabilecek en iyi biyolojik indikatörü seçebilmek için yapılmaktadır. jümüş - llom'in X.Çekmece lagün sodimsntinde biriktirilişi (edsorpsiyon) ve bunu ttkiben sodinıentten ayrılarak suya elçisi (d«0orpsiyon) araştırılmıştır. Da;ılım ke.tse.yi3inm (K d ) - 30 -
sedimentin parçacık büyüklüğüne bağlı olduğu görülmüştür. K d değerleri ortaboy kura için (250-500 ^fa) 5x10^, ince İnim için < 250-125^0 8xl0 3 ve çok İnce.kum için (-«25,/feO 4xl0 4 'den daha büyüktür. Gümüş - llom'in aedimentten ayrı ışı İki fazda oluşmaktadır. K.Çekmece lagününden ve Marmara denizinden toplanan midyelerde gümüş - 110m*in biyobirikimi, 10 C»lik vasatlar içinde yapılmıştır.' Biriki»in CS^ CF sa (1-e nfc ) eşitliğine uyum gösterdiği bulunmuştur. Gümüş - llom'in biyoeliroinesyonu bütün gruplarda iki fazlıdır, fidyelerde biyobirikim ve biyoeliraina3yon kinetikleri karşılaştırılmıştır. 8.5. Suyun A*ır Metallerden Arındırılmasında Su Mercimeklerinin (Lemne gibbe L.) Önemi. E.Polar, R.KÜçükcezzar, X.Köklü (Radyobiyoloji Bölümü) Suyun ağır me tellerden ar indir limaamda su mercimeklerinin kullciiılmeai ile ilgili çalışmalar üç kısımda yürütülmektedir. - Leıona p;ıbba L. (Su mercimeği)'ndeki kadmiyum birikimine çeşitli faktörlerin etkisi Üzerindeki çalışma ttana:nltnıaış olup, bakıya, hc.zırlonmaktadır. - Radyasyonun Leııınaceûe türlerine etkls?-ni araş -ırnak için 60 Co - V kaynağı kullanılarak, bitkiler 2.5K"F.ad, a keder artan dozlarda ışınlanmış vo Spirodella polyrrhizti'nm 2.5 K Vs d İlk doza deycmkli tek tür oldujgu görülmüştür, - Radyoaktif sıvı artıklarının(2n, Co) temiz, jerwesinde Lamnaceas türlerinden ytrcrlunmf. imkanları ar-'-ştırılmaktaciır. *Zn içeren radyoaktif sıvı artıklar ile ya.pıltn çalıştu,lı-.r ta- 60»aralanmış olup üt.sicıdedır. Co ile yapılacak çalışmcya ht.zırlık ı - 31 -
olarak, su mercimeklerinin çeşitli türlerinde toksit etki yapan kararlı kobalt iyonunun konsantrasyonu saptenmıştır. 9. MERK3ZDBKİ UYGULAMALI VS SÜREKLİ ÇALINMALAR 9.1. TR-2 Araştırma Reaktörünün İsletilmesi Ü.Y.Özal, JS.Vural, 7«Zurnacı v H.Kot, A.İşyar, S.Tay lan, B.Sevdik, H.Anaç, H.Utku, A.Pektin, ö.ianörmen, js.kuntel, İ.Bereketli, İ.H.Bayülgen, K.Elber. E.Sargın, i". Kur t, A.KaraGöz, S.Akyol (Reaktör Bölümü) A. Ay tekin (Nükleer ifühendislik Bölümü)* 9.I.I. Reaktör 'üevsiî Projesinin Tamamlanması, ölçme Kalibrasyon ve İşletme Çalışmaları - TB-2 Reaktörü 5.10.1932 tarihinde 5 M«nominal ısıl ^üce çıkarılmıştır. 1983 yılı içerisinde Reaktörün 5 *W ısıl güçte sürekli çalışması ile ilgili bir seri deneyler yapılmış ve bu deneylerin şartname ve tasarım hesaplarında öngörülen sınırları saklayıp sağlamadıkları incelenmiştir. Bu incelemeler sonucunda, soğutma sisteminin, işlevini yeterli olarak yerine getirmediğinin görülmesi üzerine, sorumlu firma gerekli derişiklikleri yapmıştır. - TR-2 ReektörUnde nötronik akı ve sıcaklık dağılımının çıkarılmasına ilişkin tüv. deneyler bitirilmiş ve raporları hazırlanmıştır. 1 K Kuru ışınlama tübünün îr-2 kalbindeki nötron akısına etkisi hesaplamalarına İlişkin cal15.1it.lar A. Ay tekin tarafından yapılmıştır. - 32 -
