Browsing by All Authors "Demirel, Halil"
Now showing 1 - 11 of 11
Results Per Page
Sort Options
Item A gamma spectrometric method for direct measurement of uranium contents in solid samples(Turkish Atomic Energy Authority, 2000-10) Yücel, Haluk; Ergin, İ.; Çetiner, M. Atıf; Demirel, Halil; Tan, M.; Özmen, Atilla; 3905; TAEK-ANAEMA gamma spectrometric method is described for the direct “absolute” determination of uranium contents in solid samples. To obtain the exact information about the measurement of 238U in samples by gamma-ray spectroscopy, it is essential that any one of the daughters of 238U should exist in radioactive equilibrium with 238U. This condition is mainly fulfilled by one of the first two daughters, namely, 234Th (24.1 d) and 234mPa (1.17 min) because these daughters are very short-lived compared with 238U. Therefore, the present analytical method employs direct determination of U via the 63.3 keV gamma emission from Th and via the 1001 keV gamma emission from 234mPa. The absolute photopeak efficiency data in the range of 40 keV to 2000 keV for the reverseelectrode Germanium(REGe) detector used is measured using a powder radioactive standard source. The certified uranium samples were prepared in thin thicknesses to minimize the selfabsorption of gamma rays. They are counted for the the time predetermined between 75,000 s and 125,000 s. The measured activities of 238U of the samples via the 63.3 keV (234Th ) and via the 1001 keV (234mPa) are corrected for self-absorption effects due to changes in composition of standard reference materials in a given sample-detector geometry. The self-absorption factors applied to the 46.5 keV(210Pb) peak and the 63.3 keV(234Th) peak results ranged from 10.5% to 33.1% and from 4.9% to 18.4%, respectively. For the 1001 keV(234mPa) gamma emission, the necessary self-absorption factors varied between 0.1% and 3.9%. The results obtained from the 46.5 keV of Pb being far distant member of U and those of the 63.3 keV from 234Th are used to check whether the equilibrium exist in the uranium samples. The results of U via the 63.3 keV peak of Th for the uranium standards agreed to within 0.1 to 6.9% with the certified values of 238U in the samples with uranium concentration ranging from 0.022±001 to 1.02±0.01 wt%. The results of 238U via the 1001 keV peak of 234mPa agreed well to within 0.01 to 4.7% with the certified activity values of 238U of the same samples. When the measurements of the uranium are carried out in a REGe detector system, the results indicate that the uranium concentrations in the samples can be determined to the average 7% error by using the 63.3 keV(234Th) gamma emission with appropriate corrections for self-absorption effects. The 1001 keV peak of 234mPa gives also accurate results for the determination of 238U in the same samples and the need for self absorption correction for the 1001 keV emission seems to be negligible, except in case of thicker samples than that of 1.5 cm thick.Item Effect of photon interaction depth in the determination of absolute efficiency of HPGe detector for liquid volume souce(National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan / Institute of Nuclear Physics, 2003) Demirel, Halil; Yücel, Haluk; Çetiner, M. Atıf; Çetiner, B.; Yurtseven, İ.; Demircioğlu, Bengü; Karadeniz,Hande; Özmen, Atilla; TAEK-ANAEMFor practical measuring purposes in high pure Ge detectors, some useful semiempirical approaches are often used to calculate the peak efficiency (absolute efficiency) for any source-to-detector distance (d) if the efficiency has been measured at one known distance (d1). In all approaches considered, normally, one begins an experimental efficiency calibration for single measuring geometry at a distance (d1), and then derives the efficiency for any other arbitrary distance (d), from the