Search

Depending on the neutron energy used, neutron radiography can be generally categorized as fast and thermal neutron radiography. Fast Neutron Radiography (FNR) with neutron energy more than 1 MeV opens up a new range of possibilities for a nondestructive inspection when the inspected object is thick or dense. Other traditional techniques, such as X-ray, gamma ray and thermal neutron radiography do not meet FNRs penetration capabilities in this area. Because of these distinctive features, this technique used in different industrial applications such as security (cargo investigation for contraband such as narcotics, explosives and illicit drugs ), gas/liquid flow and mixing, radiography and tomography of encapsulated heavy shielded low Z compound materials. The FNR images are produced directly during exposure; the neutrons create recoil protons, the protons activate a scintillator screen, the images can be collected with a computer controlled charge –coupled device (CCD) camera and finally the picture can be saved on a computer for the image processing. The aim of this research is to set up a portable fast neutron radiography (FNR) system and to test it for use in nondestructive testing of different composite materials. Experiments were carried out by using fast portative neutron generator Thermo Fischer MP320.

In this study, Electron Spin Resonance (ESR) spectroscopy is used to determine the geological ages of fossil mollusc shells systematically collected from two different geological splitting at Ismil Location (37.72769 degrees N, 33.17781 degrees E) in eastern part of Konya. According to the assessment of obtained ESR ages, the importance of pre-annealing treatment emphasize in the case of g=2.0007 dating signal is overlapped with the other signals arisen from short lived radicals that cause the wrong age calculation. To overcome this problem, the samples are pre-annealed at 180 degrees C for 16 minutes and, in this case ESR ages are recalculated for g=1.9973 dating signal. Dose response curves are obtained using 1.9973 signals after pre-annealing treatments for each samples. ESR ages of samples are obtained in the range of 138 +/- 38 ka and 132 +/- 30 ka (Upper Pleistocene) according to the Early Uranium Uptake model and the results are in good agreement with the estimated ages from stratigraphic and paleontological correlation by geologists. Thus, it is suggested that especially in the case of g=2.0007 dating signal cannot been used due to superimposition case, the signal with 1.9973 g value can be used for dating after pre-annealing treatment. The results reports the first ESR ages on shells collected from Ismil Location and highlight the importance of pre-annealing treatment. This study is supported by TUBITAK 114Y237 research project.

TENMAK D.N.. 10585 Bir nükleer güç reaktörünün güvenli işletimi ve bir değişim esnasındaki davranışını önceden belirlemek için reaktör kalbinde, her türlü statik ve dinamik analizler en ince ayrıntısına kadar yapılır. Reaktör analizlerinde, gerek nötronik ve gerekse ısıl-hidrolik parametreler her zaman gayet doğru belirlenmelidir. Bir reaktör kalbinde hassas akış dinamiği analizi, reaktörün güvenli işletimi için kesinlikle zorunludur. Bir reaktör kalbindeki soğutucu akışı, normal işletim koşullarında oldukça düzgün olabilir fakat bir geçiş veya kaza durumunda, o derece düzgün olmayabilir. Bundan dolayı, muhtemel her türlü geçiş ve kaza durumunda bir reaktör kalbindeki akış dinamiği, reaktör güvenlik koşullarının sağlanıp sağlanamadığını tespit etmek için ayrıntılı olarak mutlaka incelenir. Bu amaçla yazılmış birçok hesaplama kodu mevcuttur. Bunlardan biri, COBRA- IV-I kodu olup reaktör kalbindeki akış dinamiğini altkanal analiz yaklaşımıyla inceler. Bu kod, statik ve yavaş geçişler için, kanallar arasındaki çapraz kütle akışlarını tepit etmek için bir Gauss-Seidel iterasyon tekniği kullanır. WWER-1000 reaktör kalbindeki akış dinamiği bu teknikle incelendiğinde, önemli kaynamanın olduğu küçük akış hızlarında yakınsama sorunu görüldü. Ayrıca, kalp basınç düşüm geçişleri için kullanılmayan bu yöntem, çok sayıda hesap bölgesi ve birçok hesaplama çevrimi içeren dinamik analizler için de pek uygun değildir. Bu nedenlerden dolayı, bir reaktör kalbinde kanallar arasındaki yatay (çapraz) kütle akışlarını hesaplamak için yeni bir çözüm tekniği (Çapraz Akışlı Direkt, ÇAD) geliştirilip NOKTA2G-RC koduna uyarlandı. Böylece, olası her türlü önemli geçiş ve kaza durumlarında, bir WWER reaktör kalbindeki soğutucu akış dinamiği, bir yakınsama sorunuyla karşılaşmaksam çok daha hızlı şekilde incelenir. Koda henüz uyarlanan bu çapraz akış çözüm yöntemini Gauss-Seidel iterasyon tekniğiyle mukayese etmek için WWER-1000 reaktör kalbindeki akış dinamiği, çok farklı durumlar için incelendi. Bunlar, reaktörün sıcak sıfır güçte ve tam güçte işletimini, tam gücün yüzde elli ve yüzde yüz artımlarını, tam güçte soğutucu giriş sıcaklığının bir miktar artımıyla akış debisinin yarıya düşmesini, zorlamalı soğutmadan doğal dolaşımlı soğutmaya geçiş ve reaktörün yüzde yedi güç seviyesinde doğal dolaşımla soğutulmasını içerir. Yapılan bu analizlere göre, Gauss- Seidel iterasyon ve ÇAD çözüm yöntemleri birbirine çok benzer sonuçlar vermektedir. Bunun ötesinde, küçük akış hızlarında ve soğutucuda belirli bir miktar kaynamanın oluştuğu ve Gauss-Seidel iterasyon yöntemiyle incelenemeyen bazı durumlar, ÇAD yöntemiyle oldukça başarılı bir şekilde analiz edildi. Sonuç olarak, WWER reaktör kalbini etkileyen herhangi bir sert geçiş veya kaza durumu, bu yeni çözüm yöntemiyle kabul edilir doğrulukta çok daha hızlı İncelenmektedir. Burada yapılan analizlere göre, WWER-1000 reaktör kalp tasarımı, akış dinamiği acısından gayet iyi optimize edilmiştir. Normal işletim koşullarında, WWER reaktör kalbinde ısıl- hidrolik parametreler, tek boyutlu bir akış dinamiği kodu ile yeteri kadar doğru tespit edilebilir. Fakat soğutucuda hatırı sayılır bir kaynamanın oluştuğu durumlar, bir 3D akış dinamiği kodu veya altkanal analiz yaklaşımı kullanan bir kod ile incelenmelidir. Soğutucuda belirli bir miktarda kaynamanın oluşması durumunda, bir WWER reaktör kalbindeki doğal dolaşımla soğutma analizi bir 3D koduyla yapılmalıdır. Eğer, bu analiz tek boyutlu bir kod ile yapılırsa, kalp ortalama ısıl-hidrolik yani ortalama akış kanal değerlerinin kullanılmasıyla ancak makul sonuçlar elde edilebilir. For safely operation of a nuclear power reactor and determining its behavior during an event, in advance, all kinds of static and dynamic anayses are done in the reactor core in detail. In reactor analyses, both of neutronic and thermal-hydraulic parameters have to be determined always accurately. Precisely analyzing of the flow dynamic in a reactor core is absolutely required for safely operation of the reactor. The coolant flow in a reactor core can be very uniform in normal operation conditions but, it may not be so proper during a transient or an accident case. Therefore, coolant flow dynamic in the reactor core must be analyzed for all kinds of possible transient and accident cases in detail to find out, whether or not, the safety criteria of the reactor are met for all of these cases. For this, there are numbers of computation codes. One of them is COBRA-IV-I which analyzes the flow dynamic in a reactor core with using a subchannel analysis approach. The code uses a Gauss-Seidel iteration method to calculate the mass cross-flow among subchannels for both static and slow transient cases. When the flow dynamic in WWER-1000 reactor core is being analyzed with this technique, a convergence problem occurs for some cases. In addition to this, the Gauss-Seidel iteration scheme not used for core boundary pressure drop transiences, is also not so convenient for dynamic analyses which consist of many computation regions and a lot of computation loops. Because of these reasons, a new solution method (Cross-Flow Direct), which determines mass cross- flows among subchannels in a reactor core, was developed and applied to NOKTA2G-RC code. Thus, coolant flow dynamic in a WWER reactor core can be analyzed much faster and without any convergence problem for all kinds of possible transient and accident cases. To compare the new cross-flow solution method already applied to NOKTA2G-RC code with the Gauss-Seidel iteration technique, the fluid dynamic in WWER-1000 reactor core was analyzed for very different cases. These cases include hot-zero and full power operations of the reactor, fifty and a hundred percent increases of the full power with unchanged inlet conditions, fifty percent decrease of the inlet mass flow with an increase of inlet coolant temperature at full power, a part of transience from forced convection to natural convection at a reduced power rate and finally a pure natural convection cooling of the core at seven percent of full power rate. According to results obtained in these analyses, Gauss- Seidel iteration and the new CFD techniques are in very good agreement. Moreover, the cases of low flow speeds and some considerable boiling in the flow, which can not be analyzed with the Gauss-Seidel iteration method, were analyzed with the CFD technique very successfully. As a conclusion, any transient or accident case that effects the WWER reactor core, therefore, can be analyzed with this new method accurately and faster. According to analyses done here, the design of the WWER-1000 reactor core is well optimized in respect of the flow dynamic. For normal operation cases, thermal-hydraulic parameters in the reactor core, can be determined with a one-dimensional fluid dynamic code reasonably accurate. But, the cases of some considerable boiling occured in the coolant have to be analyzed with a 3D fluid dynamic code or a code which uses a subchannel analysis approach. The cooling analysis of a WWER reactor core by natural convection has to be done with a 3D fluid dynamic code when considerable boiling occured in the coolant. If this analysis should be done by a one dimensional code, more reasonable results can be obtained by using core average thermal-hydraulic values as those of an average flow channel.

