Forum Renkli - Türkiye`nin En Renkli Eğlence ve Bilgi Paylaşım Platformu  



"Taklitler, Asıllarını yaşatırmış."
Go Back   Forum Renkli - Türkiye`nin En Renkli Eğlence ve Bilgi Paylaşım Platformu > Kültür & Sanat > Kültür - Tarih
Ücretsiz Kayıt ol veya Üye Girişi yapın.
Forum Renkli - Türkiye'nin En Renkli Eğlence ve Paylaşım Platformuna Hoşgeldiniz.
Forum Renkli'ye Hoşgeldiniz. Forumumuza ücretsiz KAYIT olarak, forumumuzda bilgi alışverişi yapabilir ve aramıza katılıp samimi dostluklar kurabilirsiniz.

Forumumuzda bizimle birlikte paylaşıma katılmak için buradan üye olabilirsiniz.



veya Facebook üyeliğiniz ile sitemize kayıt olabilirsiniz.
Etiketli Üyeler Listesi

Yeni Konu Aç Cevap Yaz
 
LinkBack Seçenekler Stil
Alt 30 Ocak 2013, 18:02   #31 (permalink)
Yαn Odαdαn Gelen Melodiler Gibidir Ses Ayαrı


- Ợuαяαnтinє. - ait Kullanıcı Resmi (Avatar)
Üyelik tarihi: 28 Nisan 2012
Nerden: ♥◊♣♠
(Mesajlar): 15.773
(Konular): 5327
Burç:
Renkli Para : 727928
Aldığı Beğeni: 2553
Beğendikleri: 945
Ruh Halim: Acimasiz
Takım :
ÖdülleriÜye Ödülleri: 5
Oscar Ödülü Teşekkür Plaketi Oscar Ödülü Oscar Ödülü Oscar Ödülü 
Standart

Kaynar Sulu Reaktör (BWR: Boiling Water Reactor)

Dünyada elektrik enerjisi üreten reaktör tipleri arasında basınçlı su reaktörlerinden sonra en yaygın olarak kullanılan Kaynar Sulu Reaktörlerin (BWR) ticari amaçlı ilk örneği olan 180 MWe gücündeki Dresden-1 reaktörünün yapımına, General Electric firması tarafından 1957 yılında başlanmış ve bu reaktör 1961 yılında işletmeye alınmıştır.
  • % 3 civarında zenginleştirilmiş UO2 yakıt kullanır.
  • Üretilen enerjinin çekilmesi giriş sıcaklığı 275oC, çıkış sıcaklığı 290oC civarında olan, atmosfer basıncının 70 katı basınç altında tutulan soğutucu (hafif su) vasıtasıyla sağlanır;
  • Belli bir oranda buharlaşan soğutucu, nem ayırıcı ve kurutuculardan geçtikten sonra taşıdığı ısı enerjisi türbin-jeneratör biriminde elektrik enerjisine dönüştürülür.
  • Yoğuşturucuda sıvı fazına dönen soğutucu yeniden reaktör kalbine gönderilir.
  • Reaktör kontrolünde ve kapatmada kullanılan kontrol çubukları, kalp içerisinde düzgün bir ısı dağılımı sağlamakta kullanılan kalp içi çevrim pompaları ve bir kaza durumunda reaktör kalbini soğutan acil durum kalp soğutma sistemi önemli bileşenler arasında sayılabilir.


Basınçlı Ağır Su Reaktörü (Pressurized Heavy Water Reactor),
CANadian Deuterium Uranium Reactor (PHWR, CANDU)

Ağır sulu reaktörler, tasarımlarında, fiziksel ve termodinamik özellikleri suya çok benzeyen ancak nötronik özellikleri farklı olan ağır suyu (D2O) soğutucu ve yavaşlatıcı olarak kullanan reaktörlerdir. Ağır suyun nötron yavaşlatma gücünün normal sudan daha iyi olması ve soğurma özelliğinin daha az olması ile bu tip reaktörlerde yakıt olarak doğal uranyumun kullanılmasına olanak verir. Ağır sulu reaktörler içinde en çok tercih edilen tip Basınçlı Ağır Su Reaktörleridir (PHWR Pressurized Heavy Water Reactor). Bu reaktörlerde soğutucu, PWR'lerde olduğu gibi basınç altında tutularak kaynaması önlenir. Basınçlı Ağır Su Reaktörlerinin en yaygın olarak kullanılan tipi CANDU (Canadian Deuterium Uranium)'dur.
    • <LI class=style10>CANDU reaktörü, basınç tüpü tasarımına sahip bir PHWR'dir. Reaktör kazanı kalandria adı verilen büyük silindir şeklinde bir tanktır. Bu tankın içinden yakıt kanalları adı verilen birkaç yüz tüp geçer. Yakıt kanallarına yakıt demetleri yerleştirilir. Bunlar kaynamanın engellenmesi için atmosfer basıncının 100 katı basınç altında tutulan ağır su soğutucu ile soğutulur. <LI class=style10>Soğutucu, önce yakıt kanallarına, buradan buhar üreteçlerine pompalanır. Buhar üretecinde enerjisini bırakarak çıkan soğutucu başka bir kanaldan ve ters yönden yeniden reaktör kalbine gönderilir ve buradan çıktıktan sonra diğer buhar üretecine gider. <LI class=style10>Elektrik üretimi sistemin ikincil bölümünde PWR reaktörüne benzer şekilde gerçekleşir. <LI class=style10>Önemli sistem bileşenleri arasında basınçlayıcı, yakıt değiştirme makinası, 2 farklı kapatma sistemi ve acil durum kalp soğutma sistemi sayılabilir.
    • Sistem doğal uranyum kullanacak şekilde tasarlanmıştır ve yakıt değiştirme makinası vasıtasıyla reaktör çalışırken yakıt değiştirilebilmektedir.





"










"
- Ợuαяαnтinє. isimli Üye şimdilik offline konumundadır   Alıntı
Alt 30 Ocak 2013, 18:02   #32 (permalink)
Yαn Odαdαn Gelen Melodiler Gibidir Ses Ayαrı


- Ợuαяαnтinє. - ait Kullanıcı Resmi (Avatar)
Üyelik tarihi: 28 Nisan 2012
Nerden: ♥◊♣♠
(Mesajlar): 15.773
(Konular): 5327
Burç:
Renkli Para : 727928
Aldığı Beğeni: 2553
Beğendikleri: 945
Ruh Halim: Acimasiz
Takım :
ÖdülleriÜye Ödülleri: 5
Oscar Ödülü Teşekkür Plaketi Oscar Ödülü Oscar Ödülü Oscar Ödülü 
Standart

Nükleer Reaktörler Enerji Dışında Bir Şey Üretir mi? Nükleer reaktörler, tıp ve endüstride kullanılan yararlı radyoizotopların üretilmesinde de kullanılırlar. Kanser tedavisinde, boru kaynaklarının tahribatsız muayenesinde kullanılan Kobalt-60, Tiroid bozukluklarının teşhis ve tedavisinde kullanılan İyot-131, doktorların vücut içini görme amacıyla kullandıkları çeşitli tarayıcı cihazlarda kullanılan Teknesyum-99, akciğer havalanmasının ve kan akışının ölçülmesinde yararlanılan Ksenon-133, bu izotoplara örnek olarak verilebilir.
Nükleer santrallarda elde edilen fazla enerji ise, ev ve seralarımızın ısıtılması, tuzlu sudan içilebilir su elde edilmesi, petrol üretimi gibi alanlarda kullanılmaktadır.