relation ∈(d) = Ω (d) ∈(d1) = Ω (d1) where ∈ denotes the detector efficiency for any gamma ray energy and Ω is solid angle that is subtended by detector to the source position. However, this relation is only valid when the distances used in the relation was corrected for the effective photon interaction depth for any gamma-ray energy (Debertin and Helmer, 1988;Yücel et al.1996) since the efficiency ratio, ∈(d)/∈(d1), is not equal to the inverse ratio, d1-2/d-2. In the present work, the photon interaction depths depending upon gamma- ray energies in the range of about 50-2000 keV for point gamma sources (241Am, 137Cs, 60Co, 133Ba and 152Eu) and a liquid volume (cylindrical) source containing 57Co, 88Y, 113Sn, 137Cs, 109Cd, 139Ce and 60Co radionuclides were measured. Then, the calculation of the peak efficiency of a ptype HPGe detector is experimentally tested for both point and the extended (cylindrical) liquid source at various distances from the surface of the end cap of the detector by introduction of the effective photon interaction for any gamma-ray energy.Item Ermenistan'daki Metsamor nükleer santralinde meydana gelebilecek kaza sonrası doz seviyeleri için acil koruyucu önlemlerin belirlenmesi(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2012) Gökeri, Gürdal; Gülay, Yusuf; Demirel, Halil; TAEK-NGDBu çalışmada Metsamor Nükleer Güç Santralinde meydana gelebilecek bir ağır kazadan dolayı atmosfere radyoaktif madde salımı durumunda 100 km’ye kadar mesafede doz dağılımı hesabı yapılmıştır. Atmosferik dağılım hesaplamaları için 2010 yılına ait saatlik meteoroloji verileri kullanılmıştır. Belirtilen kriterlere ve etkin doz ve tiroit doz dağılımlarına göre acil koruyucu önlemler için hazırlık yapılması gereken mesafeler belirlenmiştir. Ayrıca tutucu yaklaşımla, yıl içinde en kötü radyolojik sonuçlara neden olabilecek atmosfer koşulları belirlenmiştir. Rüzgarın söz konusu koşullar altında ülkemize doğru estiği varsayılarak ülkemiz sınırında ve İğdır il merkezinde acil koruyucu önlemlerin alınabileceği kor içerik oranları hesaplanmıştır. Ermenistan sınırındaki RESA istasyonunda okunan doz hızı değerlerine ve koruyucu önlemlerin alınması için doz seviyeleri dikkate alınarak alınabilecek önlemler için önerilerde bulunulmuştur.Item Establishment of advanced quality system for nuclear analytical laboratories(National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan / Institute of Nuclear Physics, 2003) Arıkan, Pervin; Acar, Orhan; Acar, Recep; Ayçık, Gül Asiye; Çetiner, M. Atıf; Demirel, Halil; Efe, Nurettin; Gölge, Tülay; Gürellier, Ruhsar; Kırmaz, Rıdvan; Tülümen, Şenay; Yücel, Haluk; Zararsız, Abdullah; Ağuş, Yusuf; TAEK-ANAEMComprehensive Quality Control (QC) and Quality Assurance (QA) Program is stated on the quality policy, organization, methods and records for nuclear analytical laboratories which are necessary for improvement of productivity, to upgrade the performance, credibility and reputation. The proper and complete identification of quality elements for management and technical requirements are being written in Quality Manual as well as analytical and organizational procedures and working instructions according to ISO 17025 standard. Technical ability of γ , X-ray and α/β laboratories in Center is being checked by participation in proficiency test, critical technical variables, and quality results. Performance of quality system is being controlled by external audit inspection, progress reports and service to clients.Present study is a framework of model project of IAEA, coded RER/2/004, which is resulted self-sustainable accreditation from national body, TURKAK.Item İstanbul Atatürk Havalimanı kargo bölümü yangını sonrası radyoaktif bulaşma ve acil durum yönetimi(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2012) Arıkan, İsmail