Türkiye'de kullanılan yapı malzemelerindeki doğal radyoaktiviteden kaynaklanan radyasyon dozunun değerlendirilmesi
Loading...
Files
Date
2008
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Publisher
Türkiye Atom Enerjisi Kurumu
Abstract
Yer kabuğu kökenli yapı malzemeleri, uranyum, toryum, aktinyum gibi doğal radyoaktif serilerdeki radyonüklitleri ve potasyum (40K) radyoizotopunu içermektedir. Yapı malzemelerindeki radyonüklitlerin aktivite derişimleri normal değerin üzerinde olduğunda, radyo nü kİ iti erden yayınlanan gama ışınlarının sebep olduğu dış ışınlama ve bu tür malzemelerden serbest kalması sonucunda solunum yoluyla vücuda girebilen radon (222Rn), toron (220Rn) ve bunların yarılanma süreleri kısa olan bozunum ürünleri tarafından yayınlanan alfa ve beta ışınlarının sebep olduğu iç ışınlama önemli ölçüde artabilir. Yapı malzemelerindeki radyoaktivite seviyelerinin bilinmesi, yapı içi etkin dozun hesaplanması için çok önemli olmasının yanı sıra bu malzemelerin kullanılması ve ilgili standartların geliştirilmesine ilişkin yol gösterici bilgilerin oluşturulmasına da katkı sağlamaktadır.
Bu raporda, Türkiye’nin farklı jeolojik bölgelerinden temin edilen ve 33 farklı yapı malzemesinden oluşan toplam 1033 numunede gama spektrometrik yöntem ile ölçülen 226Ra, 232Th ve 40K aktivite derişimlerinin sonuçları sunulmuştur. Söz konusu numunelerde ölçülen 226Ra, 232Th ve 40K aktivite derişimleri, sırasıyla yapısal malzemeler için, 4,3 ± 0,5 ile 258,0 ± 13,0 Bq kg1, 1,3 ±0,1 ile 124,9 ± 2,5 Bq kg1 ve 24,4 ± 2,5 ile 1092,0 ± 26,7 Bq kg'1 aralığında; kaplama malzemeleri için, 0,5 ± 0,1 ile 332,0 ± 18,1 Bq kg1, 0,6 ± 0,1 ile 226,0 ± I 1,0 Bq kg'1 ve 1,5 ± 0,6 ile 1060,0 ± 100,0 Bq kg1 aralığında; katkı ham maddeleri için, 1,6 ± 0,3 ile
2972,0 ± 148,6 Bq kg1, 1,1 ±0,2 ile 393,5 ± 4,2 Bq kg1 ve 4,0 ± 0,4 ile 3548,0 ± 75,0 Bq kg'1 aralığında değişmektedir.
Bu raporda, yapı malzemelerinin kullanılmasından kaynaklanabilen radyolojik riskleri değerlendirmek amacıyla radyum eşdeğer (Ra(eq)) aktivite derişimi, aktivite derişim indisi (1γ), alfa indisi (Iα), dış ışınlamadan kaynaklanan soğurulmuş gama doz hızı (D(R)) ve yapı içi etkin doz hızı (H(R)) hesaplanmış ve ilgili ölçütler veya sınır değerler ile karşılaştırılmıştır. Yapısal malzemeler ve kaplama malzemeleri için hesaplanan Rae[] ortalama değerleri, sırasıyla 39,0 ± 4,4 ile 240,4 ± 15,7 Bq kg(-1) ve 2,4 ± 0,3 ile 276,0 ± 20,0 Bq kg(-1) aralığında değişmektedir. Yapısal malzemeler ve kaplama malzemelerine ilişkin ortalama Ra(eq) değerleri, ev ve işyeri binalarında kullanılan yapı malzemeleri için aşılmaması tavsiye edilen sınır değer olan 370 Bq kg(-1)’den daha küçüktür. Yapısal ve kaplama malzemeleri için hesaplanan aktivite derişim indisinin ortalama değerleri, yapısal ve kaplama malzemeleri için tavsiye edilen ölçüt değerlerden önemli ölçüde daha küçüktür. Yapısal malzemelerdeki radyonüklitlerin sebep olduğu dış ışınlamadan kaynaklanan yapı içi etkin doz hızının ortalama değerleri, briket için değerlendirilen ortalama değer (1,06 ± 0,13) hariç, aşılmaması tavsiye edilen sınır değer olan I mSv y(-1)’den, 1,5 ila 5 kat daha düşüktür.
