Binalarda kaplama malzemesi olarak kullanılan seramik ve mermer örneklerinin EDXRF yöntemiyle kimyasal bileşiminin belirlenmesi ve radyolojik doz değerlendirmesi için gama spektrometrik yöntemle radyoaktivite içeriklerinin ölçülmesi

Abstract

İnsanlar, günlük yaşamının önemli bir kısmını (yaklaşık %80), ev, işyeri ve benzeri yaşam alanlarında geçirmeleri nedeniyle, binalarda kullanılan malzemelerden kaynaklanan iyonlaştırıcı radyasyona maruz kalmaktadırlar. Bu nedenle, bu tür yerleri kullanan toplum bireyleri için izin verilebilir yıllık 1 mSv alınabilecek radyasyon dozun ölçülmesi ve değerlendirilmesi önemlidir. Bu tez çalışmasında kaplama malzemesi olarak kullanılan seramik ve mermer örneklerinin radyoaktivite içeriklerinin ölçülmesi için HPGe dedektörlü gama spektrometrik yöntem kullanılmıştır. Dedektörün verim kalibrasyonu çoklu radyonüklit standardı ile yapılmıştır. Kaplama malzemelerinin kompozisyonu, 25 mm2 SDD (Silicon Drift Detector) dedektörlü bir EDXRF spektrometresi yardımıyla belirlenmiştir. Kompozisyon, gama öz soğurma düzeltmesi hesabında kullanılmıştır. Çeşitli seramik ve mermer örneklerinin öz soğurma düzeltme faktörü uygulanarak elde edilen aktivite değerleri ile öz soğurma düzeltmesi uygulanmadan elde edilen aktivite sonuçları birbirleriyle karşılaştırılmıştır. Aktivite sonuçları öz soğurma düzeltme faktörünün gerekli olduğunu göstermiştir. Seramik karolar ve mermer numuneleri içn azami gama doz indisi 1,23 ± 0,06 bulunmuştur ve bu değer 0,3 mSv/y ekstra gama dozuna kaşılık gelen indisten, yani I2'den küçüktür. Ayrıca bir ZnS:Ag sintilatörlü dedektörle seramik karolarda yüzey beta aktivitesi 0,017-0,038 Bq/cm2 aralığında ve bir 450 cm3 iyon odası ile de yüzey beta doz hızı 0,188-0,203 µSv/h aralığında ölçülmüştür. Bireyler için cilt dozu 50 mSv/yıl sınır değerine göre kaplama malzemesiyle günde 4 saat maruziyeti varsayıldığında, seramik ve mermerlerden kaynaklanan yüzey beta dozunun doğal fon seviyesinde kaldığı belirlenmiştir.

People are always exposed to ionizing radiation from the materials used in buildings since they spend most of their daily life (approximately 80%) at homes, workplaces or similar residence of places. Therefore it is, important to measure and evaluate the dose from building materials in addition to the allowable annual radiation dose limit of 1mSv for individuals. In this study the radioactivity contents of ceramic tiles and marbles used for covering materials in buildings were measured by using gamma-ray spectrometric method with a %44.8 relative efficiency HPGe detector. The chemical compositions of the samples were determined by EDXRF method with a 25 mm2 SDD(silicon drift detector) for the calculation of self-absorption factors that should be applied to the gamma peaks used in the analyses. The Ge detector was calibrated with a certified multinuclide standard reference material. Total 51 ceramic and marble samples were grinded, sieved and put into cylindrical containers and sealed them to attain radioactive equilibrium. Taking into account the self-absorption factors calculated from elemental composition, the activities with and without self-absorption correction applied were compared. The results indicated the necessity of the application of these factors to estimate more accurate activities, thus giving dose index. Maximum dose index for seramic tile and marble samples is found to be 1.23 ± 0,06, which is less than I2 corresponding to extra dose of 0.3 mSv/y. In addition, the surface beta activities of ceramic tile samples were measured in the range of 0.017-0.038 Bq/cm2 by using a ZnS:Ag scintillation detector and surface beta dose rates were also measured in the range of 0.188-0.203 µSv/h by using 450 cm3 ionization chamber. According to the limit of maximum allowable skin dose equiavalent of 50 mSv/y for individuals and assuming the maximum exposure time of 4h per day to the covering materials used in buildings, the beta surface doses from ceramic tiles and marbles are estimated. Extra dose due to beta radiation in the ceramic tiles was calculated and found to be close to background dose level.