Hakkı; Yücel, Bilgi; Onat, Belgin; Demirel, Halil; Can, Şevket; Anaç, Hakan; TAEK-RSGD24 Mayıs 2006 tarihinde İstanbul Atatürk Havalimanı C Terminali kargo bölümünde çıkan yangın haberinin Türkiye Atom Enerjisi Kurumu’na ulaştırılması üzerine, olay yerinde radyoaktif madde bulunma olasılığı göz önüne alınarak Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi’nden tam teçhizatlı bir Acil Durum Müdahale Ekibi havalimanına sevk edilmiştir. Radyoaktif madde ithalat ve ihracatı faaliyetinde bulunan bazı firmalar tarafından olay yerinde kendilerine ait radyoaktif maddelerin bulunduğunun bildirilmesi üzerine Acil Durum Müdahale Ekipleri takviye edilmiş, söz konusu acil durumu yönetmek üzere Türkiye Atom Enerjisi Kurumu Kriz Komitesi Ankara’da toplanmıştır. Firmalardan alınan bildirimler Kurum kayıtları ile karşılaştırılarak, kargo bölümünde bulunması muhtemel radyoaktif paketler ve içerikleri belirlenmiştir. Türkiye Atom Enerjisi Kurumu uzmanları yangın süresince olay mahallinde sürekli görev yapmıştır. Tüm yangın söndürme ve soğutma ekipleri Türkiye Atom Enerjisi Kurumu Acil Durum Müdahale Ekiplerinin ölçümlerine göre yönlendirilmiştir. 25 Mayıs 2006 tarihinde yangının kısmen söndürülmesini takiben kargo binasında radyoaktif kaynak içeren paketlerin depolandığı konteynere ulaşılmış ve İyot-131 içeren paketlerin yangın sırasında hasar gördüğü, diğer radyoaktif kaynakların zırhlarının ise sağlam olduğu belirlenmiştir. İyot-131 paketleri civarında radyoaktif bulaşma tespit edilmiş, bu nedenle konteyner ve çevresinde 50 metre çaplı alan, girişi engellemek üzere güvenlik şeridi ile çevrilmiştir. Radyoaktif bulaşmanın yayılmasını engellemek amacıyla, İyot-131 paketlerinin üzerine beton dökülmüş ve çevresi uluslararası kurallara uygun olarak güvenlik şeridi ile çevrilmiştir. Hasarsız oldukları tespit edilen radyoaktif kaynak içeren diğer paket ve cihazlar ise bulundukları yerlerden alınarak Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi'ne götürülmüştür. Bu faaliyetlerden sonra yangın mahallinin değişik noktalarından su numuneleri alınmış ve analiz edilmiştir. Betonlanmış İyot-131 paketlerinin 2 metre uzağındaki su birikintisinde radyoaktivite tespit edilmiş, su birikintisi çimento ile sabitlenerek radyoaktivitenin yayılma ihtimali ortadan kaldırılmıştır. Yangın sırasında hasar gören ve betonla sabitlenen paketler, üzerlerindeki radyasyon düzeyinin ilk ölçülen değerin yaklaşık %10’una inmesi üzerine radyoaktivite bulaşmış diğer malzemelerle birlikte 22 Haziran 2006 tarihinde Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi’ne taşınmıştır. 4 Temmuz 2006 tarihi itibariyle bütün bölgenin ölçümlerle taranması tamamlanmış, halka ve çevreye zarar verebilecek herhangi bir radyasyon tehdidi oluşmadığı tespit edilmiş, bölgedeki radyasyon uyarı işaret ve sınırlamaları tamamen kaldırılmıştır.Item Kalkopirit, galenit, çinkoblend ve pirit cevherlerinin analizlerine x-ışını floresans tekniğinin uygulanması(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Ankara Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1984) Arıkan, Pervin; Demirel, Halil; TAEK-ANAEMBu çalışmada, radyoizotop X-ışım floresans tekniğinin kalkopirit, galenit, çinkobiend ve pirit cevher analizlerine uygulanması araştırılımıştır. Gazi Üniversitesi, Mühendislik Fakültesinden incelenmek üzere gönderilen cevher örneklerinde kalitatif, eser ve minör miktarda yarı kanti- tatif analizler hassasiyetle yapılmıştır, incelenmesi istenilen elementler K, V, Cr, Ni , Rb, Sr, Zr, Ag, Cd, Cs, Ba, Au, Th ve U dur. Araştırmada çeşitli deney sistemleri (vakumlu) ve analiz metodları kullanılarak cevher analizleri için en uygunları belirlenmistir. Elde edilen sonuçların jeolojik araştırına sonuçlarıyla oldukça iyi uyum içersinde olduğu gözlenmiştir.Item Low level radioactivity measurements of 238U, 232Th, 40K and 134, 137Cs in the environmental and industrial samples by