- 2R-1 Reaktörü»ne ait deprea detektörleri çalışır hale getirilip kelibrasyonları yapılmış ve TR-2 kontrol devresine bağlanmxştxr. - Gece ve tatil inlerinde Reaktörün teknik güvenlisinin sağlanması amacıyla önemli alarmlar için ek bir düzenek yepxlmxs ve danışma binasına monte e&ilniştir. - TR-2 Reaktöründe tüm testlerin ve deneme işletmesinin tamamlanması üzerine, TA3K*nca 3 MW'lxk sınırlı güçte işletme lisansı verilmiş ve ilk aşamadı* Radyoizotop liretim Bölümü'nün ihtiyacı olan xsxnlamalarm yapılmasına başlanmıştır. - - TR-2 Reaktörü 1933 yılx içinde gerek test ve deneyxer gerekse izotop üretini için toplam 165 saat 39 dakika çalıştırılmıştır» I 9.1.2, Reaktör Bakxm Onarxm ve Montej Çalışmaları - Reaktörün ana üniteleri ile yardxmcx sistemlerinden olan Havalandırma Ünitelerinin,' İradet Jsasratörünüv i angın Söndürme Sistemlerinin, hidrofor Ünitesinin gerekli bakım ve onarımları yapılarak sistemler çalışır durumdu tutulmuştur. - Reaktör binasının sızdırmazlı^ını iyileştirmek için, boru ve kablo geçişleri izole edilmiş, havalandırma sistemi girişlerine konulması düşünülen otomatik sızdırmaz kapakların yapımı için tura ar. çalışmalar bitirilmiş ve projesi hazırlan;.u,?tır. listenin, ;, ox!.a ıjh/uftl olanakları ile eerçekleştirileceletir, :*;eveu:< te-ılike durumu havalandırma sistemi iptal eallorek standartlara uy;*un oi^ eistettin projelendirilmesine bu.yltaiai^tır. - Reaktörün oüreicll çalışmasını saklayacak yeni bir - 33 -
kesintisiz besleme kaynağı (UPS) monte edilmiştir. Ayrıca İller Bankası yetkilileri ile 710 KVA»lık Dizel-Jeneratör Grubu'nun geçici kabulü yapılmıştır. Bu sistemlere ilişkin tüm yük testleri tamamlanmış ve işletmeye elınmıştır. y.1.3. TK-2 Reaktörü Işınlama Düzenekleri İle İlgili Çalışmalar - Kuru Işınlama Tüpünün TR-2 Reaktörü Nötron Akısına Btkisiııin Hesaplanması Hesaplar, kuru ışınlama tüpünün, reaktörün küçük kalp konfigürasyonundaki D24 ve D74 konumlarına konulduğu varsayılarak yapılmıştır. Reaktör kalbi için gerekli veriler i'ısapisst ve _0.ı. kodlarına ait makroskopik tesir kesitleri, kuru ışınlama tüpü için gerekli veriler ise ANISI* koduyla hesaplanmış makroskopik tesir kesitleridir, Aim hesaplamalar SXTiîRiAİSAİ, 0R-2 kodu kullanılarak yapılmıştır. Sonuç olarak CR-1 kontrol çubuğu reaktör kalbi ininde varsayılmış ve kuru ışınlama tüpü D24 konum'suda iker. -1.30 Pan, D74 konumunda iken -137 Pcm, aynı anda her iki konumda iken -378 Tem olaruc bulunmuştur. Aynı hesaplamalar beş grupiu raekroakopik tesir ke3itleriyle yapılmış, reaktivite değere yaklaşık -200 i J ca oicruk bulunmuştur. Çalışmaya ilişlcin rapor ha.'arlanmaktadır - TIi-1 Reaktörü kuru ışınle.na borusu ÎR-2 Reaktörü kc.3- bino monte edilmiş, realtivito etkisi deneysal olarak ölçuiip.'lştür. - 'i'r-2 Reaktörü için yeni bir kuru s.; mit mı ÛÜZOIASİJİi.ııal edilmiş olup reaktör kalbine r.ıonte edilmektedir. # - TR-2 Reaktörü'ndo kışı-, ve uzun yürsli ı^ınianala.'.-.u' - 34