The aim of this study is to determine natural radioactive and heavy element concentrations in Mersin drinking waters before commissioning of Akkuyu nuclear power plant and to collect data that will be reference for possible environmental contaminations in the future. Therefore, this study comprise whole of the province. Drinking water samples were taken from provincial center, districts and populated villages. Water samples were analysed to determine radioactivity and heavy metals concentrations. The annual effective dose equivalent taken from natural radioactive substances and cancer risks were calculated for each people living in the city. In addition, Hazar Index (HI) and cancer risk were calculated, which were caused by heavy elements. The mean gross alpha and beta radioactivity concentrations in drinking water were measured 0.059±0.051 Bq/L and 0.120±0.095 Bq/L, respectively. The annual cumulative effective dose for people was found as 30.83 μSv and the average estimated excess cancer risk related this exposure was calculated as 16.9×10-5. Also, mean metal concentration of Cr, Ni, Zn, Cu, Ba and Cd in drinking water were determined as 1.33, 4.65, 54.8, 11.1, 26.3, 0.36 μg/L, respectively. Pb and As in all water samples were determined lower than detection limits (LDL). The hazard quotient (HQ) of heavy metals was decreased in the order of Cd > Cr > Cu > Ni > Zn > Ba in water. Mean calculated Hazard Index (HI) depending heavy metal concentration is found to be 6.8×10-1 for drinking water. Cancer risks of heavy metals are decreased in the order of Cd > Cr > Ni for the region.

TENMAK D.N.. 10552 Bu çalışma, Türkiye’nin il bazında doğal fon haritasının hazırlanmasını, toprak yapısının radyolojik yönden değerlendirilmesini, içme sularında doğal radyoaktivite değerlerinin tespit edilmesini, toprak ve su örneklerinde eser ve toksik element analizlerinin yapılmasını ve ilgili kaynaklardan toplumun maruz kaldığı yıllık etkin dozun tespit edilmesini amaçlayan “Çevresel radyolojik izleme ve dozimetrik değerlendirme yapılması” faaliyeti kapsamında yürütülen çalışmaların düzenli aralıklarla sunulacak olan teknik raporlar serisinin İkincisidir ve Antalya, Nevşehir, Karaman, Hatay ve Artvin illerinin sonuçlarını içermektedir. Sonuçlar incelendiğinde; • Antalya, Nevşehir, Karaman ve Hatay illerinde ortalama dış ortam radyasyon doz hızı değerlerinin Türkiye ve Dünya ortalamalarına yakın iken Artvin ilinde bu oranın yaklaşık 3 katı olduğu, • Toprak örneklerinde yapılan radyonüklit ve radyoaktivite analizleri sonucu, Nevşehir ilinde toprak yapısından kaynaklı olarak K-40, Ra-226 ve Th-232 doğal radyonüklitlerin radyoaktivite seviyelerinin ortalamanın üzerinde olduğu, Artvin ilinden alınan toprak örneklerinde ise belirli lokasyonlarda yapay bir radyonüklit olan Cs- 137 nin 200 Bq/kg gibi yüksek değerlere çıktığı, yine aynı il topraklarında Ra-226 radyonüklitinin aktivite değerlerinin ortalamanın üzerinde olduğu, diğer illerden alınan örneklerde herhangi bir anomaliye rastlanmadığı, • İçme suyu örneklerinde yapılan radyoaktivite analizleri sonucu Nevşehir ilinde 5 farklı noktada toplam alfa, 1 noktada ise toplam beta radyoaktivite değerlerinin Dünya Sağlık Örgütü (WHO) tarafından belirlenen sınır değerleri aştığı, • Toplanan toprak örnekleri üzerinde “Toprak Kirliliğinin Kontrolü Yönetmeliği” ne göre yapılan eser element analiz değerlendirme sonuçlarına göre illerde belirli lokasyonlarda sınır değerlerin aşıldığı, • İçme suyu örnekleri için yapılan anyon ve katyon değerleri sonuçlarının, EPA, WHO, Kanada, EEC ve TS 266 İçme Suyu Standartları ile mukayese edildiğinde başta Nevşehir ve Artvin olmak üzere çok sayıda istasyonda kullanılmasında ve tüketilmesinde sakınca görülen noktaların belirlendiği, anlaşılmaktadır. Yukarıda ifade edilen analiz sonuçları rapor içerisinde tablolar, grafikler ve eşdeğer değişim haritalandırma yöntemleri kullanılarak görselleştirilmiş ve kolay anlaşılabilir formatta sunulmaya çalışılmıştır. Ayrıca illere ait ayrıntılı analiz sonuçları incelenen noktanın konum ve koordinat bilgileri EK dosyalarda sunulmuştur. This study is the second of a series of technical reports which will be presented at regular intervals and aims to present a natural radiological background map of Turkey's provinces, radiological evaluation of the soil contents, natural radioactivity levels in drinking water. It also contains trace and toxic element analyses of soil and water samples from these provinces. The annual effective community radiation dose from these sources are calculated. These activities were carried out under the “Environmental radiological monitoring and dosimetric evaluation” program of Çekmece Nuclear Research and Training Centre. This report includes results for Antalya, Nevşehir, Karaman, Hatay and Artvin provinces. Upon a through investigation of the results the following conclusion were drawn: • Radioactivity concentration values of the mean ambient gamma dose rates of province of Antalya, Nevşehir, Karaman and Hatay is close to the global and Turkey average measurements although values in the province of Kars is about 3 times the average, • According to the radionuclides and radioactivity analysis results of the soil samples in these 5 provinces, the radioactivity levels of the natural radionuclides K-40, Ra-226, and Th-232 are above the Turkey and global average in Nevşehir, at the some locations in Artvin the radioactivity level of the Cs-137 artificial radionuclide goes up to 200 Bq/kg and also Ra-226 levels in soil are higher than Turkey average. There were no significant abnormalities in samples taken from other provinces. • The radioactivity analysis results of drinking water from Nevşehir, show that the values of the total alpha activity at 5 different locations and total beta activity at 1 location exceed the limit values set by World Health Organization (WHO), • According to results from the assessment on the "Soil Pollution Control Regulation", the trace element analysis on the collected soil samples, the limit values are exceeded at certain locations in some provinces, • When the results of anion and cation values for the drinking waters samples are compared with the EPA, WHO, Canada, EEC and TS 266 as Drinking Water Levels in several locations proves to be unsuitable for drinking. The results of the above-mentioned analyses are visualized using tables, graphs and equivalent level mapping methods for a clearer presentation of the data. The coordinates of the sampling locations and detailed information about the analysis results are given in the annexes.

BIYIK, Recep/0000-0001-7929-4395; WOS: 000363353800005 Natural and synthetic zeolites have wide use industry and in many other applications as food additives, as molecular sieve to trap unwanted ingredients like heavy metallic ions and groups in fluids, as shielding materials against high energy radiations etc. Clinoptilolite is a type of zeolite composed of aluminasilicate forming tetrahedrons with micro cavities among them. The size and shape of cavities, impurities and the metal ions define their usage. Electron paramagnetic resonance (EPA) spectroscopy is a technique to determine paramagnetic species in host materials, and hence in the zeolites and clay type minerals. In this study natural clinoptilolite obtained from Bigadic district in Western Anatolia, was studied using EPR spectroscopy in natural form and after some physical and chemical treatments, namely adsorbing CO2, H2S, and SO2 gases, [Cu(H2O)(6)](2+) ions and after exposing to gamma rays. The dinoptilolite including non-paramagnetic manganese ions as impurities in natural form reduced to paramagnetic Mn2+ ions after CO2 and H2S adsorption, and when SO2 gas is adsorbed an unstable paramagnetic center was induced which changed with time when stored at room temperature. When Cu(H2O)(6) was adsorbed Cu2+ ion complex was adsorbed in the cavity in slightly distorted octahedral structure. Gamma ray irradiation of clinoptilolite from Co-60 source produced anisotropic o(2)(3-) radical ion. (C) 2015 Elsevier Inc. All rights reserved.