Sık Sorulan Sorular
Nükleer Santral Sökülmesi Teknolojisi Mevcut mudur ve Maliyeti Nedir?
Nükleer santrallar da dahil olmak üzere nükleer tesislerin sökülmesi ve yeşil alana dönüştürülmesi için gerekli teknoloji vardır ve bazı ülkelerde sökme uygulamaları yapılmaktadır. Örneğin ABD'de 860 MWe gücündeki Meine Yankee 1996 yılında kapatılmış, 2004 yılında kullanılmış yakıt depolama dışında koruma binası yıkılmıştır.Almanya'da kurulu bulunan standart bir nükleer santralın (1200 MW e ) işletmeden alınması, sökülmesi ve yeşil alana dönüştürülmesinin maliyetinin 400 Milyon Euro olacağı tahmin edilmektedir ve bu rakam santralın ilk yatırım maliyetinin yaklaşık %20'sine karşılık gelmektedir. Fransa'da da benzer şekilde tesis sökme maliyet hesaplamaları yapılmaktadır ve 900 MW e gücündeki bir nükleer santralın işletmeden alma+sökme maliyetinin 210 Milyon Euro olacağı tahmin edilmektedir ve bu rakamın ilk yatırım maliyeti içindeki payı %15 kadardır. Nükleer santraların elektrik üretim maliyetleri içine santralın söküm süreci içinde yapılacak tahmini harcamalarda katılarak zamanı geldiğinde kullanılmak üzere bir fon oluşturulmaktadır. Örneğin ABD'de nükleer elektrik üreticileri bu fon için 0.1-0.2 cent/kWs biriktirmekte ve bu fonu düzenli olarak Nükleer Düzenleyici Komisyona bildirmektedirler.





"










"
- Ợuαяαnтinє. isimli Üye şimdilik offline konumundadır   Alıntı
Alt 30 Ocak 2013, 18:02   #33 (permalink)
Yαn Odαdαn Gelen Melodiler Gibidir Ses Ayαrı


- Ợuαяαnтinє. - ait Kullanıcı Resmi (Avatar)
Üyelik tarihi: 28 Nisan 2012
Nerden: ♥◊♣♠
(Mesajlar): 15.773
(Konular): 5327
Burç:
Renkli Para : 727928
Aldığı Beğeni: 2553
Beğendikleri: 945
Ruh Halim: Acimasiz
Takım :
ÖdülleriÜye Ödülleri: 5
Oscar Ödülü Teşekkür Plaketi Oscar Ödülü Oscar Ödülü Oscar Ödülü 
Standart

GİRİŞ

Dünyada nükleer enerjiden elektrik üretim kapasitesi 350 GWe civarındadır ve bu üretim kapasiteleri 100-120 GWe'lik üç dilim halinde Amerika Birleşik Devletleri, Avrupa ve dünyanın geri kalan ülkeleri arasında paylaşılmaktadır. Buna bağlı olarak dünyada yaklaşık yılda 10500 ton ağır metal içeren yüksek seviyeli atık ortaya çıkmaktadır. Bugüne kadar 70000 ton ağır metal içeren yüksek seviyeli atık işlenip, oksit yakıt olarak hafif su reaktörlerinde kullanılmış olmasına karşın, dünyada biriken toplam yüksek seviyeli atık miktarı 130000 tonu aşmıştır. Düşük uranyum fiyatları yüzünden, önümüzdeki onlu yıllarda yüksek seviyeli atıkların daha da birikeceğine kesin gözüyle bakılmaktadır.
Nükleer enerjinin baş ağrılarından biri olan atık problemi bilindiği gibi bugün işletmede olan ticari reaktörlerin temel eksilerinden biri olarak ortaya çıkmaktadır. Dolayısıyla, nükleer endüstri, bugüne kadar ortaya çıkan yüksek seviyeli atıkları yakan ya da bugünkü reaktörlerle karşılaştırıldığında çok düşük düzeylerde yüksek seviyeli atık üreten yeni tasarım (eriyik tuz, hızlı üretken ve hızlandırıcı güdümlü sistem) arayışlarına gitmektedir. Aynı zamanda yeni nesil olarak adlandırılan bu teknolojik tasarımların bazıları, ilerideki uranyum rezervlerindeki azalmalar ve fiyatlarındaki olası dalgalanmaları da göze alarak toryum yakıt seçeneği ile ya da imha edilecek nükleer silahlardan gelecek Plütonyumu kullanan çevrimlerle, enerji üretebilecek şekilde tasarımlandırılmaktadırlar.
Bu bağlamda, Hızlandırıcı Güdümlü Sistemler (HGS) hem yüksek seviyeli atık yakabilen hem de uranyum dışındaki yakıt çevrimlerinin (toryum yakıt çevrimi, karışık oksit yakıt çevrimi) esnek olarak kullanılabileceği bir tasarım olarak karşımıza çıkmaktadır.
HGS'de hedef malzeme üzerine yönlendirilen protonlar ile kaynak nötronlar üretilir. Hedef malzeme katı ya da sıvı fazdaki ağır metalden yapılmıştır. Nükleer reaksiyon sonucunda her bir proton için hedefte onlarca nötron üretilir. Üretilen nötronlar, kritik-altı kora gönderilerek diğer nükleer reaksiyonların başlamasını sağlar (Şekil 1). Kritik-altı kor termal ya da hızlı nötron spektrumunda çalışabilecek şekilde tasarımlanmıştır. HGS'nin enerji dönüşüm kısmı normal güç santralindeki sisteme benzerdir. Buna karşın, HGS'de üretilen tüm elektrik enerjisi şebekeye verilmez. Bu enerjinin bir kısmı HGS'deki hızlandırıcının çalışması için kullanılır. Örneğin, 0.98 nötron çoğalma faktörüne sahip 625 MWe'lik (1500 MWth) HGS'de, toplam üretilen elektrik enerjisinin yaklaşık %5'i (30 MWe) hızlandırıcıya geri verilir (Şekil 2).

