Türkiye'de üretilen tütün ürünlerinde 210Pb VE 210Po radyoaktivite seviyelerinin ve maruz kalınan radyasyon dozunun araştırılması - 210Pb uzaklaştırılması için adsorbent geliştirilmesi
Investigation of radioactivity levels of 210Pb and 210Po in produced tobacco products in Turkey and the radiation dose by exposure – development of adsorbent for the removal of 210Pb
- Tez No: 592958
- Danışmanlar: PROF. DR. DİLEK ŞOLPAN ÖZBAY
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Kimya, Chemistry
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2019
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Kimya Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 175
Özet
Kurşun-210 (210Pb) ve Polonyum-210 (210Po), Uranyum-238 (238U) bozunma serisine ait doğal radyoizotoplardır. Bir soy gaz olan Radon-222 (222Rn) radyoizotopunun yer kabuğunda bulunan çatlaklardan sulara, yüzey toprağına ve topraktan da havaya sızmasıyla ve bozunmasıyla bu radyoizotopun bozunma ürünleri olan 210Pb ve 210Po radyoizotopları da sularda, toprakta, havada, bitkilerde ve diğer çevresel örneklerde bulunur. Doğal radyoaktiviteyi artıran başlıca kaynaklar madencilik aktiviteleri, kömür ve fosil yakıtların yanması, jeotermal enerji ve fosfat kayalarının kullanımı olarak sıralanabilir. Doğal radyoaktivitenin artması 210Pb ve 210Po radyoizotoplarının da artması ve aynı zamanda bu radyoizotoplar nedeniyle insanların maruz kaldığı radyasyon doz değerlerinin de artması anlamına gelmektedir. Bu tez çalışması kapsamında insanların sıklıkla tükettiği sigara tütününde 210Pb ve 210Po aktivite değerleri ölçülmüştür ve buna bağlı olarak sigara içen bir insanın maruz kaldığı etkin doz değeri hesaplanmıştır. 210Pb ve 210Po aktivite değerlerini belirlemek için ölçüm sisteminde saymadan önce tütün numunelerinin bir dizi karmaşık radyokimyasal işlemlere tabi tutularak sayıma hazır hale getirilmesi gerekir. Bu işlemler temelde numune çözme ve radyoizotopları ayırma işlemleridir. Bu çalışmada iki farklı çözme tekniği kullanılarak tütün numunelerinin çözünmesi sağlanmıştır. İlk olarak asit karışımları ile numunenin çözünmesi prosedürü, daha sonra da asit ile katı-sıvı ekstraksiyonu (leaching) ile numunenin çözünmesi prosedürü kullanılmıştır. Numune çözme işlemleri tamamlandıktan sonra Stronsiyum reçine (Sr) kullanılarak radyokimyasal ayırma işlemleri yapılmıştır. Radyokimyasal işlemler sonucunda elde edilen 210Po radyoizotopunun 90 °C'de, 4 saat süreyle gümüş disk üzerine adsorpsiyonu gerçekleştirilmiştir. Gümüş disk daha sonra saf su ile yıkanmış ve alfa spektrometrede sayılmıştır. Radyokimyasal ayırma işlemleri sonucunda Sr-reçinede adsorplanan 210Pb radyoizotopu çeşitli kimyasal işlemler vasıtasıyla kolondan sıyrılıp alınmış ve sonrasında sülfürik asit (H2SO4(aq)) çözeltisi ilave edilmesi ve manyetik karıştırıcıda ısıtılması ile kurşun(II) sülfat (PbSO4(k)) çökeleği elde edilmiştir. (PbSO4(k)) çökeleği bir sıra daha kimyasal işlemlere tabi tutulduktan sonra tamamen kurutularak kalıntı (PbSO4 çökeleği) miktarı tartılmıştır. Kalıntı miktarı yardımıyla 210Pb için kimyasal verim belirlenmiştir. Hazırlanmış olan örnek, 210Pb/Bizmut-210 (210Bi) radyoaktif dengesi kurulması için bir ay desikatörde bekletilmiştir ve orantılı sayaçta sayılmıştır. Türkiye'nin tütün üretimi yapılan 11 iline ait tütün numunelerinde 210Po aktivite derişimi 10,54 ± 1,01 Bq (Becquerel) kg-1 ile 31,05 ± 1,71 Bq kg-1 arasında bulunurken 210Pb aktivite derişimi 12,60 ± 1,01Bq kg-1 ile 31,30 ± 1,71 Bq kg-1 arasında bulunmuştur. Günde bir paket (20 adet) sigara içen bir kişinin 210Pb ve 210Po radyoizotoplarından kaynaklı maruz kaldığı radyasyon dozu hesaplanmıştır. 210Pb ve 210Po radyoizotoplarının akciğerde tutunma oranları göz önüne alındığında günde 20 adet sigara içen bir kişi ortalama 68,19 μSv (Sievert) yıl-1 210Po kaynaklı, 24,45 μSvyıl-1 210Pb kaynaklı radyasyon dozuna maruz kalacağı hesaplanmıştır. 