TENMAK D.N.. 10158 Bu çalışma, Türkiye’nin il-il doğal fon haritasının hazırlanmasını, toprak yapısının radyolojik yönden değerlendirilmesini, içme sularında doğal radyoaktivite değerlerinin tespit edilmesini, toprak ve su örneklerinde eser ve toksik element analizlerinin yapılmasını ve ilgili kaynaklardan toplumun maruz kaldığı yıllık etkin dozun tespit edilmesini amaçlayan “Çevresel radyolojik izleme ve dozimetrik değerlendirme yapılması” faaliyeti kapsamında yürütülen çalışmaların düzenli aralıklarla sunulacak olan teknik raporlar serisinin ilkidir ve Mersin, Kars, İğdır, Bartın ve Karabük illerinin sonuçlarını içermektedir. Sonuçlar incelendiğinde; • Mersin Karabük İğdır ve Bartın illeri toprak örnekleri radyoaktivite konsantrasyon değerleri ve dış ortam gama doz hızları ortalamaları Türkiye ve Dünya ortalamalarına yakın olmakla birlikte özellikle Kars ili ölçümlerinin dünya ortalamasının yaklaşık 2,5 katı civarında olduğu, • 5 ile ait içme suyu örneklerinde, toplam alfa aktivite sonuçlarının hepsinin, WHO tarafından, belirlenen, 0,5 Bq/L değerinden düşük olduğu, toplam beta aktivite konsantrasyonlarının ise, sadece Karabük iline ait bir noktada, sınır değeri 1 Bq/L aştığı, • Toplanan toprak örnekleri üzerinde “Toprak Kirliliğinin Kontrolü Yönetmeliği” ne göre yapılan eser element analiz değerlendirme sonuçlarına göre illerde belirli lokasyonlarda sınır değerlerin aşıldığı, bu değerlerin MTA’nın ilgili bölgeler için düzenlemiş olduğu raporlarla uyum içerisinde olduğu, • İçme suyu örnekleri için yapılan anyon ve katyon değerleri sonuçlarının, EPA, WHO, Kanada, EEC ve TS 266 İçme Suyu Standartları ile mukayese edildiği ve kullanılmasında ve tüketilmesinde sakınca görülen noktaların belirlendiği anlaşılmaktadır. Yukarıda ifade edilen analiz sonuçları rapor içerisinde tablolar, grafikler ve eşdeğer değişim haritalandırma yöntemleri kullanılarak görselleştirilmiş ve kolay anlaşılabilir formatta sunulmaya çalışılmıştır. Ayrıca illere ait ayrıntılı analiz sonuçları incelenen noktanın konum ve koordinat bilgileri dâhil olmak üzere Ek dosyalarda sunulmuştur. This study is the first of a series of technical reports which will be presented at regular intervals and aims to determine consist of natural background map preparation of Turkey's provinces, radiologic evaluation of the soil structure, detection of the natural radioactivity values in drinking water, analyzes the trace and toxic element of soil and water samples and exposed annual effective community dose which related resources. These activities carried out under the programs of the “Environmental radiological monitoring and dosimetric evaluation”. In this report the results are presented for the Mersin, Kars, İğdır, Bartın and Karabük provinces. When examining the results; • Radioactivity concentration values of the soil samples and the mean ambient gamma dose rates of province of Karabük, Mersin, İğdır and Bartin is close to the global and Turkey average measurements although province of Kars is about 2,5 times the world average, • In all drinking water samples belongs to the 5 provinces, a total alpha activity of the results are lower than 0,5 Bq /L which determined by the WHO, the total beta activity concentrations exceeded boundary value of 1 Bq /L, only at one point at Karabük province, • According to results from the assessment on the "Soil Pollution Control Regulation", the trace element analysis on the collected soil samples, the limit values are exceeded at some specific locations in some provinces and these values are consistent with the results of the value of the MTA reports which was held at respective zones, • The results of anion and cation values for the drinking waters samples are compared with the EPA, WHO, Canada, EEC and TS 266 as Drinking Water Standards and determined inconvenience locations for the use and to consume, are understood. The results of the analysis above-mentioned are visualized using tables, graphs and equivalent exchange mapping methods for the present easily understandable format at the report. It also points to detailed analysis results belongs to the provinces including of the examined location and coordinate informations are is presented in appendix files.

In order to strengthen the nuclear design calculation capacity in Turkey, CNUREAS (Cekmece Nuclear Reactor System) was developed to provide easy usage of neutronic and thermal hydraulic nuclear codes included in the CNUREAS package. It was tested and used for research reactors and PWR type power reactors. Modifications were performed to add hexagonal geometry support taking into account VVER type reactors employing hexagonal fuel assemblies that will be built in Turkey. “VVER-1000 MOX Core Computational Benchmark” was used to test new features of the CNUREAS. The maximum deviation in effective multiplication factor results of CNUREAS was 0.7% with deterministic codes and 1.5% with Monte Carlo codes. It was concluded that CNUREAS can be used for neutronic calculations of VVER type power reactors with appropriate cross section libraries and deterministic and Monte Carlo techniques give comparable results when both provided with appropriate cross section libraries.

This study examined the incidence rates of cancer cases (averages for 2006-2010) and relationships with environmental radioactivity levels. Soil and water samples were collected from provincial and district centers of Van city and the outdoor gamma doses were determined using a portable gamma scintillation detector. Gross alpha and beta, (226)Ra, (232)Th, and (40) K activities were measured in both tap water and soil samples. Although high rates of stomach and esophagus cancers have been reported previously in Van the underlying reasons have not hitherto been defined. Incidences of cancers were highest in the Gurpinar (326.0) and Ozalp (377.1) counties (p

Kliniklerde uygulanan radyoterapi tedavilerinde kullanılan iyon odalarının kalibrasyon işlemleri Standart Dozimetri Laboratuarlarında farklı metotlar kullanılarak yapılmaktadır. Bu metotlar Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı (UAEA) tarafından yayınlanan TRS-277 ve TRS-398 no’lu protokoller çerçevesinde uygulanmaktadır. Bu metotlara göre yapılan kalibrasyon hizmetlerini klinikler kendi imkânları çerçevesinde ilgili laboratuarlardan talep etmektedirler. Ülkemizde radyasyon metrolojisi konusunda kalibrasyon hizmeti, 1983 yılından beri Türkiye Atom Enerjisi Kurumu (TAEK), Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi (ÇNAEM) bünyesinde bulunan Sekonder Standart Dozimetri Laboratuarı (SSDL), tarafından verilmektedir. Uluslararası organizasyonlar tarafından son yıllarda yayınlanan bildiri ve dokümanlarda, iyon odası kalibrasyonlarında TRS-398 no’lu protokol çerçevesinde, (NDW) suda absorblanan doz kalibrasyon yönteminin hem kullanıcı hem de standart dozimetri laboratuarları için tercih edilmesi özellikle tavsiye edilmektedir. Günümüzde gelişmiş ülkelerin hem Primer hem de Sekonder Standart Dozimetri Laboratuarlarında radyoterapi tedavilerinde kullanılan iyon odalarının kalibrasyon işlemleri, sadece suda absorblanan doz (NDW) kalibrasyon yöntemini kullanarak gerçekleştirilmektedir. Ülkemiz de bu konuda bir geçiş dönemi yaşamakta olup, suda absorblanan doz (NDW) kalibrasyon yöntemi daha çok tercih edilir hale gelmiştir. Bununla birlikte, ülkemizde bulunan birçok kuruluş tarafından özellikle yüksek enerjili foton ve elektron tedavileri için kullanılan parallel-plate iyon odalarının kalibrasyon işlemleri için kullanım kolaylıklarından dolayı TRS-277 protokolüne göre RW3 tipi katı fantomların kullanıldığı (ND) kalibrasyon yöntemi uygulanmaktadır. Bu çalışma kapsamında, Roos tipi parallel-plate iyon odalarının, (RW3) tipi katı fantomlar kullanılarak doz ölçümlerinin yapılması durumunda, su fantomu kullanmaksızın su fantomu şartlarında oluşturulacak doz değerinin elde edilmesi için gereken dönüşüm faktörünün belirlenmesi hedeflenmiştir. Bu transfer faktörünün belirlenmesi amacıyla hem deneysel hem de Monte Carlo doz simülasyonları yardımıyla teorik araştırmalar yapılmıştır. Deneysel çalışmalar sırasında, 4 adet farklı Roos tipi parallel-plate iyon odası ile farklı zamanlarda toplam 10 adet ölçümleme yapılarak faktörler her bir çalışma için ayrı ayrı belirlenmiştir. Daha sonra her bir çalışma sonucu belirlenen bu faktörlerin ortalaması alınarak sonuç faktör belirlenmiştir. Simulasyon çalışmalarında EGSnrc kodlu Monte Carlo doz simülasyon programı kullanılmış olup, standart ışınlama düzeneği software ortamında hem su fantomu hem de RW3 katı fantomu için oluşturularak, bu verilere göre transfer faktör belirlemiştir. Sonuç olarak, deneysel çalışmalar sonucu tespit edilen transfer faktör, bu çalışmalara ait belirsizlik değeri ile birlikte 1.011±0.0016 olarak, teorik çalışmalarda ise buna paralel şekilde 1.110±0.0024 olarak tespit edilmiştir.