Şekil 1. Doğurma prosesi ve nötron üretimi

Şekil 2. HGS'den elektrik üretim mekanizması
İlk olarak Glenn Seaborg 1941 yılında bir hızlandırıcı kullanarak doğada bulunmayan plütonyum elementini üretti. Ardından, ABD, 1950-1954 yılları arasında, bir hızlandırıcı kullanarak nötron kaynağı yaratmak ve bunu fisyon zincir reaksiyonunda kullanmak düşüncesiyle Malzeme Test Hızlandırıcı (MTA) programını yürüttü. 50'li yıllarda ABD'de yüksek tenörlü uranyum rezervlerinin bulunması sonrası, bu proje rafa kaldırıldı. Benzer şekilde hızlandırıcı ile üretken (fertil) maddelerden (U-238, Th-232) bölünebilir (fisil) maddeler üretme düşüncesi Rus bilim adamları (V.I Goldanski, R.G. Vasslykov) tarafından FERFICON projesi çerçevesinde 1975-1988 yılları arasında gerçekleştirildi.
Bugünkü anlamıyla, güvenli bir şekilde elektrik üretmeyi ve atıkları yakmayı hedefleyen HGS tasarımı, 1991 yılında ABD'nin BNL ve LANL laboratuarları tarafından ortaya atıldı. 1993 yılında, CERN'deki bilim adamları Nobel ödüllü Carlo Rubia'nın önderliğinde "Enerji Yükselteci (EY)" (Energy Amplifier-EA) olarak adlandırılan tasarımı geliştirdiler. Bu sistem tasarımında, yüksek yoğunluklu proton demeti kullanarak Th-U yakıt çevriminin sağlanması ve çok düşük miktarda minör aktinit (MA) ve uzun ömürlü fisyon ürünü ortaya çıkarması temel amaç olarak hedeflenmişti.
Doğurma (Spallation) Prosesi
Nötron üretimi için birçok nükleer reaksiyon vardır (Tablo 1). Buna karşın, nötronların üretiminde protonların kullanımı, nötron ekonomisi açısından en uygun yöntem olarak karşımıza çıkmaktadır. Doğurma prosesinin tam bir tanımı olmamasına karşın, yüksek enerjili hadronların (proton, nötron, pion, vb.) ya da hafif çekirdeklerin (döteryum, trityum vb) hedef çekirdeklerle etkileşimi olarak tanımlanabilir. Yüksek enerjili parçacık, çekirdekle etkileştikten sonra, hedeften bazı nükleonların ya da hafif çekirdeklerin çıkmasına yol açar. Bu esasa dayanarak yüksek enerjili proton (0.5-1.0 GeV mertebesinde) hedef çekirdeğe çarptırılır (intranuclear cascade). Hedef çekirdekten yüksek enerjili nükleonlar çıkarak çevresindeki çekirdeklerle etkileşirler (internuclear cascade). Bu iki süreç içerisinde hedef çekirdeklerin belirli bir kısmı, ya parçalanma ya da buharlaşma suretiyle dışarı fazladan nükleonlar atarlar ki bu nükleonların içerisinden üretilen nötronlar (20 MeV altı) fisyon yapması için hedefi çevreleyen korda kullanılır. Dolayısıyla bir HGS sisteminde, nötronik açıdan hızlı proton başına çıkan nötronların maksimize edilmesi temel düşüncedir. Şekil 3'te çeşitli hedef çekirdeklerde proton başına çıkan nötron sayıları gösterilmektedir. Şekilde Kurşun (Pb) hedefte üretilen nötronların sayısının Np, U, Am, W gibi hedeflere göre daha az olmasına karşın, CERN'de geliştirilen HGS'de (Enerji Yükselticisi-EA) birkaç nedenden ötürü hedef kütle kurşun olarak seçilmiştir. Bu nedenler, reaktör korunu soğutmak için seçilen ve ısıl avantajları yüksek olan eriyik kurşunla aynı elementer özellikleri taşıması (yüksek kaynama sıcaklığı, hedef üzerinde korozyon etkinin olmaması) ve nötron yutma ve aktivasyon açısından da bu gruptaki diğer elementlerle (cıva, tungsten vb.) mukayese edilebilir düzeyde iyi olması şeklinde sıralanabilir.





"










"
- Ợuαяαnтinє. isimli Üye şimdilik offline konumundadır   Alıntı
Reklam Alanı
Alt 30 Ocak 2013, 18:02   #34 (permalink)
Yαn Odαdαn Gelen Melodiler Gibidir Ses Ayαrı


- Ợuαяαnтinє. - ait Kullanıcı Resmi (Avatar)
Üyelik tarihi: 28 Nisan 2012
Nerden: ♥◊♣♠
(Mesajlar): 15.773
(Konular): 5327
Burç:
Renkli Para : 727928
Aldığı Beğeni: 2553
Beğendikleri: 945
Ruh Halim: Acimasiz
Takım :
ÖdülleriÜye Ödülleri: 5
Oscar Ödülü Teşekkür Plaketi Oscar Ödülü Oscar Ödülü Oscar Ödülü 
Standart

Tablo 1: Nötron üreten nükleer reaksiyonlar
Nükleer Reaksiyon
Gelen parçacık ve enerjisi
Parçacık demetinin akımı (parçacık/sn)
Nötron üretimi
(nötron/gelen parçacık)

Nötron Atımı
(nötron/sn)
(e,γ) ve (γ,n)
e- (60 MeV)
5x105
0.045
2x1014
H2 (tn) H4
H3 (0.3 MeV)
6x1019
0.3
1015
Fisyon
1.1 - 2.2
2x1018
Proton(fisil olmayan hedef)
p (800 MeV)
1015
14
2x1016
Proton(fisil hedef)
30
4x1016
Şekil 3.Farklı hedef çekirdekler için farklı enerjilerde gelen protonların ortaya çıkardığı nötron miktarları
Enerji Üretimi
HGS'de hedef çevresi kritik altı durumdaki yüksek seviyeli atıklar ya da yakıt çevrimine bağlı olarak bölünebilir izotoplarla harmanlanmış üretken kritik altı yakıt demetleri ile çevrelenmiştir. Kritik altı bir kora sahip olan HGS, geleneksel reaktörlerle karşılaştırıldığı zaman nötronik tasarım açısından tamamıyla farklılık gösterir. Korun kritiklik değerinin ne olacağı ise güvenlikle, net elektrik üretimi arasındaki bir optimizasyona bağlıdır. Sistemin kendinden güvenli olabilmesi için hızlandırıcının akımı kesildiğinde gecikmiş nötron üretimi, koru kritik üstü yapmaya yetecek bir kor çoğaltma katsayısını geçmemelidir. Şu ana kadar yapılan kaba hesaplamalarda güvenlik marjları da göz önüne alındığında bu sınır keff=0.98 civarında bir rakam olarak belirlenmiştir. Diğer taraftan hızlandırıcının net elektrik tüketimi kor çoğaltma katsayısının bir fonksiyonudur ki
G reaktörün termal gücünü, G0 hızlandırıcının tükettiği net elektrik gücünü ifade eder. Bu noktadan hareketle, kor çoğaltma katsayısı (keff) 0.98 olan 1500 MW'lık ısıl güç üreten bir hızlandırıcı 30 MWe elektrik tüketirken, keff'i 0.9 olan aynı termal güç için elektrik tüketimi yaklaşık 150 MWe'e çıkmaktadır. Sistemin elektrik enerjisi üretimdeki termodinamik veriminin %40 dolayında olacağını varsayarsak, 30 MWe'lik hızlandırıcının tüketimi, toplam elektik üretiminin %5'ne karşılık gelirken, 150 MWe'lik tüketim, toplam elektrik üretiminin %25'ine karşılık gelmektedir. Böylece keff değeri düştükçe, sistemin net elektrik üretim verimi olumsuz yönde etkilenmektedir. Yapılan analizlerde, çoğaltma katsayısının 0.96 civarındaki değerlerin altına düşmesi durumunda, HGS'nin işletmesinin ekonomik olmayacağını göstermektedir.
Nükleer reaktörlerle karşılaştırıldığında, nokta kinetik ve yayılmış nokta kinetik hesaplamaları, şekil fonksiyonlarının zamana bağlı olarak çok hızlı değişmelerinden dolayı HGS'ler için geçerli değildir. Bunun için de hem deneysel bazda (TRADE deney düzeneği) hem de analitik hesaplama yöntemleri üzerinde halen çalışılmaktadır. Deneylerin tamamlanması ve analitik hesaplamaların bir çerçeveye oturtulması sonucu, keff'in üst sınırı da tam olarak netleşmiş olacaktır.
HGS'nin diğer bir avantajı, reaktörde doğurma prosesinden kaynaklı nötron üretimi sonucunda, nötron spektrumu, orta (rezonans bölgesi- keV) ve hızlı (MeV bölgesi) enerji karakteristiğine sahiptir. Bu da üretken olan elementlerin (bu elementlerin hızlı bölgedeki η faktörü, termal bölgeye göre çok daha yüksektir) çok daha kolay yakılmasına ve yüksek yanma değerlerine (150GWD/t) çıkılmasına olanak sağlamaktadır (Şekil 4).
Geliştirilen EA tasarımında soğutucu olarak, daha önce bahsedilen, ısıl-akışkan ve nötronik avantajlarından dolayı kurşun seçilmiştir. Korda, 1 atm. hava basıncı civarında ısıtılan kurşun buhar üreteçlerine gönderilerek, ikinci devrede su/buhar çevrimi ile elektrik üretilecektir.
Şekil 4. Termal (LWR) ve hızlı nötron (EY) akılarıyla transuranyum elementlerin nötron yutma ve fisyon olasılıklarının karşılaştırması