high resolution gamma-ray spectrometry(National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan / Institute of Nuclear Physics, 2003) Yücel, Haluk; Demirel, Halil; Çetiner, M. Atıf; Karadeniz, Hande; Çetiner, B.; Parmaksız, Aydın; Turhan, Şeref; 3905; TAEK-ANAEMIn recent years, low level radioactivity measurements of radionuclides, especially the long-lived radionuclide 137Cs (t1/2=30.1 y) in the environmental samples have an increasing importance due to the global fallout originating from atmospheric contamination caused by nuclear weapon tests and nuclear accidents (after Chernobly accident). In addition, a need has arisen to find and produce materials containing low in radioactive promordial elements thorium, uranium and potassium since these materials, in particular, cement, clays and ash fly from the coal-fired thermic power plants are widely used in several mass-production industrial applications such as for the making concrete, bricks, seramics. In this work, the radioactivity measurements of 238U, 226Ra, 232Th, 40K,134,137Cs and other radionuclides in environmental and industrial samples such as soil, coal, ash fly, cement, etc. were measured routinely by using high resolution gamma-ray spectrometry, after a method validation by IAEA proficiency tests within a QA/QC program by IAEA RER/2/004 project, in Ankara Nuclear Research and Training Center in Turkey. The gamma-spectrometric method employed is described and the analysis results for various samples are given in this paper.Item Prompt gamma-ray neutron activation analysis (pgnaa) System by using a 740 GBq 241Am-Be neutron source(National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan / Institute of Nuclear Physics, 2003) Çetiner, M. Atıf; Yücel, Haluk; Demirbaş, Ahmet; Demirel, Halil; Bozkurt, Ahmet; Turhan, Şeref; Özmen, Atilla; TAEK-ANAEMA PGNAA system consisting of a 740 GBq 241Am-Be neutron source and a gamma spectrometer with a n-type Ge (REGe) detector was installed at ANRTC to measure the prompt gamma-rays produced by the interactions of thermal neutrons in the samples for the analysis of light elements such as B, P, S and Cl, and some trace elements with large cross sections (Cd, Hg, Sm, Gd, etc.). In the irradiation system, a 55 cm diameter cylinder tank filled with water moderator comprises the neutron source placed in a polypropylene tube that was coaxially positioned in the lead rings (internal diameter: 9 cm and outer diameter: 21 cm) in order to reduce the gamma rays emitted directly from the source such as 0.0596 MeV (241Am) and 4.43 MeV (0.6 gamma per neutron) from the excited state of 13C* via the 9Be(α, n)12C reaction in the source. The moderator tank was shielded with paraffin in all sides against fast neutrons. The thickness of paraffin at the front side of the tank is 28 cm and 18 cm at other sides. The neutron irradiation system was also shielded by using chevron lead bricks of 18 cm thickness. The background-prominent gamma rays, which is especially the 2.223 MeV gamma ray from the 1H(n,γ)2H reaction formed in hydrogenous materials used for neutron moderation was reduced remarkably in view of the permissible gamma dose for overall irradiation room. The neutrons thermalized in moderator travel through the hole with 6 cm diameter for sample irradiations. The detector was shielded with Li2CO3 powder against thermal neutrons to avoid radiation damage and surrounded by additional lead bricks to reduce gamma-background. The measurements are carried out for the efficiency calibration of the detector by using the standard sources. The features of the PGNAA system with an isotopic neutron source are described and its analysis capability is discussed in this paper.Item Quality assurance and quality control of nuclear analytical laboratories in Ankara Nuclear Research And Training Center(Turkish