Radyografi, arkeolojik ve tarihi sanat eserlerinin incelenmesinde çeşitli amaçlarla kullanılabilen önemli bir tahribatsız muayene tekniğidir. Bu teknik, konservasyon işleminden önce objelerin durumunun değerlendirilmesinde, kullanılan malzemelerin iç yapılarının görülmesinde, yapım metotlarını incelemede, sanat eserlerindeki gizli işaretleri ve sahteciliği ortaya çıkarmada, mumyalarda gizlenmiş cisimlerin belirlenmesinde, vb. birçok amaçla kullanılmaktadır. Radyografik teknikler, kağıt, ağaç, kumaş, seramik, metal, insan ve hayvan kalıntıları gibi çeşitli malzemelere uygulanabilir. Radyografik muayene ile korozyon altında gizlenmiş cisimler ve resimlerin altında kalmış bir önceki resimler görüntülenebilir. Tüm bu özellikler radyografiyi kültürel mirasın incelenmesinde çok değerli ve önemli bir araç haline getirmiştir. Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezinde arkeolojik objeler üzerinde yapılan arkeometrik incelemeler, İstanbul Restorasyon ve Konservasyon Merkez Laboratuvan Müdürlüğü ve İstanbul Arkeoloji Müzesi ile işbirliği halinde yürütülmektedir. Ayrıca, Rezzan Has Müzesi ile de ortak çalışmalar yapılmıştır. Bu çalışma, arkeoloji ve koruma-onanm uzmanlarının yürüttüğü restorasyon, konservasyon, tarihleme, replika işlemleri, envanter ve arşivleme çalışmalarına destek vermek amacıyla arkeolojik objeler üzerinde yapılan radyografik incelemeleri anlatmaktadır. İncelemeler, Bizans dönemine ait çapalar, Haliç Zinciri, Sultan Ahmet Meydanı’nda bulunan Roma Dönemine ait Yılanlı Sütun’dan koptuğu düşünülen yılan kafası ve çeşitli metal eserler üzerinde yapılmıştır. Muayene edilen objelerden elde edilen bulgular, objeler üzerinde yapılacak çalışmalara destek olmak ve üretim yöntemlerini değerlendirmek üzere ilgili uzmanlar ile paylaşılmıştır.

Kültür mirası, Bir ülkenin kültür mirası geçmişine ilişkin temel bilgi kaynağıdır. Kültür mirası temelde topluma ait değerler ve varlıklardan oluştuğu için bu mirasın korunması ve gelecek nesillere aktarılması toplumun tamamını kapsayan bir sorumluluktur. Bu nesnelerin sınıflandırılması, korunması ve restore edilmesi bilimsel, teknik ve tarihi bilgi birikimi gerektirir. Bu nesnelerin kimyasal yapılan, bunlann nitelenmesinde asli bir rol üstlenmektedir: Bu bağlamda, nükleer analitik teknikler özellikle kullanışlı olmaktadır. Literatürde, seramik, taş ve metal eserler, resimler, heykeller ve arkeolojik kalıntılar gibi çok çeşitli kültür mirası nesneleri ne ilişkin çalışmalarda bu tekniklerin uygulandığı birçok örnek bulunmaktadır. Bazı durumlarda, bu bilgiler eserlerin orijinalliğini doğrulama işlemlerinde tamamlayıcı bilgiler sağlamak suretiyle yasa dışı eser kaçakçılığı ile mücadelede de faydalı olabilmektedir. Kültür varlıklannın kopyalanması veya kaçakçılığı hususunda nükleer analitik teknikler, doğrudan tarih belirleme teknikleri veya nesnelerin yerleşik kimyasal yapı örgüleri ya da orijinal eserin yapımında kullanılan ham maddelerin yapıları ile kıyaslama yoluyla bir eserin belirli tarih dönemi veya kültüre ait olduğunun tespitinde de kullanılır. Çapraz başvurular ve belgelendirme kanıtları ile tarihi eserleri belgelendiren veri tabanları oluşturulması ve nitelendirme verileri de büyük önem arz etmektedir. Veri tabanları, eski müze koleksiyonlarının yeni bilgi kaynakları olarak kullanılmasına, yeni bulguların kıyaslanmasına veya kuşkulu eserlerin kimyasal özellikleri belirlenmiş yapı özellikleri ile karşılaştırılmasına veya koruma, restorasyon, tarihi, arkeoloji ve bu alanlarda yapılacak araştırmalara imkan sağlar. Culture heritage is the main source of a country’s relationship to its past. Since the culture heritage builds mainly from a country’s own values, it is very important to protect this identity and pass on to the future generations. Passing on the cultural heritage is not only a responsibility of a specific crowd of people but it is a responsibility of all citizens. The objects with the cultural heritage value require technical, scientific and historical knowledge and classification. Identifying the chemical structure plays a significant role in the classification of these objects as a source of technical and scientific knowledge; especially the nuclear techniques play an essential role. There are a lot of scientific papers published with data regarding the nuclear techniques used to identify the chemical structure of ceramics, stone and metal apparatus, pictures, sculptures and other archeological artifacts. In some cases, these nuclear techniques could also be used for identifying the authenticity of these artifacts and thus be very useful for eliminating the smuggling of these artifacts. For identifying the authenticity of the artifacts; nuclear analytical techniques, date identification techniques and chemical analysis could be used as different techniques. It is also very important to make databases for the cultural artifacts using cross referencing and certification recording. Databases are very useful for using the old museum collections as a reference for newly collected data, comparison of newly found artifacts to each other and to compare the suspected artifacts to established artifacts for authenticity for chemical composition. Databases are also important for allowing research on the artifacts for protection and restoration.