"










"
- Ợuαяαnтinє. isimli Üye şimdilik offline konumundadır   Alıntı
Alt 30 Ocak 2013, 18:03   #35 (permalink)
Yαn Odαdαn Gelen Melodiler Gibidir Ses Ayαrı


- Ợuαяαnтinє. - ait Kullanıcı Resmi (Avatar)
Üyelik tarihi: 28 Nisan 2012
Nerden: ♥◊♣♠
(Mesajlar): 15.773
(Konular): 5327
Burç:
Renkli Para : 727928
Aldığı Beğeni: 2553
Beğendikleri: 945
Ruh Halim: Acimasiz
Takım :
ÖdülleriÜye Ödülleri: 5
Oscar Ödülü Teşekkür Plaketi Oscar Ödülü Oscar Ödülü Oscar Ödülü 
Standart

CERN Enerji Yükselteci Projesi
CERN'deki bilim adamları Nobel ödüllü Carlo Rubia'nın önderliğinde "Enerji Yükselteci (EY)" (Energy amplifier-EA) olarak adlandırılan 1500 MWth HGS tasarımını geliştirdi. (Şekil 5). Kesin olmamakla beraber, sistemin ana kazanının yüksekliği 25 m ve çapı da 6m civarındadır. Bu tasarımın doğrulanması ve hayata geçirilmesi için üç kademe belirlendi:
  • Birinci kademede, sistemin farklı bileşenlerinin (hızlandırıcı, hedef, kritik-altı kor, yakıtlar, ve yakıt işleme yöntemleri) ayrı ayrı tasarım doğrulanması gerçekleştirildi. Avrupa'da buna yönelik olarak hızlandırıcı için; IPHI ve TRASCO deneyleri, hedef için MEGAPIE ve kritik altı kor için de FEAT, TARC, MUSE deney programlarını kapsayan bir dizi deney yapıldı.
  • İkinci kademede, sistemin farklı bileşenlerinin birleştirilmesiyle tasarım doğrulanmasına yönelik çalışmalar yer almaktadır. Bu çalışma programı içerisinde ilk göze çarpan TRADE deneysel programıdır ve 2005 yılında deneylere başlanması planlanmaktadır.
  • Üçüncü kademede ise, Avrupa yol haritasında da belirtildiği üzere, HGS gösterim tesisinin kurulmasıdır. Programın ilk etabında seçilen standart yakıt elemanlarının yakılması, ardından da transuranyum (TRU) elementlerin yakılması planlanmaktadır. Yapım ve işletmeye alma aşamalarının 2010-1015'lı yıllarda olması beklenmektedir.
Şekil 5. EY Standart ünitesinin şematik gösterimi






ÜLKELERDE YÜRÜTÜLEN PROGRAMLARBelçika
SCK-CEN çok amaçlı Ar-Ge ışınlama tesisinin tasarımını bitirmek üzeredir. Prototip hızlandırıcının (MYRRHA), amacı aktinit dönüştürme araştırmalarıdır. Hızlandırıcı ile çalışılan diğer araştırma konuları malzeme ve yakıt davranışı, sıvı metaller, reaktör fiziği, kritik altı sistemlerin güvenliği ve radyoizotop üretimidir. MYRRHA'nın inşası hükümetin onayına bağlıdır.
Fransa
Bir araştırma grubu, GEGEDON, ayrıştırma ve dönüştürme (Partitioning & Transmutation) konularındaki faaliyetleri organize etmek üzere 1996 yılından beri çalışmaktadır. Avrupa Birliği 5. Çerçeve programı kapsamında gaz soğutmalı XADS tasarımı gündeme gelmiştir. Kritik altı korun soğutulması için gaz kullanılmıştır. Nötron tesir kesiti ölçümleri, birleşik deneyler, IPHI hızlandırıcısının geliştirilmesi ve sistem çalışmaları konularında araştırmalar yapılmıştır.
Almanya
Nükleer yakıt çevriminin arka ucunda hızlandırıcının uygulama alanları konusunda sürdürülen araştırmalarda ilerleme kaydedilmiştir. Münih Teknik Üniversitesinde siklotron tipi hızlandırıcının (TRITON) tasarım çalışmaları sürmektedir.
İtalya
Nükleer atık dönüştürme işlemi için hızlandırıcı geliştirilmesi ile ilgili gerekli teknoloji ve fizik konularında çalışma yapmak amacıyla bir Ar-Ge programı (TRASCO) başlatılmıştır. Program, hızlandırıcı, nötronik, ısıl-akışkan analiz, malzeme teknolojileri, Pb ve Pb-Bi ile uyumluluk üzerine araştırma yapan alt programlardan oluşmaktadır.
ANSALDO Framatom ile birlikte kurşun-bizmut ötektik karışımı (LBE) soğutmalı ya da gaz soğutmalı prototip HGS üzerine çalışmaktadır. Tasarım başlangıç aşamasındadır, çalışmanın ileri aşamaları, Avrupa Komisyonu Çerçeve Programı kapsamında sürdürülecektir.
LBE-HGS'nin işletme temellerini test etmek amacıyla ENEA, CIRCE'nin inşasına karar vermiştir. İlk test bölümü 2001 yılında tamamlanmış ve işletmeye alınmıştır.
Japonya
Hızlandırıcı destekli dönüştürme teknolojisini geliştirmek amacıyla JAERI tarafından OMEGA isimli program ve "Yüksek Yoğunluklu Proton Hızlandırıcısı " projesi kapsamında yürütülen deneysel bir program başlatılmıştır. Kritik altı reaktör fiziği, sistem işletilmesi ve kontrolü, dönüştürme, ısıl akışkan ve malzeme ışınlaması konularında araştırma çalışmaları sürdürülmektedir.
Güney Kore
Dönüştürme üzerine çalışmalar, KAERI tarafından 1992'de başlatılmıştır. Fakat, 1995 yılına kadar araştırmalar durgun bir seyir izlemiştir. Bu dönemde, dönüştürme konusunda sürdürülecek çalışmalarla ilgili program hazırlanmış ve hızlandırıcı bazlı kritik altı reaktörün nükleer atıkların yakılması için en uygun seçenek olduğu ortaya çıkmıştır. KAERI, bu konuda araştırma yapmak üzere, 1997 yılında taslağı belirlenen HYPER isimli uzun vadeli bir program başlatmıştır. Buna ek olarak, temel bilimler, radyoizotop üretimi ve dönüştürme teknolojisine yönelik araştırma yapmak üzere çok amaçlı 1 GeV-20 mA proton hızlandırıcısının (KOMAC) geliştirilmesi için bir program başlatılmıştır.
İspanya
CIEMAT, 1997 yılında nükleer atıkların dönüştürülmesinde hızlandırıcının uygulama alanlarını araştırmak amacıyla program başlatmıştır. Program üç koldan yürütülmektedir:
  • Uzun ömürlü radyonüklidlerin dönüştürülmesi üzerine tasarım, işletme modelleri ve bilgisayar simülasyonu tekniklerinin geliştirilmesi
  • Hidro-metalurjik ve piro-metalurjik tekniklerle radyonüklidlerin ayrıştırılması
  • Bu sistemde kullanılacak malzemeler üzerine araştırmalar.





