DOÇ.DR. YASEMİN YARAR

Tekirdağ’ın çevresel doğal radyoaktivitesinin tayini Natural radioactivity in environments of Tekirdağ

ÖZET Bu çalışmada Tekirdağ ilinin çevresel doğal radyoaktivite konsantrasyonları belirlenmiştir. Bu amaçla Tekirdağ ilinin değişik noktalarından alman toprak ve su orneWerinin radyoaktif çekirdek konsantrasyonları, gama ışınlama doz hızlan ve ev içi radon konsantrasyonları tespit edilmiştir. Gama ışınlama doz hızlan Eberline Smart, taşınabilir bir sintilasyon detektörü kullanılarak gerçekleştirilmiş, il genelinde her 12 km’ de bir, yerden 1 m yükseklikte, toplam 169 noktada gama dış ışınlama doz hızlan ölçülmüştür. Gama ölçümleri, Tekirdağ il merkezinde birçok noktada da yinelenerek hem ev içinde hem de ev dışında ışınlama doz hızlan belirlenmiştir. Tekirdağ il sınırlan içerisinde 40 farklı yerleşim alanında, yüzeyden 10 cm derinlikten alman toprak örneklerinin gama spektrometrik analizi HPGe detektörü kullanılarak yapılmıştır. 238U, Th doğal radyoaktif serilerinin bozunma ürünleri ile K ve Cs radyoizotoplarının radyoaktivite konsantrasyonları saptanmıştır. Tekirdağ ilinin belirlenen yörelerinden alman içme suyu örneklerinin toplam alfa ve beta aktiviteleri, Berthold, gaz-akışlı LB770- PC 10 orantılı sayıcı kullanılarak tespit edilmiştir. İçme sularında elde edilen toplam alfa ve beta aktivite değerleri, Kayı, Ulaş ve Çorlu dışında, Dünya Sağlık Örgütünün içme sulan için belirtmiş olduğu sınır değerlerin altında elde edilmiş, radyasyon güvenliği açısından içilebilir düzeyde bulunmuştur.. Tekirdağ ilinde ev içi radon konsantrasyonları, pasif CR-39 nükleer iz detektörleri kullanılarak tespit edilmiştir. Bu amaçla 84 eve, oturma ve yatak odalarına yerleştirilmek üzere toplam 110 adet detektör dağıtılmış ve 100 günlük bekleme süresi sonunda toplanarak yapılan değerlendirme sonucunda, ev içi ortalama radon konsantrasyonu 87±40 Bq/m3 olarak bulunmuştur. Ayrıca çalışmada elde edilen gama ışınlama doz hızlarından ve radon solunumundan kaynaklanan eşdeğer dozlar hesaplanmış ve sonuçlar radyasyon güvenliği açısından tartışılmıştır. Anahtar kelimeler: Doğal radyoaktivite, gama ışınlama dozu, toplam alfa, toplam beta, radon konsantrasyonu. x

Tıpta kullanılan radyoizotop jeneratörlerinin incelenmesi Investigation of radioisotope generators used in nuclear medicine

ÖZET Radyoizotop jeneratörleri, radyoizotopların radyoaktif bulaşıldık, atık ve uzak mesafelere taşıma sorunu olmaksızın üretimini sağlayan araçlardır. Günümüzde, bu jeneratörler başta nükleer tıp, endüstri olmak üzere çeşitli alanlarda ve çeşitli amaçlar için kullanılmaktadır. Bu çalışmada; radyoizotop jeneratörleri, radyoaktif bozunma ve nötron aktivasyon analizi hakkında bilgi verilmiş, nükleer tıpta kullanılan veya üzerinde çalışılan radyoizotop jeneratörleri incelenmiştir. Bu radyoizotop jeneratörlerinden W-188/Re-188 jeneratörünün elde edilmesi ve Cs-137/Ba-137m jeneratörünün geliştirilmesi üzerinde durulmuştur. Tıp ve endüstrinin yanı sıra okullarda radyoaktif bozunmanın deneysel gösterimi amacıyla da kullanılabilecek olan Cs-137/Ba-137m radyoizotop jeneratörünün geliştirilme aşamalarında Cs+ iyonlarım Ba+2 iyonlarından ayırmak için kullanılan çeşitli kolon dolgu maddeleri, sağım çözeltileri hakkında bilgi verilmiş ve bu jeneratörün fiziksel incelemesi yapılmıştır. Anahtar Kelimeler: Radyoizotop, radyoizotop jeneratörleri, nükleer tıp x

Nükleer Tıp alanında çalışan personelin uygulamalarda maruz kaldığı radyasyonun biyolojik dozimetri ile belirlenmesi