TENMAK D.N.. 10011 Katılım öncesi yardım programı kapsamındaki “Türkiye’de Kimyasal ve İyonlaştırıcı Radyasyon Metrolojisinin Geliştirilmesi” başlıklı üç yıllık proje, Avrupa Birliği tarafından desteklenen ve Türkiye’deki kimyasal ve İyonlaştırıcı radyasyon metrolojisi alanındaki ölçüm kapasitesini artırmayı amaçlayan bir projedir. İyonlaştırıcı radyasyon alanında atanmış kuruluş olarak TAEK’e bağlı Sarayköy ve Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezleri TÜBİTAK UME ile birlikte bu projeye dahil olmuştur. TAEK’in kurumsal ve ölçüm kapasitesini artırmak, bu projenin en önemli hedeflerinden biridir. Bu nedenle, 10 TAEK uzmanı, İyonlaştırıcı radyasyon metrolojisi alanında edindikleri yeni bilgi ve becerileri SANAEM ve ÇNAEM’deki meslektaşlarına aktarmak üzere IRMM ve PTB laboratuvarlarında eğitilmişlerdir. Bundan başka, hem kimyasal, hem de İyonlaştırıcı radyasyon metrolojisi kapsamında düzenlenen çalıştay, teknik gezi ve konferanslara TAEK’ten 250’nin üzerinde katılım sağlanmıştır. TAEK, konferans oturumu, çalıştay ve seminerlerde IRMM’le birlikte yer alarak üniversitelerde İyonlaştırıcı radyasyon metrolojisi konusunda farkındalık yaratmaya çalışmıştır. SANAEM 12, ÇNAEM 13 metotla ISO EN 17025 standardına uygun olarak Kalite Yönetim Sistemi de dahil olmak üzere Mayıs 2009’da TURKAK tarafından akredite edilmiştir. 2010 ve 2011 yıllarında akreditasyon kapsamı genişletilerek ÇNAEM’de iki dozimetrik kalibrasyon metodu, SANAEM’de iki radyoaktivite ölçüm metodu daha akredite olmuştur. İkisi ÇNAEM’de ikisi SANAEM’de olmak üzere dört yeni metodun validasyon çalışmaları devam etmekte olup 2013 yılında akreditasyon başvurusu yapılacaktır. Uzun süreli eğitim alan personelin tecrübelerinden faydalanılarak SANAEM’de Radyonüklit Metroloji Laboratuvarlarının tasarımı yapılmış ve altyapı çalışmaları tamamlanmıştır. 2009 yılında başlatılan ve bu projeyle paralel olarak yürütülen 4 yıllık TAEK projesi kapsamında metrolojik çalışmalar için gerekli olan cihaz ve ekipmanların bir kısmı temin edilmiş ve iki yeni radyoaktivite ölçüm sisteminin kurulumu tamamlanmış, bu sistemlerin kullanıldığı ölçüm metotlarının validasyon çalışmalarına başlanmıştır. IRMM’in danışmanlığında hazırlanan detaylı stratejik plana uygun olarak çalışmalar devam etmektedir. ÇNAEM’deki ikincil standart X-ışını laboratuvarının iyileştirilme çalışmaları devam etmekte olup tanısal radyoloji için RQR ve RQT enerji serileri oluşturulmuştur. SANAEM’de kurulacak yeni İkincil Standart Dozimetri Laboratuvarlarının (İSDL) bina yapımı, cihaz ve sistemlerin teminine ilişkin ön çalışmalar tamamlanmıştır. TAEK-SANAEM, BIPM’in İyonlaştırıcı Radyasyon Danışma Komitesi (CCRI) tarafından organize edilen Referans Malzemelerdeki Radyoaktivite Ölçümleri başlıklı Tamamlayıcı Karşılaştırma Testine (CCRI(II)-S8) katılmış, yaban mersininde K- 40, Cs-137 ve Sr-90 aktivitesi ölçümlerini yaparak 3 CMC veri girişi için destekleyici kanıt olacak sonuçlarını değerlendirilmek üzere Nisan 2011’de BIPM’e göndermiştir. Gıdalarda Cs-137, K-40 ve Sr-90 aktivitesi ile Co-60 ışını için hava kerma ve absorplanmış doz için CMC’Ier hazırlanmış olup CIPM MRA CMC veritabanına dahil edilmek üzere Tamamlayıcı Karşılaştırma Testi Raporunun Pilot Laboratuvar tarafından BIPM’e gönderilip CCRI tarafından kabulünü takiben EURAMET’e gönderilecektir. The programme of pre-accession assistance "Improving Chemical and Ionising Radiation in Turkey" is a three-year project funded by the European Union and aimed to enhance the measurement capacity for chemical and ionising radiation metrology in Turkey. TAEK, as the designated institute of Turkey in the ionizing radiation metrology was involved in this project through its research centres, SANAEM and ÇNAEM. The enhancement of institutional and measurement capacity in ionising radiation metrology for TAEK is an important pillar of the project. To this end, 10 staff from TAEK has been trained at IRMM, all of whom are intended to transfer the newly gained knowledge in ionising radiation metrology to their colleagues at SANAEM and ÇNAEM. Furthermore, over 250 participations by TAEK staff to scientific workshops, study/technical visits and conferences, both in the field of chemical and ionizing metrology were attained. TAEK involved in conference sessions, workshops and seminars to reach as many university laboratories as possible with IRMM. SANAEM and ÇNAEM were accredited by TURKAK on May 2009 according to ISO EN 17025 in 12 and 13 methods respectively, including Quality Management Systems. In 2010 and 2011, accreditation scope has been extended for additional two dosimetric calibration methods at ÇNAEM and 2 radioactivity measurement methods at SANAEM. Method validation studies for four new (2 ÇNAEM, 2 SANAEM) radioactivity measurements are in progress and will be submitted for accreditation by the end of this year. New Radionuclide Metrology Laboratories at SANAEM have been designed and infrastructure works have been completed by making use of the knowledge and experience gained during the long term trainings. Some of the necessary measurement systems and devices have been purchased by financial support from the 4 year-TAEK project started in 2009 parallel to the EMIT project. Documented strategic plan for metrology was prepared and submitted to IRMM for consultation. Two new radioactivity measurement systems were installed and validation of the measurement methods by these systems is in progress. The improvement of the SSDL X-ray laboratory is on going, but RQR and RQT energy series have been generated for diagnostic radiology. Preliminary studies for the establishment of a new Secondary Standardisation Dosimetry Laboratory (SSDL) at SANAEM were completed. It is in the phase of building project design and determination of the technical specifications of the instruments and devices to be purchased. TAEK-SANAEM participated in the Supplementary Comparison Test (CCRI(II)-S8 on radionuclide activity measurements (Radionuclides: K-40, Cs-137 and Sr-90) in reference materials - Bilberry-2010) which is conducted by CCRI (Consultative Committee for Ionizing Radiation) of BIPM. The results were submitted to BIPM in April 2011 which is considered as supportive evidence for the 3 CMC entries. The CMC’s for Cs-137, K-40 and Sr-90 in foodstuffs, air kerma and absorbed dose to water of a Co-60 beam were prepared and will be submitted to EURAMET for inclusion into the CIPM MRA CMC database after Supplementary Comparison Test Report is written and accepted by CCRI.

TENMAK D.N.. 9985 Termolüminesans dozimetri (TLD) radyasyon dozlarının ölçülmesinde, denetim, kalite kontrol ve kalibrasyon amacıyla kullanılan pasif bir doz ölçme yöntemidir. Günümüzde alümina içeren TLD’ler radyasyona karşı hassasiyetinin yüksek olması, fiziksel ve kimyasal kararlılığı, yeniden kullanılabilir olması gibi avantajlarından dolayı yaygın olarak kullanılmakta ve araştırılmaktadır. Bu çalışma kapsamında toz formundaki Seydişehir alüminası TLD malzemesi olarak kullanılmış γ ve β radyasyon doz tayini yapılmıştır. Radyasyon doz cevapları TL yöntem ile tayin edilmiştir. Seydişehir alüminasının p-radyasyonuna karşı 0,07 Gy-160,34 Gy doz aralığında doğrusal doz cevabına sahip olduğu görülmüş, incelenen maksimum doz seviyesine (1282,79 Gy) kadar radyasyon doz cevabının doyuma ulaşmadığı gözlemlenmiştir. Diğer taraftan 1 Gy-100 Gy doz aralığında γ-radyasyonuna karşı doğrusal doz cevabına sahip olduğu ve incelenen doz aralığında radyasyon doz cevabının doyuma ulaşmadığı gözlemlenmiştir. Bu sonuç, uygulanan deneysel koşullar altında, Seydişehir alüminasının yüksek dozların ölçümünde dozimetri malzemesi olarak kullanılabileceğini göstermektedir. Thermoluminescence dosimeters (TLDs) is a passive dose measurement method used for the supervision, quality control and calibration during radiation dose measurements. Nowadays TLDs, including alumina, are largely used and investigated due to high sensitivity, physical and chemical stability, and re-usefulness. In this work, powder form of Seydişehir alumina is used as a termoluminescence material and γ and β radiation doses were measured. Furthermore radiation dose responses were determined by using thermoluminescence method. Seydişehir alumina has linear dose response between 0,07 Gy-160,34 Gy p radiation doses range and up to 1282,79 Gy dose range it does not reach saturation. Addition to this it has linear dose response between 1 Gy-100 Gy y radiation doses range and up to 100 Gy dose it does not reach saturation. These results, under applied experimental conditions, show that Seydişehir alumina can be used to measure high radiation doses.

TENMAK D.N.. 9966 Katı fantomlarda kullanılmak üzere yeni bir TLD tutucu geliştirildi. Dizayn edilen TLD tutucusunun radyoterapi merkezlerinde TLD ışınlamalarında kullanılabilirliğini ortaya koymak bu çalışmanın hedefini oluşturmaktadır. Deneysel çalışmada toz formundaki TLD- 100 kullanıldı. Toz TLD ile doldurulan kapsüller standart IAEA su fantomunda ve geliştirilen TLD tutucusu ile birlikte RW3 katı fantomda ışınlandı. Toz TLD degerlendirmeleri 4500 model Harshaw TLD okuyucusunda sağlandı. Su fantomunda ışınlanan TLD’lerden elde edilen ortalama absorblanan doz 2.023±0.023 Gy, plastik fantomda ışınlanan TLD’lerden elde edilen ortalama absorblanan doz ise 2.021±0.023 Gy. Ortalama ölçüm değerleri arasındaki fark %0.3’dür. Bu ise deneysel sonuçlar arasında uyumun olduğunu göstermektedir. Her iki deneysel çalışmadan elde edilen veriler radyoterapi merkezlerinin katılmış olduğu TLD ile kalite denetimlerinde yeni TLD tutucusunun güvenilir bir şekilde kullanılabileceğini göstermektedir. A new TLD holder was designed for the use in solid phantoms. The purpose of this study is to demonstrate the usability of designed holder for TLD irradiation in radiotherapy center. This study presents experimental results of termoluminescence dosimetry (TLDs) irradiated with a special TLD holder that is designed to simulate the shape of the 0.6 cc ionization chamber. The TLD-100 powder was used in the experimental study. The powder TLD filled capsules were irradiated in standard IAEA water phantom and RW3 type solid phantom with above mentioned holder. Powder TLD reading were performed by Harshaw 4500 model TLD reader. Average absorbed dose is 2.023±0.023 Gy for the irradiations in water phantom and is 2.021±0.023 Gy for the irradiations in RW3 plastic phantom. The differences between measured values are 0.3 %. This shows the good agreement between the experimental results. Absorbed dose values obtained from irradiated TLDs in IAEA standard phantom and in plastic phantom with new holder were compared. The results are highly satisfactory and it is shown that the new holder can confidently be used for TLD quality audits in radiotherapy centers.