"










"
- Ợuαяαnтinє. isimli Üye şimdilik offline konumundadır   Alıntı
Alt 30 Ocak 2013, 18:03   #36 (permalink)
Yαn Odαdαn Gelen Melodiler Gibidir Ses Ayαrı


- Ợuαяαnтinє. - ait Kullanıcı Resmi (Avatar)
Üyelik tarihi: 28 Nisan 2012
Nerden: ♥◊♣♠
(Mesajlar): 15.773
(Konular): 5327
Burç:
Renkli Para : 727928
Aldığı Beğeni: 2553
Beğendikleri: 945
Ruh Halim: Acimasiz
Takım :
ÖdülleriÜye Ödülleri: 5
Oscar Ödülü Teşekkür Plaketi Oscar Ödülü Oscar Ödülü Oscar Ödülü 
Standart

İsveç
Ayrıştırma ve Dönüştürme üzerine sürdürülen çalışmalar İsveç Nükleer Yakıt ve Atık İdaresi Kuruluşu (SKB) tarafından desteklenmektedir. Hızlandırıcı fiziği ve güvenlik üzerine yapılan çalışmalar Kraliyet Teknoloji Enstitüsü tarafından yapılmaktadır. Avrupa Birliği tarafından desteklenen pek çok uluslararası projelere de farklı araştırma grupları katkıda bulunmaktadırlar.
İsviçre
İsviçre'de nükleer enerji üzerine sürdürülen çalışmalar Paul Scherrer Enstitüsü (PSI) tarafından yürütülmektedir. MEGAPIE çalışması kapsamında, ileri yakıt çevriminde ve atık idaresinde hızlandırıcının rolü, ileri yakıt geliştirilmesi, yüksek akımlı siklotron geliştirilmesi, sıvı-metal hedefler için malzeme geliştirilmesi konuları üzerine çalışılmıştır. Reaktör fiziği ve güvenlik alanlarında analitik çalışmaların yapılması planlanmaktadır.
Hızlandırıcı sistemleri ve dönüştürme alanlarında PSI çalışmaları ise OECD/NEA projeleri ve Avrupa Komisyonu Çerçeve Programı kapsamında sürdürülmektedir.
ABD
1999 yılında, ABD Enerji Bakanlığı tarafından "Atıkların Hızlandırıcı ile Dönüştürülmesi" projesi başlatılmıştır. ABD'de dönüştürme konusunda sürdürülen ARGE çalışmaları, hızlandırıcı destekli sistemler üzerine yoğunlaşmıştır. Bu çalışmalarda, kullanılmış yakıt içindeki uranyumun ileri PUREX teknolojisi (UREX) kullanılarak tamamen geri kazanıldığı varsayılmıştır. İlk çalışmalarda, ürün uranyumun düşük seviyeli atık olarak depolanabileceği ya da gelecekte muhtemel nükleer yakıt çevriminde kullanılmak üzere depolanabileceği ortaya çıkmıştır.
Proton hızlandırıcısı, reaktör dışı nötron kaynağı ve dönüştürülecek atıkların çeşitli kombinasyonları üzerine çalışmalar yapılmış, ve varsayılan hedefler, dönüştürülmemiş uzun ömürlü izotopların yeniden çevrimi için gerekli kimyasal işlemlerin verimini araştırmak üzere kullanılmıştır. Değerlendirme sonucunda doğrusal proton hızlandırıcı, kurşun-bizmut hedef, ve sodyum soğutmalı metalik ya da seramik üretken olmayan elemanlı dönüştürülecek hedeften oluşan bir tasarım ortaya çıkmıştır. Diğer alternatif tasarımlar, proton kaynağı olarak siklotron, dönüştürme kaynağı olarak nitritler, ve sodyum, basınçlı helyum ya da su soğutmalı tungten hedeften oluşmaktadır.
İlgi çeken bir diğer dönüştürme sistem tasarımı ısıl kritik reaktörü içeren çift katman yaklaşımından oluşmaktadır. Buna ek olarak, dönüştürme sonucunda net enerji kazancı olması nedeniyle, bugünlerde elektrik gücü üretebilen dönüştürme sistemlerinin tasarımı üzerine çalışmalar sürdürülmektedir.
Rusya
Hızlandırıcı konusundaki çalışmalar ISTC projeleri kapsamında sürdürülmektedir. Hızlandırıcı alanındaki ARGE çalışmalarında yer alan araştırma enstitüleri: Teorik ve Deneysel Fizik Enstitüsü (ITEP), Fizik ve Güç Mühendisliği Enstitüsü (IPPE), Deneysel Fizik Araştırma Enstitüsü (VNIIEF), Birleşmiş Nükleer Araştırma Enstitüsü (JINR), Nükleer Enerji Enstitüsü (IAE), Rusya Bilimler Akademisi Nükleer Araştırma Enstitüsü (INR RAS), Deneysel Tasarım Ofisi GIDROPRESS (OKB GP) ve Petersburg Nükleer Fizik Enstitüsüdür (PNPI). Sürdürülen faaliyetler: teorik araştırma, hızlandırıcıdaki fiziksel işlemlerin doğrulanması için deneysel bilgi toplanması ve hızlandırıcı konusunda tasarım çalışmalarıdır.
KAYNAKÇA