210Pb ve 210Po aktivitesini belirlemede kullanılmak üzere Sr-reçineye alternatif iki adet adsorbent sentezlenmiştir.Adsorbent sentezi için ekonomik ve kolay bulunan ticari bir ürün olan Sodyum aljinat (NaAlg) kullanılmıştır. Gama radyasyonu ile farklı özellikte ve yapıda NaAlg/ Akrilamit (AAm) ile yarı iç içe geçmiş ağ yapı (NaAlg/AAm)IPN ve NaAlg/kalsiyum klorür (CaCl2) ile CaAlg yapıları hazırlanmıştır. Hazırlanan yapıların 210Pb analizinde adsorbent olarak kullanılabilirliği üzerine çalışılmıştır. Radyoaktif kurşunun kütlesi ihmal edilebilir seviyede olduğu için numuneye eklenen Pb2+ taşıyıcı üzerine tutunarak analiz süresince ilerlemektedir. Bu sebeble yapılan çalışmalarda radyoaktif olmayan Pb2+'dan faydalanılarak optimum adsorpsiyon/desorpsiyon koşulları araştırılmıştır. CaAlg polimeri kullanılarak kurşun iyonları için optimum adsorpsiyon koşulları 60 mg L-1 başlangıç derişimi, 100 mg adsorbent miktarı, 6 pH değeri, 60 °C sıcaklık ve 120 dakika karıştırma süresi olarak belirlenmiştir. (NaAlg/AAm)IPN kullanılarak kurşun iyonları için optimum adsorpsiyon koşulları ise 75 mg L-1 başlangıç derişimi, 300 mg adsorbent miktarı, 7 pH değeri, 40 °C sıcaklık ve 240 dakika karıştırma süresi olarak belirlenmiştir. 1,0 M HNO3(aq) çözeltisi ile 25 mL çözelti hacminde, 30 °C sıcaklıkta ve 2 saat süre sonunda CaAlg ve (NaAlg/AAm)IPN polimerlerinden kurşunun % desorpsiyonu sırasıyla %96 ve %85 olarak bulunmuştur. Desorpsiyon çalışmalarında 100 mg CaAlg polimerinde adsorplanmış Pb2+ miktarı 72 mg L-1 olarak alınırken, 300 mg (NaAlg/AAm)IPN polimerinde adsorplanmış Pb2+ miktarı 58,6 mg L-1 olarak alınmıştır. CaAlg ve (NaAlg/AAm) IPN'in spektroskopik ve ısısal karakterizasyonları FTIR ve TGA yöntemleri ile yapılmıştır. CaAlg ve (NaAlg/AAm)IPN polimerlerinin kurşun iyonlarını adsorplama prosesine ait termodinamik parametreler (ΔG°, ΔH° ve ΔS°) hesaplanmış ve mevcut sistem için sırasıyla 25 °C (CaAlg için) ve 30 °C ((NaAlg/AAm)/IPN için) Langmuir ve Freundlich adsorpsiyon izotermlerine uygulanabilirliği incelenmiştir.
Özet (Çeviri)
Lead-210 (210Pb) and polonium-210 (210Po) are the natural radioisotopes of the uranium-238 (238U) decay chain. They are released into air by the emanation of radon-222 (222Rn), a radioactive nobel gas in 238U decay chain, from soil through fissures. Since 210Pb and 210Po have very long half lifes, they maintain in water, soil, plant and other environmental samples. The major sources of enhanced natural radioactivity are mining activities, combustion of coal and fossil fuels and other energy production such as geothermal energy, and the use of phosphate rock. The enhancement of the natural radioactivity means the enhancement of the 210Pb and 210Po amounts in the environment which increases the radioation dose the people are exposed to. In this study, the activity values of 210Pb and 210Po in the tobacco samples have been measured. The radiation dose to which a smoking person is exposed to originating from 210Pb and 210Po activities have been calculated in a defined scenario. The tobacco samples were subjected to a series of complicated radiochemical processes to become ready to measure the 210Pb and 210Po activities in the measurement systems. These processes are mainly solving the sample and the radiochemical separation of the radioisotopes. In this study, two different methods have been applied to dissolve the tobacco samples. The first method was dissolving of the samples by acid mixture, and the second was dissolving of the samples by leaching. After the dissolving procedures of samples were completed the radiochemical separation of 210Pb and 210Po radioisotopes were performed by using Sr-resin. The adsorption of 210Po obtained at the end of radiochemical separation onto the silver disc was performed during 4 hours at 90 °C. The silver disc then was washed with distilled water and put in the alpha spectrometer to measure the 210Po activity. The adsorbed 210Pb on the Sr-resin at the end of the radiochemical separation was poured off from the column by various chemical processes. By adding sulphuric acid (H2SO4 (aq)) solution and then heating on a magnetic mixer lead (II) sulphate (PbSO4(k)) residue was