Yapılan çalışmalar sonucunda, yapısal ve kaplama malzemelerinin yapı sektöründe kullanılmalarında, herhangi bir radyolojik tehlikenin olmadığı görülmüştür. Katkı ham maddelerinin kullanımı sınırlıdır ve sadece belli bir kısmı, çimento, beton, tuğla gibi yapısal malzemelerde kullanılmaktadır. Özellikle endüstriyel yan ürün olarak elde edilen uçucu kül ve fosfojips gibi katkı maddeleri için hesaplanan indis değerleri, ilgili ölçüt veya sınır değerlere göre daha yüksek olduğundan, bu tür katkı ham maddelerinin kullanıldığı yapısal malzemelerin radyasyon kontrolüne tabi tutulmasının uygun olacağı değerlendirilmektedir.
All building materials of terrestrial origin contain natural radionuclides in the series of uranium, actinium and thorium, and the radioactive isotope of potassium (40K). When the radioactivity concentrations of radionuclides in the building materials are much higher than the mean radioactivity level of earth’s crust, the external exposure caused by gamma rays emitted from these radionuclides and the internal exposure caused by the inhalation of radioactive inert gases radon (222Rn) and toron (220Rn), and alpha and beta rays emitted from these gases and its short-lived secondary decay products can be considerably increased. Thus, knowledge of the natural radioactivity level in building materials is important to evaluate the indoor effective dose and to develop the standards and guidelines for use and the management of these materials. In this report, the results of the radioactivity concentrations of 226Ra, 232Th and 40K in the total of 1033 samples representing 33 different building materials collected from various geological regions of Turkey measured by gamma spectrometric method are presented. The radioactivity concentrations of 226Ra, 232Th and 40K measured in the investigated samples range from 4,3 ± 0.5 to 258.0 ± 13.0 Bq kg(-1), 1.3 ± 0.1 to 124.9 ± 2.5 Bq kg(-1) and 24.4 ± 2.5 to 1092.0 ± 26.7 Bq kg(-1), respectively, for the structural building materials, and from 0.5 ±0.1 to 332.0 ± 18.1 Bq kg(-1), 0.6 ±0.1 to 226.0 ± 1 1.0 Bq kg(-1) and 1.5 ± 0.6 to 1060.0 ± 100.0 Bq kg(-1), respectively, for the covering building materials, and from 6.0 ± 0.3 to 2972.0 ± 148.6 Bq kg(-1), 1.1 ± 0.2 to 393.5 ± 4.2 Bq kg(-1) and 4.0 ± 0.4 to 3548.0 ± 75.0 Bq kg(-1), respectively, for the building raw materials. In this report, the radium equivalent activity (Ra(eq)), the activity concentration index (Iγ), the alpha index (Iα), the absorbed gamma dose rate (D(R)) from the external exposure and the indoor effective dose rate (H(R)) were calculated and compared to related criteria and limit values to assess the radiological risk from the utilizing of the building materials. The values of the Ra(eq) calculated for the structural and covering materials vary from 39.0 ± 4.4 to 240.4 ± 15.7 Bq kg(-1) and 2.4 ± 0.3 to 276.0 ± 20.0 Bq kg(-1), respectively. The mean values of the calculated Rae[] for the structural and covering materials are lower than the limit value of 370 Bq kg(-1) recommended for the building materials used in the construction of dwellings. The mean values of the calculated activity concentration index for the structural and covering materials are lower than the recommended criteria for these materials. The mean values of the indoor effective dose rate caused by the external exposure from the radionuclides in the structural materials, except brick samples (mean value of 1.06 ± 0.13), are 1.5-5 times lower than the recommended dose criterion of I mSv y(-1). According to the results of this study, it is seen that the structural and covering materials used in construction industry do not pose any radiological risk. The use of the building raw materials is limited and the only certain portion of these raw materials is used in the structural materials such as cement, concrete, brick, etc. Especially, as the values of index calculated for the building raw materials such as fly ash and phosphogypsum obtained as industrial by products are higher than the related criteria and limit values it is considered that the structural materials produced by using such building raw materials should be subjected to the radiological control.