[1] Workshop on "Hybrid Nuclear Systems for Energy Production, Utilization of Actinides & Transmutation of Long Lived Radioactive Waste", Eylül 2001, ICTP-Trieste, İtalya
[2] Workshop on "Technology and applications of Accelerator Driven Systems (ADS)", Ekim 2003, ICTP-Trieste, İtalya
[4] A Comparative Study on "Accelerator Driven Systems (ADS) and Fast Reactors (FR) in Advanced Nuclear Fuel Cycles", 2002, OECD/NEA
[3]
[5] A European Roadmap for Developing Accelerator Driven Systems (ADS) for Nuclear Waste Incineration, Nisan 2001, ENEA





"










"
- Ợuαяαnтinє. isimli Üye şimdilik offline konumundadır   Alıntı
Alt 30 Ocak 2013, 18:03   #37 (permalink)
Yαn Odαdαn Gelen Melodiler Gibidir Ses Ayαrı


- Ợuαяαnтinє. - ait Kullanıcı Resmi (Avatar)
Üyelik tarihi: 28 Nisan 2012
Nerden: ♥◊♣♠
(Mesajlar): 15.773
(Konular): 5327
Burç:
Renkli Para : 727928
Aldığı Beğeni: 2553
Beğendikleri: 945
Ruh Halim: Acimasiz
Takım :
ÖdülleriÜye Ödülleri: 5
Oscar Ödülü Teşekkür Plaketi Oscar Ödülü Oscar Ödülü Oscar Ödülü 
Standart

Türkiye' de Geçmişte Yaşanmış Radyasyon Kazaları
  • 9 Haziran.1980 - Kaza KOCAELİ ilinde İstanbul Gübre Sanayi A.Ş. firmasının Kocaeli fabrikasında 09 haziran 1980 tarihinde Co-60 (29.6 mCi) ile olmuştur. Kazanın oluşu, Üre reaktörünün bakımı için Müh. Ahmet Yıldırım'ın nezaretindeki; Nurettin Ay, Mehmet Korkmaz, Mehmet Çelik ve Mehmet Balcı'dan oluşan ekip 09.06.1980 tarihinde saat 18.45 de reaktör üst kapağını aşmaya başlıyorlar. Müh. Ahmet Yıldırım'ın alet almak için uzaklaştığı bir anda işci Mehmet Korkmaz ile Nurettin Ay'ın kaynağın bağlı olduğu flanşı sokuyorlar. Mehmet Korkmaz flanşa bağlı olan kaynağı alarak 3'e katlıyor ve nurettin aya veriyor. Kaynağın sökülme işlemi 3-5 dakika arasında olmuştur. Merdiven azına bırakılması 30 s sürmüştür. Kaynak orada 25 dk kalmıştır. Mühendis gelince yerine takılması 25 s de tamamlanmıştır. İşcilerin maruz kaldığı dozlar şu şekildedir;
    Mehmet Korkaz'ın elleri 1280 mrem, tüm vücudu 40 mrem
    Nurettin Ay'ın eleri 160 mrem, tüm vücudu 50 mrem
    Mehmet Emin Balcı'nın elleri 160 mrem, tüm vücudu 10 mrem
    Mehmet Çelik'in elleri 160 mrem, tüm vücudu 10 mrem
  • 15 Mayıs 1984 - Gaziosmanpaşa Cad. Ortanca Sokak. No:53/4 adresinde bulunan Gazi San-Rad Sanayii ve Ticaret A.Ş. firmasının Karadeniz Bakırr İşletmeleri Göktaş-Dumur/ Murgul adresinde kaza Ir-192 (9.15 Ci) ile 15 mayıs 1984 tarihinde gerçekleşmiştir. İşçi Halil Çabuk'un işverenle ücret anlaşmazlığı nedeniyle sinirlenerek kaynağı koruyucu cihazdan çıkartıp sipirali kırarak 10 m uzağa fırlatması ile gerçekleşmiştir. Olay Firma yetkilisine ve oradanda Kurumumuza bildiriliyor. Firma yetkilisi işçiye kaynağı aldırtarak koruyucu kabı içine koyduruyor.
  • 27/28 Ekim 1986 - Esat Cad. 115 K.Esat - ANKARA adresinde bulunan Kutlutaş İnşaat -Tesisat San. ve T.A.Ş. firmasının Sivas Kangal Termik Santralinde kaza Ir-192 (19 Ci) kaynağı ile 27/28 ekim 1986 tarihinde olmuştur. Çalışmalar sırasında cihaz açılarak kaynak yere düşüyor.Akşam 30 dakika kadar aranıyor, bulunamıyor. Sabah tekrar aranarak bulunuyor, 10 Dk kadar taşınıyor. 7.30 da Sıddık Gümüş Kaynağı yerine takıyor. Uzmanlarımız tarafından yapılan hesaplamalarda Şenol Kale sol el-dozu 8000 rem, 320 rem gonat dozu,Fahri Dönmez sol el-dozu 6000 rem, toplam vücut-dozu 30 rem,Mustafa Bergil her iki el-dozu 1200 rem, toplam vücut dozu olarak hesaplanıyor.
  • 1 Mayıs 1987 - Gaziosmanpaşa Cad. Ortanca Sokak. No:53/4 adresinde bulunan Gazi San-Rad Sanayii ve Ticaret A.Ş. firmasının Karadeniz Bakır İşletmeleri Göktaş-Dumur/ Murgul adresindeki kaza Ir-192 (9.15 Ci) ile 1 mayıs 1987 tarihinde gerçekleşiyor. Cihaz çalıştırıldıktan sonra cihaz ve ışınlama hortumu Kazım Zeybek ve Ercan Zeybek tarafından Bekar gazinosu girişindeki vestiyere bırakılıyor. Daha sonra çekilen filimlerin bozuk olduğu görüldüğünde, sipiralin ışınlama cihazında olmadığı, ışınlama hortumunda olduğu düşünülerek, hortum gazinodan 12 m uzağa atılıyor. Daha sonra temizlikçi tarafından bulunan hortum gazino önüne bırakılıyor, bırakılma esnasındaki sallanma sonucunda sipiral in düştüğü Kazım Zeybek tarafından farkediliyor ve çevrede güvenlik önlemleri alınarak kaynak cihazın içine yerleştiriliyor. Kaynak toplam 3.5 saat dışarıda kalıyor. Kazaya uğrayanların anlattığına göre kalça ve bel bölgesi 1561-2432 rad, gonad bölgesi 29-43 rad, ortalama vücut dozu 14.21 rad olarak hesaplanıyor.
  • 1 Ekim 1988 - Piyade Sok. No:19 Çankaya-ANKARA adresinde bulunan Güriş Makina ve Montaj San. A.Ş. firmasının Gölbaşı şantiyesinde kaza Ir-192 (80Ci) kaynağı ile 1 ekim 1988 tarihinde olmuştur. Kaza gece çalışmaları sırasında film çekimi alanına ışıklı ikaza rağmen çekimle ilgili olmayan bir işçinin dalgınlıkla girerek ışınlama kaynağından 7 m uzaklıkta 5 dakika kadar beklemiş olmasıdır. Yapılan en kötümser hesaplamalarda işçinin 72.7 mR2lik doza maruz kaldığı tesbit edilmiştir.
  • 1993 yılında Eskişehir 1. Ana Jet Üssü Uçak Bakım Komutanlığı'nda çalışan bir subay uçak üzerinde çekim yaparken cihazı kapatmadan direkt olarak X-ışını demeti önünde, X-ışını tüpünün ayarlanması ve filmin yerleştirilmesi işlemlerini yapıyor. 5-6 dakika çalışıyor. 3000m Rem'lik fiziksel doz hesaplanıyor. Biyolojik tüm vücut dozu 0.5 Gy (250 kV x-ışını eğrisine göre) bulunuyor.
  • 11 Haziran 1997 - Perpa Tic. Merkezi B. Blok Kat:2 Şişli-İSTANBUL adresinde bulunan Monrol Nükleer Ürünler San. ve Tic. A.Ş. firmasının, S.S. Esot Yapı kooperatifi D. Blok No:33 İkitelli-İSTANBUL adresinde Ir-192 (89 Ci) kaynak değiştirme laboratuvarında meydana gelmiştir. Kaza 89 Ci'lik Ir-192 çekirdeğinin transferi esnasında çekirdeğin kapsüle girerken sıkışması ve Orhan Karahasanoğlu'nun sağ eli ile kapsülü tutup vücudunu koruyucu vaziyette çekirdeği 15 saniyede çıkarması ile meydana gelmiştir. Yapılan kromozom aberasyon analizi ile el-dozu <20 Gy ve vücut-dozu 0.1 Gy olarak belirlenmiştir.
  • İkitelli Radyasyon Kazası: 8 Ocak 1999
Aralık 1998 ve Ocak 1999'da gerçekleşen İstanbul İkitelli Kazası ülkemizde gerçekleşen en ciddi kazadır. Kobalt-60 tele-terapi kaynaklarının taşınmasında kullanılan iki konteynerin hurda metal olarak satılması sonucunda ciddi bir radyolojik kaza meydana gelmiştir. Bu iki konteyneri satın alan kişiler kapları açıp, zırhlı konteynerleri parçalayarak kendileriyle birlikte bir kaç kişiyi, farkında olmadan en az bir zırhsız Kobalt 60 kaynağından yayılan radyasyona maruz bırakmıştır. Kaza sonucunda 10 kişi 0.6-3.1 Gy arasında dozlar aldılar. Aşağıda ismi verilen merkezlerde bulunan dört laboratuarda kromozom aberasyon analizleri ile yapılan biyolojik dozimetri sonuçları birleştirilmiştir:Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi (ÇNAEM), İstanbul, Türkiye; Korunma ve Nükleer Güvenlik Enstitüsü (IPSN), Clamart , Fransa; Ulusal Radyasyon Korunması Kurumu (NRPB), Chilton , İngiltere; Leiden Üniversitesi Tıp Merkezi (LUMC) Radyasyon Genetiği ve Kimyasal Mutagenez Departmanı, Leiden , Hollanda.Kromozom aberasyonlarının zaman içindeki değişimlerinin incelendiği 10 kişinin başlangıçta aldıkları dozlar aşağıdaki gibidir:





"










"
- Ợuαяαnтinє. isimli Üye şimdilik offline konumundadır   Alıntı
Alt 30 Ocak 2013, 18:04   #38 (permalink)
Yαn Odαdαn Gelen Melodiler Gibidir Ses Ayαrı


- Ợuαяαnтinє. - ait Kullanıcı Resmi (Avatar)
Üyelik tarihi: 28 Nisan 2012
Nerden: ♥◊♣♠
(Mesajlar): 15.773
(Konular): 5327
Burç:
Renkli Para : 727928
Aldığı Beğeni: 2553
Beğendikleri: 945
Ruh Halim: Acimasiz
Takım :
ÖdülleriÜye Ödülleri: 5
Oscar Ödülü Teşekkür Plaketi Oscar Ödülü Oscar Ödülü Oscar Ödülü 
Standart

Murat ILGAZ 2.2 Gy
Hüseyin ILGAZ 3.1 Gy
Kenan ILGAZ 2.5 Gy
İlyas ILGAZ 2.5 Gy
Hüseyin GÖZÜTOK 1.8 Gy
Abdullah ILGAZ 0.9 Gy
Hasan ŞAHAN 0.6 Gy
Ali ŞAHAN 0.8 Gy
Ercan DOĞAN 0.6 Gy
  • 4 Mart 2000 - Perpa Tic. Merkezi B. Blok Kat:2 Şişli-İSTANBUL adresinde bulunan Monrol Nükleer Ürünler San. ve Tic. A.Ş. firmasının, S.S. Esot Yapı kooperatifi D. Blok No:33 İkitelli-İSTANBUL adresinde Ir-192 kaynak değiştirme laboratuvarında 04.03.2000 tarihinde meydana gelmiştir. Kazaza Güney Yılmaz ve Oğuzhan Elagöz maruz kalmıştır. Kazanın oluşu şu şekildedir. Arızalanan gamagrafi cihazının kaynak tutucusunun tamir edilip monte edilmesinden sonra, Güney Yılmaz ve Oğuzhan Elagöz'ün sistemin çalışmasımı öğrenmek amacıyla yapılan tatbiki çekim esnasında farkında olmadan kaynağın açıkta kalması sonucu radyasyona maruz kalmışlardır. İşlemin 3-6 dakika sürdüğü söylenmiştir. Kaza, madurların birbirlerinden bağınsız olarak ellerinde meydana gelen kızarık nedeniyle gittikleri doktorun teşhisi ile anlaşılmıştır.Güney Yılmaz'ın el-dodu 11-55 Gy, vücut-dozu 0.58±0.23 Gy,Oğuzhan Alagöz'ün el-dozu 10-48 Gy, vücut-dozu 0.48±0.07 Gy olarak yapılan kabüller ile hesaplanmıştır. Güney Yılmaz'ın kromozon aberasyon analizi ile el-dozu 11-55 Gy ve vücut-dozu 0.58±0.23 Gy olarak belirlenmiştir.
  • 11 Temmuz 2000 - Pendik San. Sitesi Erguva Sok. No:96 Pendik -İSTANBUL adresinde bulunan Yasin Torna firmasında, firmanın bulunduğu adreste cinsi bilinmeyen bir radyasyonkaynağı ile kazanın gerçekleştiği 11.07.2000 tarihinde kurumumuza bildirilmiştir. Kazaya uğrayan kişi Hacı ömer Tokluman olup, bilinmeyen kişiler tarfından getirilen gamagrafi cihazına ait tesbih taneleri şeklindeki kaynak kapsülünü taşıyan esnek bir parçanın aynısından yapması istenmiştir. Kazaya uğrayan kişi resmi gösterilen parçayı tanımış ve parçayı sol eliyle tutuğunu söylemiştir. Hacı Ömer Tokluman bir süre sonra rahatsızlanarak İstanbul Üniversitesi Tıp Fakültesine ve oradan ÇNAEM'e gelmiştir. Bu kazada kişi kromozon aberasyon analizi ile el-dozu 35-70 Gy ve vücut-dozu 0.75±0.25 Gy olarak belirlenmiştir.
  • 13 Aralık 2002 tarihinde TEKNİK NDT firmasında çalışan 2 radyografi teknisyeni ve 1 şoför, mobil Ir-192 cihazı (projektör) ile 12 saat çekim yapıyorlar. Kaynağın muhafaza içine girmemiş olduğunu, kalem dozimetrelerinin skalasının dolmasından anlıyorlar. Film dozimetrelerini okunması için ÇNAEM' ne getiriyorlar. Kazadan 5 gün sonrasında, 18 Aralık 2002 tarihinde, alınan kan örneklerinde Biyolojik doz tayini için yapılan kromozom analizleri sonucunda aldıkları dozlar; Yaşar SİLO 0.92 Gy , Mehmet ŞAHİN 0.34 Gy , Mustafa KESER 0.32 Gy olarak saptandı. Yaşar SİLO' nun kazadan sonra 14. günde parmaklarında kızarma ve morarma başlıyor.4-5 gün sonrasında su toplamaya başlıyor, ağrı var. Vitamin ve ağrı kesici uygulanıyor. Daha sonra birkaç parmağın kesilmesini gerektiren kangrene dönüşen yaralar oluşuyor.