gained. After a series of chemical processes applied, the (PbSO4(k)) residue was completely dried and the amount of the residue was weighted to determine the chemical efficiency for 210Pb. The prepared sample was waited for during about one month in a desiccator for the 210Pb/(Bismuth-210) 210Bi radioactive equilibrium and then measured by proportional counter to determine the 210Pb activity. In the tobacco samples collected from the 11 different regions of Turkey, the 210Po activity concentrations were determined between 10.54 ± 1.01 Becquerel (Bq) kg-1 and 31.05 ± 1.71 Bq kg-1, and the 210Pb activity concentrations were determined between 12.60 ± 1.01Bq kg-1 and 31.30 ± 1.71 Bq kg-1. The radiation dose to which a cigarette smoker in one package (20 cigarettes) per day was exposed to radioisotopes 210Pb and 210Po was calculated. By considering the stored percentage of 210Po and 210Pb in lung, it is estimated that a person smoking 20 cigarettes in a day will expose to 68.19 μ(Sievert)Sv year -1 and 24.45 μSv year-1 average dose caused by 210Po and 210Pb, respectively. Two adsorbents have been synthesized as an alternative to Sr-resin to be used to determine 210Pb activity. Sodium alginate, which is a cheap and easily available was used to prepare two different adsorbents. Sodium alginate (NaAlg)/Acrylamide (AAm) and NaAlg / Calcium chloride (CaCl2) materials have been prepared by using gamma -radiation. The usability of the prepared adsorbents to adsorb and analyze 210Pb was investigated. The optimum adsorption conditions of the lead ions by CaAlg were determined as 60 mg L-1 initial concentration, 100 mg adsorbent amount, 6 pH value at 60 °C for 120 minutes agitation time. The optimum adsorption conditions of the lead ions by (NaAlg/AAm)IPN were determined as 75 mg L-1 initial concentration, 300 mg adsorbent amount, 7 pH value at 40 °C and 240 minutes agitation time. The desorption efficiencies of lead from CaAlg ve (NaAlg/AAm)IPN by using 1.0 M (HNO3 (aq)) for 25 mL solution volume and at 30 °C at the end of 2 hours were determined as 96% and 85%, respectively. In the desorption studies, the adsorbed lead amounts were 72 mg mL-1 in 100 mg CaAlg and 58,6 mg mL-1 in 300 mg (NaAlg/AAm)IPN. The spectroskopic and thermal characterizations of CaAlg and (NaAlg/AAm)IPN were also performed by using FTIR and TGA technigues. The thermodynamical parameters of (ΔG°, ΔH° and ΔS°) the processes of Pb2+ ion adsorption by CaAlg and (NaAlg/AAm)IPN polymers have been calculated. The applications to the Langmuir and Freundlich adsorption isoterms at 25 °C (for CaAlg) and at 30 °C (for (NaAlg/AAm)IPN) have been analyzed.
Benzer Tezler
- Distribution of trace elements in tobacco and shisha products in Turkey and accumulation on their smoke
Türkiye'de satılan tütün ve nargile ürünlerinde eser elementlerin dağılımları ve dumanda birikimi
GÜL ŞİRİN USTABAŞI
Yüksek Lisans
İngilizce
2017
Kimyaİstanbul Teknik ÜniversitesiKimya Ana Bilim Dalı
PROF. DR. SÜLEYMAN AKMAN
DOÇ. DR. ASLI BAYSAL
- Türkiye'de su ürünleri üretimi ve su ürünleri üretiminde bir yatırım uygulaması
Başlık çevirisi yok
MEHMET AKYILDIZ
- Enflasyonla mücadelede istikrar politikaları
Başlık çevirisi yok
BİLGİN ORHAN ÖRGÜN
Yüksek Lisans
Türkçe
1998
EkonomiMarmara Üniversitesiİktisat Ana Bilim Dalı
PROF. DR. OSMAN ZEKAYİ ORHAN
- Tütün endüstrisinde kullanılan termo - vakum ünitelerinin dizaynı ve ısıl hesapları
The Design and thermal calculations of thermo vacuum units which using in tobacco industry
MEHMET ŞİNASİ UZUNLAR
Yüksek Lisans
Türkçe
2006
Makine MühendisliğiCelal Bayar ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. YUNUS ÇERÇİ
- The effect of attitudes towards Turkish products on purchasing behaviour: A research on Russian customers
Türk ürünlerine yönelik tutumun satın alma davranışına etkisi: Rus müşteriler üzerinde bir araştırma
ALEKSANDR BUKALEROV
Yüksek Lisans
İngilizce
2023
İşletmeİstanbul Ticaret ÜniversitesiPazarlama Yönetimi Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. AŞKIM NURDAN TÜMBEK TEKEOĞLU