In this study, some neutronic calculations of first and second core cycles of 5 MW pool type TR-2 Research Reactor have been performed using Multi-Step Monte Carlo Burnup Code System MONTEBURNS and the results were compared with the values of experiments and other codes. Time dependent keff distribution and burnup ratios belong to first and second core cycles of TR-2 Research Reactor were compared and quite good consistence in the results were observed. After modeling the first and second core cycles of TR-2 with MCNP5 Monte Carlo code, MCNP5 used in MONTEBURNS code has been parallelized in a 8 HP ProLiant BL680C G5 systems with 4 quad-core Intel Xeon E7330 CPU, utilizing the MPI parallel protocol and simulations were performed on the 128 cores Linux parallel computing machine system. The computation time was reduced by parallelization of MONTEBURNS which uses MCNP in many steps. TAEK

BIYIK, Recep/0000-0001-7929-4395 WOS: 000273813000005 Tea (Camellia Sinensis) is the most widely consumed beverage in the world and is known to have therapeutic, antioxidant and nutritional effects. It contains dimeric flavanols and polyphenols which are known as the most important organic compounds in tea infusions, and can make strong and stable complexes with metal ions. In this study, we carried out a series of electron paramagnetic resonance experiments on well-known paramagnetic transition metal ions, namely Mn2+, Fe3+, Cu2+, VO2+, and Cr3+ doped in black tea cultivated along the shore of Black Sea, Turkey, to see the effects and structures formed.

Complex and poorly resolved Cu2+ and VO2+ doped single-crystal electron paramagnetic resonance (EPR) spectra are some of the serious problems that exist in this area. In order to help the resolution of this sort of spectra, and for easily resolvable spectra as well, a versatile computer program known as EPR RESolution, or EPRES, is presented. All detectable line positions in the single-crystal spectra taken in three mutually perpendicular planes are given as input. The program plots these line positions. The user then manually determines the lines by selecting the true data points on the plot and fitting them to a well-known variation function. If selection is not suitable, the process is canceled and renewed. By this process, as many resolvable lines as in the spectra can be resolved and determined. The user then groups the resolved lines according to the paramagnetic center to which they belong. This includes the attribution of correct nuclear spin I and MI to correct lines. After this step, hyperfine and g tensor elements can be found, constructed, and diagonalized. [Supplemental materials are available for this article. Go to the publisher’s online edition of Spectroscopy Letters for the following free supplemental resource: a copy of the EPRES computer program.]

BIYIK, Recep/0000-0001-7929-4395 WOS: 000271048300027 PubMed: 19733505 Tea (Camellia Siensis) is the most widely consumed beverage in the world, and is known to be having therapeutic, antioxidant and nutritional effects. Electron paramagnetic resonance (EPR) spectral studies made on the tea cultivated along the shore of Black Sea, Turkey, show Mn2+ and Fe3+ centers in green tea leaves and in black tea extract. Dry black tea flakes and dry extract show additional sharp line attributed to semiquirione radical. The origins of the paramagnetic species in black tea are defined and discussed. Effect of humidity and heat are investigated. It is observed that dry extract of black tea melts at 100 degrees C and the semiquinone radical lives up to 140 degrees C while Mn2+ sextet disappears just above 100 degrees C in tea extract. Natural and synthetics sweeteners have different effects on the paramagnetic centers. White sugar (sucrose) quenches the Mn2+ and semiquinone lines in black tea EPR spectrum, and glucose, fructose, lactose and maltose quench Fe3+ line while synthetic sweeteners acesulfam potassium, aspartame and sodium saccharine do not have any effect on paramagnetic species in tea. (C) 2009 Elsevier B.V. All rights reserved.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

International Atomic Energy Agency

Radiation dose and risk calculations for different radioisotope concentrations stack heights and atmospheric stability categories have been carried out by the code CAP88-PC around the YPP environment by using the results of previous studies about maximum measured gross alpha activity in the flying ash samples as radioactive source. A modified Gaussian plume equation was used to estimate the average dispersion of radionuclides released from up to six emitting sources for a circular grid of distances and directions for a radius of up to 80 kilometers around the facility. The meteorological data obtained from Turkish State Meteorological Service for Yatağan region was processed to find out the stability array file consists of 4 different wind frequencies, one for each of the 16 wind directions on 6 Pasquill stability categories. 16 records were entered for each Pasquill stability category and wind frequencies. Pasquill stability classes used in the code are A: extremely unstable, B: unstable, C: slightly unstable, D: neutral, E: slightly stable, and F: stable. Dose and risk are estimated by combining the inhalation and ingestion intake rates, air and ground surface concentrations with the dose and risk conversion factors used in CAP88-PC. The effective dose equivalent is calculated using the weighting factors in ICRP (International Commission on Radiological Protection) Publication 26 (ICRP, 1977). Risks are based on lifetime risk from lifetime exposure, with a nominal value of 4E-4 cancers/rem. Doses and risks can be tabulated as a function of radionuclide, pathway, location and organ CAP88-PC also tabulates the frequency distribution of risk. The risk levels are divided into orders of magnitude from one in ten to one in a million. The maximum effective dose equivalent rates for each condition and their radiological effects have been interpreted. It is seen that these values are recommended by the International Commission on Radialogical Protection (ICRP) and have not any significant risk for public health around the plant environment.

A 6LiF target of 26µg/cm2 thickness was bombarded with 250 keV atomic protons with 50 µA beam current intensity for the experiment. The gamma spectrum emerged from the reaction is measured by HpGe detector using a multichannel analyzer in the 0-7 MeV energy range at 3.3 cm away from the target in the proton beam direction. The ground and the first excited states of 7Be and the energy levels of 19F(p,αγ)16O reaction can separately be detected in the resulted spectrum. The cross section of 6Li(p,γ)7Be reaction at 250 keV energy range has been measured.

International Atomic Energy Agency Industrial radiography is the oldest and most reliable non-destructive test method in the examination and two dimensional evaluation of weld defects. Digital radiographic methods provide more sensitive, faster and more reliable evaluation of defect images. One of the most important factors influencing the contrast and consequently the image quality is the noise on the film caused by scattered radiation. The digital image processing technique can eliminate the noise and improve the image quality. Digital radiography also enables three dimensional evaluation of weld defects. This work describes the use of digital radiography in the evaluation of defects in welds of different configurations by using a laser film digitizing system and an appropriate software programme. Advantages and limitations of the digital technique and conventional film radiography were discussed.

Water-soluble bioconjugates of synthetic polyelectrolytes (PE) with biomolecules (proteins, polysaccharides, etc.) have important applications in various areas1. Such systems include complexes stabilized by multipoint electrostatic and hydrophobic interactions between the fragments of polyelectrolytes and biomolecules and conjugates in which the functional groups of the components are linked by covalent bonds. A relatively new technique involves the use of transition metal (Cu(II)) compounds as a means of activating the polymer carrier and allowing direct coupling of proteins without prior derivatization of the activated polymer, through formation of chelates. Developing biopolymer systems having long-term protective effects against radiation and decreasing the radioactive contamination due to a radiation accident or nuclear war, is very important for the health of human being. In this study, the synthesis of biopolymer systems (radioprotector) and the investigation of their radiostability, toxic and radioprotective effects on model systems are aimed to perform. Aqueous solutions of ternary PE+Cu2++Bovine serum albumin (BSA) complexes have been irradiated with 60Co γ-rays and the resulting changes occurred have been measured by high-performance liquid chromatography (HPLC)2. Addition of Cu2+ ions to polymer-protein mixture has been shown to protect the polymer and protein components against radiation damage. The effect of antioxidant polymers on radiation will be investigated by the cromosome aberation and micronucleus methods in blood samples.

International Atomic Energy Agency

Nondestructive testing (NDT) activities at Çekmece Nuclear Research and Training Center (CNAEM) has been initiated in the Industrial Application Department of the Center which was established in 1976 as the Radioisotope Applications Group for Industry. The Department started its first NDT activity with industrial radiography. The NDT activities have been developed by the support of various national (State Planning Organization (DPT)) and international (IAEA and UNDP) projects. Today, there are five basic NDT techniques (radiography, ultrasonic, magnetic particle, liquid penetrant and eddy current) used in the Industrial Application Department. The Department arranges routinly NDT qualification courses in 5 basic NDT tehcniques according to ISO 9712 and TS EN 473 standards for level 1 and 2 for Turkish Industry. The Department also executes national DPT and IAEA Technical Co-operation projects and gives NDT services in the laboratory and in the field. Digital radiography and digital ultrasonic techniques are being used in advanced NDT applications. This paper describes the NDT activities of CNAEM. International Atomic Energy Agency