ÖZET Bu çalışmada nükleer tıp alanında çalışan personelin, tıbbi uygulamalar sırasında maruz kaldığı iyonlaştırıcı radyasyon ve kimyasal ajanların toplam etkisi, bir biyolojik dozimetri yöntemi olan mikronukleus (MN) analiz yöntemi ile belirlendi. Biyolojik dozimetri, genel anlamı ile kişilerin soğurduğu radyasyon dozunun biyolojik belirleyiciler kullanılarak tespit edilmesidir. Biyolojik dozimetri olarak kullanılan yöntemlerde, biyolojik belirleyici olarak beyaz kan hücreleri (lenfositler) kullanılmaktadır. MN analiz yönteminde, steril kültür laboratuarında bölünmeye teşvik edilen lenfosit hücreleri, bölünmenin 48. saatinde bir kimyasal madde ile ikinci mitoz bölünmenin interfaz evresinde bloke edilmektedirler. Bu evrede bloke edilerek oluşturulan hücrelere binukleat hücreleri adı verilmektedir. Binükleat hücrelerdeki MN’ların kaydedilmesi ve elde edilen değerlerin doz- cevap eğrileri kullanılarak doz değerlendirilmesi yapılabilmektedir. Mikronukleuslar sitoplazma içinde, ana çekirdeğin dışında fakat çekirdekle aynı şekil, yapı ve boyanma özelliklerini yansıtan küçük küresel yapılardır. Bu amaçla, nükleer tıp merkezlerinde çalışan personelden alınan kan örnekleri rutin tekniğe uygun olarak kültüre alınarak MN sayımları yapılmış ve vücuda aktarılan aktiviteye karşılık gelen doz değerleri belirlenmiştir. Çalışmada elde edilen sonuçlar doğrultusunda, literatürde yer alan insan dolaşan kan lenfositlerinde MN tekniğinin sitogenetik etkilerin araştırılmasında oldukça kolay ve hassas bir yöntem olduğu sonucu desteklenmiştir. Anahtar kelimeler: Biyolojik dozimetri, Mikronukleus (MN)

Yüksek sıcaklıkta sinterlenmiş alümina (Al2O3) seramiklerin karakterizasyonu ve nötron radyasyonunun malzeme özelliklerine etkisinin araştırılması

ÖZET Bu çalışmada, İleri Teknoloji Seramiklerinden alümina seramiklerin karakterizasyonu yapılmış ve enerjitik nötron radyasyonunun malzeme özellikleri üzerine etkileri araştırılmıştır. Bu amaçla, değişik alumina tozlan incelenmiş ve tane boyutları, granülometrik ve sinterlenme özellikleri saptanmıştır. Bu deneyimlerin sonucu olarak, deneyler için en uygun olan alümina seçilmiştir. Değişik boyut ve geometrilerde bir çok pelet hazırlanmış ve 1600°C’da sinterienmiştir. Daha sonra bu örneklerin fiziksel ve mekanik özellikleri saptanmıştır. Ayrıca, mikroyapının gözlenebilmesi için bu örneklerin optik ve SEM. fotoğrafları alınmıştır. Karakterizasyonun tamamlanmasından sonra, alümina örnekler SAMES T-400 nötron jeneratörü ve Pu-Be (Howitzer) nötron kaynağı kullanılarak ışınlanmıştır. Mekanik testler tekrar edilerek değişik enerjili nötronların malzeme üzerindeki etkileri incelenmiştir. Deneysel çalışmaların son adımında iletken kontaklara sahip alümina örnekler hazırlanmış ve nötron radyasyonu süresince ve sonrasında elektriksel direnç ve iletkenliğin değişimi saptanmaya çalışılmıştır. Sonuç olarak bütün deneysel veriler çizelge, grafik ve fotoğraflar halinde sunulmuş ve sonuçlar tartışılmıştır. Anahtar kelimeler: Alümina, Seramik, Radyasyon, Karakterizasyon, Nötron

İzmir-Dikili jeotermal sahalarına yakın yerleşim alanlarında radon konsantrasyonlarının belirlenmesi Determination of radon concentrations of İzmir-Dikili geothermal area

ÖZET Bu çalışmada, İzmir-Dikili ilçesindeki jeotermal sahaları kapsayan yerleşim alanlarında, bina içlerinde, sularda ve toprakta radon konsantrasyon ölçümleri yapılmıştır. Bu amaçla evlerde radon konsantrasyonunu belirleyebilmek için ölçüm sabası olarak seçilen, Dikili ilçe merkezi, Bademli, Kocaoba, Mazılı ve Nebiler Köylerinde 75 evin oturma ve yatak odalarına yerleştirilmek üzere, toplam 150 adet CR-39 pasif nükleer iz detektörü dağıtılmıştır. Detektör dağıtılan evler seçilirken, kat seviyeleri ve içerdiği yapı malzemeleri göz önünde bulundurulmuştur. 12-4-2003 ile 8-7-2003 tarihleri arasında evlerde bekletilen detektörler, yaklaşık 3 aylık izleme süresi sonunda toplanmış ve kimyasal iz kazıma işlemi uygulanarak, net iz sayılarına karşılık gelen konsantrasyon değerleri ve ev-içi radon solunmasından kaynaklanan eşdeğer dozlar ile kanser ‘ oluşturma riskleri hesaplanmıştır. Sularda radon konsantrasyonunu belirleyebilmek için, inceleme sahası içinde yer alan çeşitli su kaynaklarından toplam 19 adet su örneği alınmış ve sıvı sintilasyon analiz cihazı kullanılarak, sularda radon konsantrasyonları ve bu suların içilmesiyle alman yıllık -etkin doz değerleri hesaplanmıştır. Bölgenin toprak örnekleri de, gama spektrometrik yöntemle incelenerek doğal radyoizotop konsantrasyonları belirlenmiştir. Sonuçlar Türkiye ve diğer ülkelerde gerçekleştirilen ölçümlerde elde edilen değerler ile karşüaşttnlarak tartışılmıştır. Anahtar Kelimeler: Radon, CR-39 detektörü, doz, kanser riski, radyoaktivite vı