Atomic Energy Authority, 2000-10) Arıkan, Pervin; Acar, Recep; Ayçık, Gül Asiye; Çetiner, M. Atıf; Demirel, Halil; Efe, Nurettin; Gölge, Tülay; Kırmaz, Rıdvan; Tülümen, Şenay; Yücel, Haluk; Zararsız, Abdullah; TAEK-ANAEMThe objective of this project is to introduce quality assurance systems for validated analytical data in nuclear laboratories of Center.In trade,health,safety and environmental protection, the users of a laboratory’s analytical results are increasingly requiring demostrable proof of the reliability and credibility of the results using internationally accepted standards. Such demands are being imposed by the European Community. In addition to this, there is growing need for laboratories to operate efficiently and effectively to reduce internal waste to provide reliable and verifiable reports in a timely and economical manner. International Atomic Energy Agency assist laboratories to improve their QA activities to a level of performance which satisfies the requirements of the immediate beneficiaries and ultimately to a level of certification. A comprehensive QA/QC programme is applied to NALs - ANAEM which the QA system is self- sustainable for official accreditationItem Ticari polistiren kullanılarak düşük maliyetli plastik sintilatör üretimi(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2011) Oktar, Okan; Arı, Galip; Gündüz, Ömer; Demirel, Halil; Demirbaş, Ahmet; TAEK-SANAEMPlastik sintilatörler sertleştirilmiş bir polimer matriks içerisinde çözülmüş organik floresant bileşikler içeren katı malzemeler olarak tanımlanabilir. Işıksintilasyonu için en yaygın kullanılan transparant plastikler polisitiren (PS), polivinilbenzen, poliviniltoluen (PVT) veya polimetilstirendir. Plastik sintilatörlerin kompozisyonları değiştirilerek ışık verimi, radyasyon direnci, bozunma süresi gibi birtakım özellikleri kontrol edilebilir. Plastik sintilatör dedektörler nükleer ve yüksek enerji fiziği alanlarında uzun yıllardır kullanılmaktadır. Plastik sintilatörlerin avantajları arasında hızlı tepki vermeleri, kolay üretilmeleri, şekillendirilebilmeleri ve çeşitlilikleri gelir. En büyük dezavantajları ise radyasyon dayanımları ve maliyetleridir. Plastik sintilatörler üzerine yapılan çalışmaların büyük çoğunluğu plastik sintilatörlerin temel özelliklerinin arttırılması üzerine yoğunlaşmakla birlikte bu malzemelerin daha düşük maliyetle ve daha kolay hazırlama teknikleri ile üretilmelerine yönelik çalışmalar daha azdır. İlk plastik sintilatörler 1950’lerde üretilmiştir. Düşük maliyetli plastik sintilatörlerin üretilmesine yönelik çalışmalar 1970’li yılların ikinci yarısından itibaren hızlanmıştır. 1975 yılında akrilik bazlı sintilatör Plexipop geliştirilmiştir. Düşük maliyetine rağmen akriliğin aromatik yapıda olmaması nedeniyle Plexipop’un sintilasyon ışık verimi klasik plastik sintilatörlerin dörtte biri kadar olmuştur. Zaman içinde geliştirilen sintilatörlerde yavaş cevap süresi ve zayıf mekanik özelliklerinden kaynaklanan problemler devam etmiştir. Bu nedenlerden dolayı 1980’li yıllara kadaryüksek kalitede ve düşük maliyetli sintilatörlerin üretilmesinde istenen sonuçlar alınamamıştır. Son on yıl içerisinde ekstürüzyon yöntemi, düşük maliyetli yüksek kalitede plastik sintilatör malzemelerin hazırlanmasında son derece popüler hale gelmiştir. Bu çalışmada ekstürüzyon ve basınçlı kalıplama metodu ile ticari PS pelletier kullanılarak düşük maliyetli plastik sintilatör üretiminin ön çalışmalarının gerçekleştirilmesi hedeflenmiştir. Bu amaçla floresant dopantlar içeren PS bloklar Haziran 2008’de SANAEM’de bulunan ekstrüder ve pres cihazları kullanılarak hazırlanmıştır. Ekstrüzyon cihazına bağlanabilecek uygun kalıp tasarımı yapılarak ürünün kalıplanabilmesi için en uygun çalışma sıcaklığı, basma hızı ve basıncı gibi optimum üretim parametreleri bulunmuş ve belirlenen optimum param et reler ile 12 Haziran 2008 tarihinde iki adet PS Sintilatör bloğu üretilmiştir. Hazırlanan plastik sintilatör blokların bir tanesinde optik ve mekanik testler yapılmış diğerinin farklı radyoaktif kaynaklara karşı cevabı ölçülmüştür. 