kullanılmak üzere pnömatik ışınlama sistemi için ön etüdler yapılmış olup uygulama safhasına geçilecektir. - Sıcak hücrenin modernizasyonu ile ilgili Ön etüdler yapılmak tadır - Havuz içi, su altında radyoizotop yükleme, boşaltma ve bekletme düzenekleri yapılmıştır. 9.1#4. TR-1 Reaktörü Kullanılmış Yakıtlarının Keproses İçin Gönderilmesi İle İlgili Çalışmalar TJl-l'in kullanılmış yakıtlarının reproses için gönderilmesine ilişkin son hazırlıklar tauit.mlf.nmis, minumun doz alınabilecek şekilde düzenekler geliştirilmiş, taşıyıcı firma Transmit» le aire yetkilileri ve Türkiye'deki ilgili kuruluşltr ile gerekli son temaslar yapılmıştır. 9.1.5» Kükleer iık-lzemenin Denetimi M.Y.Üzal, A.İşyer, H.Kot (Reektör Üölüraü) i'ürkiye ile UJU3A arasında 30.6,1381 tarihinde yürurlüge giren iîükleer Silthların YayıLae.sını ünleme (HPT) Anlaşması uyarınca 1933 yılında ÇüABhV deki nükleer ualzeue iki kez JA13A Iiiüfettişİ3rince denetlenmiştir. 9.2. Rutin Kt.dyaayon Korunması Hizmetleri, 9.2.1. Radyasyon.:.>runinası, Jeneciıai ve Jekontarnincsyon ıiizmei;- leri 3.A,Grökeel, J.Soyberk, S.Yaşer, n.alkan, ii.w.lioksal, - 35 -
rt.altunkaye, * M.Altunkaye., ü.yüce, A.Türer, N.Seaeiner, M.Sönmez, T.Arpad, E.Iiarpuz, A.Tuncel, S.Turan, Li.Koçak, G.Kopuz (Sağlık dizisi Bölümü) - ÇNAEM Radyasyon ve Kontomin&syon Denetimleri 1983 yılı içinde 'ÜR-2 Reaktörü ile radyasyon ve/veya radyoaktif maddelerle çalışılan di^er bütün laboratuvarlardu günlük, haftalık, aylık, ve 3 aylık periyodlarla. radyasyon ve kontaminasyon denetimleri yapılmıştır. Bu periyodik denetimler dışında ayrıca gerekli görülen durumlurda veya istek üzerine radytsyon ve kontaminasyon denetimleri yapılmaktadır. Yapılan radyasyon ve kontaminasyon denetimlerinde saptanan en yüksek radyasyon düzeyleri TK-2 Reaktörünün 5 MW'lik ısıl güçte çalınması durumunda pompt odası primer aevre dönüşü üzerinde 400 mr/saat, Endüstriyel Uygulama. Bölümü kaynak deposu üzerinde 180 mr/âaat, Radyobiyoloji Bölümü kaynak sakltma yeri Üzerinde 60 mr/saat, Kimya Bölümü Üo-60 ışınlama sistemi üzerinde 70 mr/saat olarak bulunmuştur. çiiaiüii'deki di^er laboratuv^rit.rda ise radyasyon düzeylerinin 0.01 ile Q.i> me/saai, arasında de^iytiği saptanmış ve herhangi bir yüzey kontaminasyonuna rastlanmamıştır. - Utvva parçacıkları Radyoaktivitesi ölçümleri 1983 yılı içinde TR-2 üöü;üörü deneme çalınmalarına başlamış ve bir miktar radyoizotop üretimi de yapılmıştır. Hava emicileri ile Reaktör binası, Radyoizotop üretim ve radyoeletif maddelerle çalışılan di^er laboratuvarlardan alınan hava ömekle- - 36 -