All building materials of terrestrial origin contain natural radionuclides in the series of uranium, actinium and thorium, and the radioactive isotope of potassium (40K). When the radioactivity concentrations of radionuclides in the building materials are much higher than the mean radioactivity level of earth’s crust, the external exposure caused by gamma rays emitted from these radionuclides and the internal exposure caused by the inhalation of radioactive inert gases radon (222Rn) and toron (220Rn), and alpha and beta rays emitted from these gases and its short-lived secondary decay products can be considerably increased. Thus, knowledge of the natural radioactivity level in building materials is important to evaluate the indoor effective dose and to develop the standards and guidelines for use and the management of these materials. In this report, the results of the radioactivity concentrations of 226Ra, 232Th and 40K in the total of 1033 samples representing 33 different building materials collected from various geological regions of Turkey measured by gamma spectrometric method are presented. The radioactivity concentrations of 226Ra, 232Th and 40K measured in the investigated samples range from 4,3 ± 0.5 to 258.0 ± 13.0 Bq kg(-1), 1.3 ± 0.1 to 124.9 ± 2.5 Bq kg(-1) and 24.4 ± 2.5 to 1092.0 ± 26.7 Bq kg(-1), respectively, for the structural building materials, and from 0.5 ±0.1 to 332.0 ± 18.1 Bq kg(-1), 0.6 ±0.1 to 226.0 ± 1 1.0 Bq kg(-1) and 1.5 ± 0.6 to 1060.0 ± 100.0 Bq kg(-1), respectively, for the covering building materials, and from 6.0 ± 0.3 to 2972.0 ± 148.6 Bq kg(-1), 1.1 ± 0.2 to 393.5 ± 4.2 Bq kg(-1) and 4.0 ± 0.4 to 3548.0 ± 75.0 Bq kg(-1), respectively, for the building raw materials. In this report, the radium equivalent activity (Ra(eq)), the activity concentration index (Iγ), the alpha index (Iα), the absorbed gamma dose rate (D(R)) from the external exposure and the indoor effective dose rate (H(R)) were calculated and compared to related criteria and limit values to assess the radiological risk from the utilizing of the building materials. The values of the Ra(eq) calculated for the structural and covering materials vary from 39.0 ± 4.4 to 240.4 ± 15.7 Bq kg(-1) and 2.4 ± 0.3 to 276.0 ± 20.0 Bq kg(-1), respectively. The mean values of the calculated Rae[] for the structural and covering materials are lower than the limit value of 370 Bq kg(-1) recommended for the building materials used in the construction of dwellings. The mean values of the calculated activity concentration index for the structural and covering materials are lower than the recommended criteria for these materials. The mean values of the indoor effective dose rate caused by the external exposure from the radionuclides in the structural materials, except brick samples (mean value of 1.06 ± 0.13), are 1.5-5 times lower than the recommended dose criterion of I mSv y(-1). According to the results of this study, it is seen that the structural and covering materials used in construction industry do not pose any radiological risk. The use of the building raw materials is limited and the only certain portion of these raw materials is used in the structural materials such as cement, concrete, brick, etc. Especially, as the values of index calculated for the building raw materials such as fly ash and phosphogypsum obtained as industrial by products are higher than the related criteria and limit values it is considered that the structural materials produced by using such building raw materials should be subjected to the radiological control.
Description
TENMAK D.N.. 4787
Keywords
Natural radioactivity, Doğal radyoaktivite, Radioactivity, Radyoaktivite, Radiation dose, Radyasyon dozu, Radiation dosage, Radiation measurement -- Turkey, Radyasyon ölçümü -- Türkiye, Construction materials, Yapı malzemeleri, Gamma dose rate, Gama doz hızı, Equivalent dose rate, Eşdeğer doz hızı, Gamma ray spectrometry, Gama ışını spektrometresi, Gamma spectrometer, Gama spektrometresi, 226Ra, 232Th, 40K
Citation
Turhan, Ş. ... [ve arkadaşları]. (2008). Türkiye'de kullanılan yapı malzemelerindeki doğal radyoaktiviteden kaynaklanan radyasyon dozunun değerlendirilmesi. Ankara : Türkiye Atom Enerjisi Kurumu.