10x5x40 cm boyutlarında üretilen plastik Sintilatör bloklarının optik, mekanik özellikleri ile değişik radyasyon kaynaklarına verdikleri tepkiler incelenmiş ve sonuçlar, PVT ana malzemesiyle üretilen ABD yapımı 13x8x120 cm ebatlarındaki LODLUM Sintilatör bloklarıyla karşılaştırılmıştır. Laboratuar ölçekli bu üretim sonucu elde edilen malzemenin optik özelliklerinin LODLUM’la aynı olduğu, SANAEM’de hazırlanan PS sintilatörün mekanik özellikler bakımından LODLUM’a eşit veya daha iyi olduğunu bulunmuştur. Çeşitli radyoaktif kaynaklarla yapılan ölçüm çalışmaları, iki plastik Sintilatör bloğunun da alan ve/veya hacimleriyle (kaynağı gören katı açı ile) orantılı olarak benzer sonuçları verdiğini göstermiştir. Bu çalışma, yurt dışından temin edilen plastik sintilatörlerin, SANAEM araştırma merkezindeki imkanlarla üretilebileceğini ve bu plastik sintilatörlerin yurt içinde ve sınır kapılarında radyoaktif malzemelerin tespiti amacıyla kullanılabileceğini göstermiştir.Item Türkiye'deki çevre radyoaktivitesinin izlenmesi, 2009(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2010) Arıkan, İsmail Hakkı; Yücel, Bilgi; Özdemir, Tonguç; Demirel, Halil; Oğuz, Feridun; Koç, Zafer; TAEK-RSGDBu raporda, çevre radyoaktivitesinin izlenmesi programı kapsamında, Türkiye’nin yedi coğrafi bölgesinden 2009 yılında temin edilen çevre ve gıda örneklerinde ölçülen doğal ve yapay radyonüklitlerin aktivite derişimleri ile toplam alfa/beta aktivite derişimlerinin yanı sıra gezici radyasyon ölçüm sistemi ile elde edilen dış ortamda (havada) soğurulan gama doz hızlarının sonuçları sunulmuştur. Örneklerdeki doğal ve yapay radyonüklitlerin aktivite derişimleri ve toplam alfa/beta aktivite derişimleri, gamaspektrometresi, alfaspektrometresi, sıvı sintilasyon spektrometresi ve toplam alfa/beta sayım sistemi kullanılarak ölçülmüştür. Analiz edilen yüzey toprak örneklerindeki 226Ra, 232Th ve 40K doğal radyonüklitlerinin aktivite derişimlerinin ortalama değerleri sırasıyla, 34,7±1,7 Bq kg(-1), 35,4±0,8 Bq kg(-1) ve 450,0±17,9 Bq kg(-1) bulunmuş iken, fisyon ürünü olan 137Cs radyonüklitinin aktivite derişiminin ortalama değeri ise 11,6±0,5 Bq kg(-1) olarak bulunmuştur. Topraktaki doğal radyonüklitlerin sebep olduğu dış ışınlanmadan kaynaklanan soğurulan gama doz hızı ve etkin doz hızının ortalaması, sırasıyla, 54,6 nGy h(-1) ve 0,07 mSvy(-1) olarak değerlendirilmiştir. Analiz edilen içme suyu örneklerinden toplam alfa/beta aktivite derişimleri sınır değerin üzerinde ölçülen örnekler ileri radyoaktivite analizlerine tabi tutulmuş ve bu örneklere ait hesaplanan Toplam Gösterge Dozu değerlerinin sınır değerin altında olduğu tespit edilmiştir. Analiz edilen gıda örneklerindeki 23SU, 232Th ve 226Ra aktivite derişimleri, ölçülebilir en düşük aktivite (ÖEA) değerinden daha düşük iken 134Cs radyonükliti gözlenmemiştir. Süt örneklerinde ölçülen 137Cs ve 90Sr radyonüklitlerinin ortalama aktivite derişimleri ise 0,28 Bq L(-1) ve 0,05 Bq L(-1)’dir. Bu değerler, 1986 yılında meydana gelen Çernobil Nükleer Santrali kazası nedeniyle Avrupa Birliği tarafından 737/90/EC sayılı Konsey Yönetmeliği esas alınarak radyasyon kontrolüne tabi tutulan gıdalar için belirlenen sınır değerlerinden çok düşüktür. Analiz edilen gıdalardaki mevcut 40K, 137Cs ve 90Sr radyonüklitinden yayınlanan radyasyonun sebep olduğu iç ışınlanmadan kaynaklanan toplam yıllık doz 193,0 µSv olarak değerlendirilmiştir. Türkiye’deki çevresel radyasyonun izlenmesi programı kapsamında 2009 yılı içinde yapılan çalışmaların değerlendirilmesi sonucunda insan sağlığını ve çevreyi radyolojikaçıdan olumsuzyönde etkileyecek herhangi bir durum tespit edilmemiştir.