Bu çalışma iki kısımdan oluşmaktadır. Birinci kısımda VO2+ iyonu katkılı potasyum di-hidrojen fosfat (KH2PO4), potasyum tetra oksalat di-hidrat (KHC2O4.H2C2O4.2H2O), l−alanin (CH3H7NO2) tek kristalleri ve Cu2+ iyonu katkılı potasyum di-hidrojen fosfat (KH2PO4), çinko sakkarin di-metil etilen di-amin [Zn(Sac)2(dmen)], çinko sakkarin N, N’propil amin etilen di-amin [Zn(sac)2(paen)] tek kristallerinin EPR incelemesi yapılmıştır. Çalışmanın ikinci kısmında ise günlük hayatta oldukça sık tüketilen ve ülkemizde üretilip işlenen siyah çay değişik ön-işlemlerden geçirilerek EPR tekniği ile incelenmiştir. Yüksek elektrik alan altında hazırlanan VO2+ katkılı KH2PO4 tek kristalinin oda sıcaklığında EPR ve optik absorpsiyon spektrumlarının analizi yapılmıştır. VO2+ merkezlerine ait 4 farklı yerin iki farklı grup altında toplanabileceği görülmüştür. Toz spektrumdan elde edilen veriler tek kristal değerleri ile uyum içindedir. VO2+ iyonları K+ iyonları ile yer değiştirmiştir. EPR ve optik absorpsiyon verileri bir arada kullanılarak vanadyum iyonu için spin-Hamiltonien parametreleri ve molekül yörünge katsayıları hesaplanmıştır. Yüksek elektrik alan altında hazırlanan VO2+ katkılı potasyum tetra oksalat dihidrat (KTO) tek kristalinin EPR çalışması optik absorpsiyon spektrum verileri kullanılarak yapılmıştır. EPR spektrumlarında farklı şiddetli iki grup sekizli çizgi kaydedilmiştir. Gerçekte spektrumda şiddetli çizgiler ligand konumundaki oksalat içine katkılanmış VO2+ iyonundan, zayıf şiddetli çizgiler ise hemen hemen aynı yapı ve yerleşime sahip ara boşluklara yerleşmiş iyonlardan kaynaklanmaktadır. Tek kristal, toz spektrum ve simülasyon değerleri ile uyum içindedir. Vanadyum iyonları K+ iyonu ile yer değiştirmiştir. Sıcaklık yavaşça azaltılarak elde edilen VO2+ katkılı l-alanin tek kristalinin EPR spektrumlarının analizi sonucunda üç farklı paramanyetik merkezin varlığı ortaya konmuştur. Ayrıntılı spektrumda çizgilerin 1:2:1 şiddetinde üçe yarıldığı gözlenmiştir. VO2+ iyonuna yakın duran NH2 grubuna bağlı iki hidrojen bu yönelimde özdeş davranmaktadır. g ve A değerlerine bakıldığında ise paramanyetik merkezin rombik yerel simetri özelliği gösterdiği söylenebilir. Yüksek elektrik alan altında hazırlanan Cu2+ katkılı KH2PO4 tek kristalinin EPR spektrumlarının analizi sonucu Cu2+’ya ait 4 farklı merkezin olduğu ve bu merkezlerin EPR parametreleri birbirlerine yakın iki farklı yapılı paramanyetik merkez olarak ele alınabileceği anlaşılmıştır. Cu2+’ya ait taban durumu dalga fonksiyonlarının katsayıları g ve A esas eksen değerlerinin rombik simetrisi için hesaplanmıştır. Cu2+ yeni sentezlenen [Zn(sac)2(paen)] ve [Zn(sac)2(dmen)] bileşiklerine katkılandırılarak tek kristallerinin EPR incelemesi yapılmıştır. [Zn(sac)2(paen)] ligand konumundaki atomlarla oktahedral, [Zn(sac)2(dmen)] ise tetrahedral bir çevrede kompleks oluşturmuştur. İki farklı simetri kompleksi için taban durumu dalga fonksiyonları farklı olarak ele alınmıştır. EPR ve moleküler yörünge parametre değerlerine göre kompleks yapının bozulum derecesi ortaya konmuştur. Çay (Camellia Sinensis) dünyada sudan sonra, siyah (fermente olmuş) ve yeşil (fermente olmamış ) çay olmak üzere en çok tüketilen içecektir ve aynı zamanda rahatlatıcı, antioksidan ve besleyici etkisi olduğu bilinmektedir. Ülkemizde Karadeniz sahilleri boyunca yetiştirilen çayın yeşil çay yapraklarında ve siyah çayla demlenmiş çayın sulu çözeltisinde Fe3+, Mn2+ kompleks merkezleri kaydedilirken çayın demi kurutulduktan sonra çay yapraklarında bu merkezlere ek olarak semikinon radikali gözlenmiştir. Paramanyetik merkezlerin kaynakları tartışılmıştır. Sıcaklığın, doğal ve sentetik tatlandırıcıların, geçiş metal iyon katkılandırmanın paramanyetik merkezler üzerine olan etkileri araştırılmıştır. Sentetik tatlandırıcıların paramanyetik merkezler üzerinde herhangi bir etkisi olmazken beyaz şekerin semikinon radikalini ve Mn2+ merkezini söndürdüğü görülmüştür. Geçiş metal iyonları çayın yapısının önemli bir kısmını oluşturan fenol grupları ile kompleks oluşturmuştur. Bu kompleksin yapısı açıklanmaya çalışılmış ve sıcaklığın bu kompleks yapıları üzerine etkisi irdelenmiştir. This work consist of two parts. The first part is devoted to the EPR spectral studies of VO2+-doped potassium di-hydrojen phosphate (KH2PO4, KDP), potassium tetraoxalate di-hydrate (KHC2O4.H2C2O4.2H2O, KTO), l-alanine (CH3H7NO2) single crystals and powders, and Cu2+-doped potassium di-hydrojen phosphate (KH2PO4), zinc saccharine di-methyl ethyl di-amine [Zn(Sac)2(dmen)], zinc sachharine N, N’ propylamine ethyl di-amine [Zn(sac)2(paen)] single crystals and powders. In the second part, EPR spectral studies of black tea, the beverage which is of very high consumption ratio in over the world, is performed following a number of treatments. VO2+-doped KDP single crystals are grown under high static electric field. The single crystal spectra for rotations in the perpendicular planes show four complex sites. The four sites can be classified into two different groups. The powder spectrum also shows the existence of two different paramagnetic spectra. VO2+ ions substitute K+ ions and the charge deficiency is compensated by the nearby oxygens of 4 PO− groups. The electronic structure of the central vanadium atom is determined using the EPR values together with the optical absorption spectrum. VO2+-doped KTO single crystals are also grown under high static electric field. Two vanadium spectra with different intensities are observed. The intense lines come out of the complex which is formed around VO2+ ion inserted into the oxalate group acting as the ligand. The weak lines arise from an interstitial site with similar structure. Electronic structure of the central vanadium ion is determined using EPR parameter together with optical absorption spectral values. VO2+-doped l-alanine single crystals are grown by lowering the temperature of the saturated solution slowly. The EPR spectra of these different VO2+ complex sites are resolved and electronic configurations are determined. The superhyperfine splittings of each vanadium line from two hydrogens of NH2 group is observed in this work. EPR spectra of Cu2+-doped KDP single crystals are too complicated to be resolved. Five different Cu2+ complex sites are resolved which are grouped into two structures. Four sites have the same structure. Ground state wave functions of all the sites are determined. Newly synthesized two saccharine complexes [Zn(sac)2(dmen)] and [Zn(sac)2(paen)] respectively, are also investigated by EPR spectroscopy by doping Cu2+ ions to replace the Zn2+ ions. [Zn(sac)2(paen)] species formed distorted octahedral complex structure while [Zn(sac)2(dmen)] species resulted in distorted tetrahedral complex. The EPR parameters and ground state wave functions of central Cu2+ ions are determined. Tea (Camellia Sinensis) is the most widely consumed drink in the world as non-fermented green and fermented black forms, and is known have therapeutic, antioxidant and nutritional effects. EPR spectral studies made on the tea cultivated along the shore of Black Sea, show only Mn2+ and Fe3+ centers in green tea leaves and water solution of black tea extract, but dry black tea flakes and dry extract exhibit additional semiquinone radical. The origins of the paramagnetic species are discussed. The effects of heating, interaction with natural and synthetic sweeteners and doping the transition metal ions are investigated. While the synthetic sweeteners have no effect on paramagnetic species, white sugar (disaccharide) quenches Mn2+ center and semiquinone radical. Transition metal ions form a complex with phenol groups. The structure of the complexes are discussed and the effect of the temperature is explained.