Toplama küresi ile ışık akısı ölçeğinin gerçekleştirilmesi Realization of luminous flux scale using the integrating sphere

ÖZET Işık akısı birimi lümeni gerçekleştirmek için Türkiye’nin Ulusal Metroloji Enstitüsü, UME ‘de Toplama küresi ile ışık akısı kalibrasyonu hizmeti verilmektedir. Işık kaynağını ve elektriksel parametreleri kontrol edebilmek için Lab- View isimli temel bilgisayar kontrol sistemi kullanılmaktadır. Bu çalışmada klasik toplama küresi metodu kullanılarak, ışık akısı Almanya, Pysikalisch Technische Bundesanstalt, PTB’de gonyofotometrik yöntemle ölçülmüş olan lambaların ışık akıları tekrar ölçülerek karşılaştırma yapılmıştır. Bunun için küre sisteminin düzeltmeleri, yani küre içindeki boyanın yansıtması, uzaysal homojensizlik, kendi kendine soğurma faktörü ve iç sıcaklık değerlerine ilişkin karakterizasyonlar yapılmıştır. 5 lümen-5000 lümen aralığında ışık akısının toplam belirsizliği %1.14 (k=2) belirsizlikle hesaplanmıştır. Anahtar Kelimeler: Işık Akısı, Lümen, Toplama Küresi, Aydınlanma, Karakterizasyon, Belirsizlik. ıx

Pozitron emisyon tomografisi ile görüntülemede hastalara verilen 18F-FDG’den kaynaklanan radyasyon hasarının mikronukleus analiz yöntemi ile incelenmesi Investigation of the radiation damage caused by 18F-FDG injected to the patients for medical diagnosis with positron emission tomography by means of micronucleus analysis method

ÖZET Bu çalışmada, tıbbi görüntüleme amacıyla kullanılan Pozitron Emisyon Tomografisi (PET) tekniğinde, vücuda aktarılan radyoaktif 18F-FDG’nin (2-deoxy-2-[18F]-fluoro-deoxyglucose) neden olabileceği biyolojik etkiler, bir biyolojik dozimetri yöntemi olan, mikronukleus (MN) analiz yöntemi kullanılarak araştırılmış ve oluşan hasarların biyolojik doz eşdeğerleri belirlenmiştir. Biyolojik dozimetri, genel anlamı ile kişilerin soğurduğu radyasyon dozunun biyolojik belirleyiciler kullanılarak tespit edilmesidir. Biyolojik dozimetri olarak kullanılan yöntemlerde biyolojik belirleyici olarak beyaz kan hücreleri (lenfositler) kullanılmaktadır. MN analiz yönteminde, steril kültür laboratuarlarında bölünmeye teşvik edilen lenfosit hücreleri, bölünmenin 48. saatinde bir kimyasal madde ile ikinci mitoz bölünmenin interfaz evresinde bloke edilmektedirler. Bu evrede bloke edilerek oluşturulan hücrelere binukleat hücreleri adı verilmektedir. Binukleat hücreler içerisinde oluşan MN’ların sayılması ve elde edilen değerlerin doz-cevap eğrileri kullanılarak doz değerlendirilmesi yapılabilmektedir. Mikronükleuslar sitoplazma içinde, ana çekirdeğin dışında fakat çekirdeğin şekil, yapı ve boyanma özelliklerini yansıtan, küçük küresel yapılardır. Bu amaçla, kanser hastalarının vücutlarına damar yolu ile F-FDG zerk edilmeden önce ve sonra kan örnekleri alınmış ve MN analiz yöntemine göre kültüre alman kan örneklerinde MN sayımlan yapılmıştır. Elde edilen değerlerin doz-cevap eğrileri kullanılarak doz karşılıkları bulunmuştur. Çalışmada elde edilen sonuçların literatürde FDG’nin vücuttaki dağılımı ile ilgili çalışmalarda bulunan sonuçlarla uyum içerisinde olduğu görülmüştür. Anahtar kelimeler: Pozitron Emisyon Tomografisi (PET), 18F-FDG (2-deoxy-2-[18F]- fluoro-deoxyglucose), Mikronukleus (MN), Biyolojik dozimetri ıx