Radiation is naturally present in our environment and has been since the birth of this planet. The human population is constantly exposed to low levels of natural background radiation, primarily from environmental sources, and to higher levels from occupational sources, medical therapy, and other human-mediated events. Radiation is one of the best-investigated hazardous agents. The biological effects of ionizing radiation for radiation protection considerations are grouped into two categories: The deterministic and the stochastic ones. Deterministic radiaton effects can be clinically diagnosed in the exposed individual and occur when above a certain “threshold” an appropriately high dose is absorbed in the tissues and organs to cause the death of a large number of cells and consequently to impair tissue or organ functions early after exposure. A clinically observable biological effect (Acute Radiation Sendromes, ARS) that occurs days to months after an acute radiation dose. Stochastic radiation effects are the chronic effects of radiation result from relatively low exposure levels delivered over long periods of time. These are sort of effects that might result from occupational exposure, or to the background exposure levels. Such late effects might be the development of malignant (cancerous) disease and of the hereditary consequences. These effects may be observed many years after the radiation exposure. There is a latent period between the initial radiation exposure and the development of the biological effect. For this reason, a stochastic effect is called a Linear or Zero-Threshold Dose-Response Effect Exposure to very low levels of radiation is a controversial issue, originating many debates throughout the scientific community. What happens at very low levels of radiation exposure? There is a stochastic correlation between the number of cases of cancers or genetic defects developed inside a population and the dose received by the population at relatively large levels of radiation. Although there is no scientific evidence to prove, attempts have been made to extrapolate the data from these levels of dose to low levels of dose (close to the levels received from background radiation). Studies of populations living in high natural-background areas have not reported detrimental health effects attributable to radiation. The research has also demonstrated that the types and numbers of gene activated by low doses of radiation are different than those activated by high radiation doses. These changes in gene activation seem to be able to modify the response of cells to subsequent radiation exposure, termed the "adaptive response". This adaptive response seems to be the manifestation of a protective effect that may reduce risk at very low doses. Current knowledge in molecular biology shows no evidence of a threshold effect for Stochastic Effects. Therefore, any level of radiation may be considered to cause them. Conversely, some studies show that low levels of irradiation are in fact beneficial to the health (Radiation Hormesis). However, in the absence of clear scientific evidence, the regulators adopted a conservative approach and consider all levels of radiation as being potentially damaging to the human body (LNT theory). According to LNT theory; the effects of low doses of ionizing radiation can be estimated by linear extrapolation from effects observed by linear extrapolation from effects observed by high doses. There is not any safe dose because even very low doses of ionizing radiation produce some biological effect. The results of many investigations do not support the LNT theory. Furthermore relationship between environmental radon concentrations and lung cancer even contradict this theory and clearly suggest a hormetic effect -radiation hormesis-. Although data are still incomplete, extensive epidemiological studies have indicated that radiation hormesis is really exist. In this rewiev, contradictory evidence Lineer No-Threshold Theory and Radiation Hormesis Effect is discussed.

VO2+ doped potassium dihydrogen phosphate (KH2PO4) and potassium tetraoxalate (KH3C4O8 · 2H2O) single crystals and powders are examined by electron paramagnetic resonance and optical absorption spectroscopy. Angular variations of KH2PO4 and KH3C4O8 ·2H2O single crystals show four and two different VO2+ sites, respectively. The local symmetry of VO2+ complexes is nearly axial for both host crystals. The optical absorption spectra show three bands. Spin Hamiltonian parameters are measured and molecular orbital coefficients are calculated by correlating EPR and optical absorption data for the central vanadyl ion.

Near surface disposal is an option used by many countries for the disposal of radioactive waste containing mainly short lived radionuclides. Principally, disposal of radioactive waste requires the implementation of measures that will provide safety for human health and environment now and in the future. For this reason, preliminary activity limits should be determined to avoid radioecological problems. Radioactive waste has to be safely disposed in a regulated manner, consistent with internationally agreed principles and standards and with national legislations to avoid serious radioecological problems. The purpose of this study, presents a safety assessment approach to derive operational and post-closure radioecological activity limits for the disposal of radioactive waste. Radioecological activity concentration limits of each radionuclide in the waste (Bq/kg) were calculated. As a result of this study, radioecological activity limits are derived by calculating the highest dose for each selected radionuclide.

TENMAK D.N. 9878 TR-2 reaktörü güvenlik analiz raporunun revize edilmesi için 1995 yılında başlanılan çalışma kapsamında TR-2 reaktöründe düşünülen olası en büyük kaza sonucu çevreye salıverilen radyoizotopların ortaya çıkaracağı doz değerlerinin yeni güvenlik kriterlerine göre tesbit edilmesi gerekmiştir. Bu doz hesaplan için ANL’de geliştirilmiş bir kod olan DOSER[1] kodu kullanılmıştır Kod bir çok değişikliklerle daha çok seçeneği kapsayacak hale getirilmiş ve aynca yapısı da büyük oranda değiştirilmiştir. Kod üzerinde yapılan en önemli değişiklikler bulut seyrelmesi için yeni modeller ile bulut hacminin sonlu olmasından dolayı olan sonlu bulut düzeltmeleridir. The revision of safetv analysis report of TR-2 research reactor had been iıütiated in 1995 The whole accident analysis and accepted scenario for masunum credible accident has been revised according to the new safety consepts, and the impact to be given to the environment dııe to this scenario has been assessed by the help of DOSER code which is developed at ANL. Many modifications have been made in DOSER code. The program structure has been changed extensively to contain many new options. The most important ones are the usage of the new models for the dispersion and attenuation of the clouds, and the fimte ckmd correction factors.

Bilgisayar destekli sistemlerdeki gelişmeler tahribatsız test tekniklerinden biri olan radyografi tekniğinde de önemli gelişmelere neden olmuş ve dijital radyografiye geçilmiştir. Özellikle son 20 yılda radyoskopi ve bilgisayarlı tomografi yaygın bir şekilde kullanılmaya başlamış, son yıllarda ise düzlemsel dedektörler yardımıyla gerçekleştirilen anında görüntüleme (real-time) tekniği ön plana çıkmıştır. Dijital radyogarfi bir malzemenin radyografik görüntüsünün doğrudan bilgisayar ortamına aktarılıp değerlendirildiği veya film veya görüntüleme plakalarından bilgisayar ortamına aktarılarak görüntü işleme tekniklerinin uygulandığı bir radyografik test yöntemidir. Dijital radyografi anında görüntüleme ve sonradan görüntüleme olmak üzere iki şekilde uygulanmaktadır. Anında görüntüleme tekniğine genelde radyoskopi denmektedir. Sonradan görüntülemede ise, görüntü önce bir film veya görüntüleme plakası gibi bir görüntü taşıyıcı ortamına kaydedilmekte ve sonra tarama yoluyla bilgisayar ortamına aktarılarak değerlendirme yapılmaktadır. Bu makalede çeşitli dijital radyografi yöntemleri tanıtılmış ve pratik uygulamalardan örnekler sunulmuştur. Developments in the computer aided systems have covered also the radiography as a nondestructive test method and been passed to digital radiography. Especially in last 20 years radioscopy and computer tomography have been widely used, whereas the real-time radiography applied by flat panel detectors came to the market in last years. Digital radiography is a radiographic test method, which is applied by getting the image of a test material directly into a computer, or by transmitting the image from a film or an imaging plate to the computer and evaluating it by a proper software. Digital radiography technique can be applied by two different ways; by real-time imaging and by post imaging. Real-time imaging systems are generally called radioscopy. In the post imaging method, the image of the material is initially taken onto a film or imaging plate and then transferred it to the computer for processing and evaluation. This paper describes different digital radiographic methods with examples of practical applications

Bu çalışma sinterlenmiş metal bileşenlerin, kısaca üretimini ve fiziksel ve mekanik özellikleri yönünden ultrasonik ile karakterizasyonunu açıklamaktadır. Metal tozu kompaklarından sinterlenen pelet örnekleri farklı yoğunluklar ve dolayısıyla farklı esneklik özellikleri elde etmek amacıyla farklı üretim parametreleriyle hazırlanmıştır. Örneklerin modüllerini belirlemek amacıyla boyuna ve enine dalga ultrasonik hızları ölçülmüş ve bu değerler yoğunlukla korele edilmiştir. Ultrasonik ile elde edilen ölçüm sonuçları, ses hızı ölçümünün temel üretim parametrelerinin belirlenmesinde ve sinterlenmiş metal ürünlerin kalite kontrolünde kullanılabileceğini göstermiştir. This study describes briefly the production of sintered metal components and their characterization with respect to the physical and mechanical properties by using ultrasonics. Sintered metal powder compacts have been prepared with different fabrication parameters to obtain different densities and thus different elastic properties. Longitudinal and shear wave ultrasonic velocities have been measured to determine the elastic moduli of the samples and corraleted with densities The results of the ultrasonic measurements have shown that the ultrasonic velocity may be used to determine the basic production parameters, as well as a quality control tool of the sintered metal products.

TENMAK D.N.3326 Free convection cooling processes are often used in nuclear technology as well as in the vertical channel type structures of some systems, in electronic circuit board cooling and many other fields. TR-2 Reactor at Cekmece Nuclear Research and Training Centre (CNRTC) is a pool type research reactor with plate type fuel elements. The narrow vertical cooling channels of this reactor have a width of 2.1 mm. In case of an accident or a loss of cooling event, the heat in these channels are transfered by natural convection. An experimental setup was constructed to simulate the TR-2 cooling channels. Dummy fuel plates were heated by a DC source and temperature measurements were taken by copper-constantan thermocouples situated at different points. Cooling fluid is air. For several different powers and channel gaps the temperatures had been measured. The average Nu and Ra numbers were calculated for the channel and compared with the numerical results. Turkish Atomic Energy Authority, [v.d.]….

A new semi-empirical formula for the calculation of the (n,p) cross section at 14.5 MeV neutron energy is proposed. Derived from the evaporation statistical model, the formula includes five parameters and shows a strong dependence of the (n,p) cross section on terms of the parameters (N-Z+1)/A, (2Z-1)/A and √A . Fitting this formula to the existing cross section data on 159 nuclei (between A=40 and 209), the adjustable parameters were determined and the systematics of the (n,p) reaction were studied. The predictions of this formula are compared with those of the existing formulae and with the experimental data. The formula with five parameters is found to give a better fit to the data than the previous comparable formulae.