  • 18 Temmuz 2003 tarihinde PAL Metal Anonim Şirketi elemanı 2 radyografi teknisyeni kaynak cihazının arka soketinin çelik halata takılması sonucu radyasyona maruz kalıyor. Çekim bittikten sonra kaynağın taşıyıcı içine girmemiş olduğu anlaşılıyor. Bu kaza sonucu Nurettin TALAY' ın 0.34 Gy ve Mustafa TEKİN' in 0.21 Gy biyolojik doz aldıkları saptandı.
  • 21 Eylül 2003 tarihinde MESS Teknik firması elemanı iki kişi radyografi cihazının ön hortumunda kırık nedeniyle spiralin gidiş gelişinde zorluk olduğunu, kılavuz hortum içinde kaynağın sıkıştığını düşünüyorlar bir tanesi eli ile kaynağa temas ediyor. Filmlerdeki kararmalar nedeniyle kaynağın hortum içinde kaldığını anlıyorlar. Bunlardan Sinan GÖBET 0.68 Gy ve Yasin KABA 0.17 Gy biyolojik doz alıyor. Sinan GÖBET ayrıca eliyle kılavuz hortum içindeki kaynağa maruz kaldığı için ışınlanmadan sonra 2 hafta içinde sağ elde 3 parmak ve sol elin tamamında yaralar açılmıştı.
  • 24 Eylül 2003 tarihinde HABUR Gümrük-Muhafaza Başmüdürlüğü'nde görevli memur Murat ÖZ bir kamyon kontrol edilmek üzere detektör sistemi içine alınırken aniden sistemin çalışmaya başlaması ile 15-20 sn. yüksek enerjili X ışınlarına maruz kalıyor. Yapılan kromozom aberasyon analizi sonucu 0.2 Gy biyolojik doz saptandı.
  • 23 Temmuz 2004 - RÖNTGENSAN firmasından iki radyografi teknisyeni radyografi cihazında kaynağın kılavuz hortumda takılı kaldığını anlıyor ve bir aparatla uzaktan hortuma müdahale ediyorlar. 3-4 sn içinde kaynak taşıyıcı içine alınıyor. Bu kişilerden Harun DÜNDAR 'da 0.21 Gy ve Turan DEMİR' de 0.47 Gy biyolojik doz saptandı.
  • 8 Temmuz 2005 - RÖNTGENSAN firması elemanı Ramazan GÜLERYÜZ ve Erhan TOPAL radyoaktif kaynak cihazın dışında iken çalışmaya 5 saat ediyorlar. Çalışma sırasında Ramazan GÜLERYÜZ kusmaya başlayıp işi bırakıyor. Erhan TOPAL da mide bulantısı ile işi bırakıyor. Malzemeleri toplarken kaynağın taşıyıcı dışında olduğunu fark ederek yerine koyuyorlar. Ramazan GÜLERYÜZ 'ün Biyolojik dozu 1.17 Gy olarak saptandı ayrıca ellerinde kızarıklıklar ve yaralar açılıyor. Erhan TOPAL ' ın Biyolojik Dozu 0.72 Gy olarak saptandı.
  • 22 Temmuz 2005 - TAMUSAN Firması elemanı Sedat MİDİLLİ radyografi cihazının kapalı olduğunu düşünerek 1 saatten fazla cihazla çalışıyor. Çalışma sonrasında cihazın hortumunu elle düzeltmeye çalışırken çekirdeğin orada olduğunu görerek kaynağı taşıyıcı içine geri alıyor. 2 gün sonrasında sağ ve sol elde şişmeler, ağrılar başlıyor. Sağ elde 3 ve sol elde 2 parmakta şiddetli yanık belirtileri gözleniyor. Biyolojik Dozu 0.281 Gy olarak saptandı.





"










"
- Ợuαяαnтinє. isimli Üye şimdilik offline konumundadır   Alıntı
Reklam Alanı
Alt 30 Ocak 2013, 18:45   #39 (permalink)
Efe Özkan
Misafir Üye
Efe Özkan - ait Kullanıcı Resmi (Avatar)
(Mesajlar): n/a
(Konular):
Renkli Para :
Aldığı Beğeni:
Beğendikleri:
Ruh Halim:
Standart

Teşekkürler.




  Alıntı
Yeni Konu Aç Cevap Yaz

Etiketler
açıklamaları çernobil felaketi, Çernobil, çernobil felaketi, çernobil felaketi detaylı, detaylı çernobil felaketi, felaketi, kısa, tarihi


Konuyu Toplam 1 Üye okuyor. (0 Kayıtlı üye ve 1 Misafir)
 
Seçenekler
Stil

Yetkileriniz
Konu Acma Yetkiniz Yok
Cevap Yazma Yetkiniz Yok
Eklenti Yükleme Yetkiniz Yok
Mesajınızı Değiştirme Yetkiniz Yok

BB code is Açık
Smileler Açık
[IMG] Kodları Açık
HTML-Kodu Kapalı
Trackbacks are Açık
Pingbacks are Açık
Refbacks are Açık


Forum Renkli Sosyal Medya
Forumrenkli Facebook Forumrenkli Twitter Forumrenkli RSS
Forum Renkli Desteklediklerimiz

Forum Renkli Yasal Uyarı!

Forum Renkli Türkiye'nin en renkli eğlence ve bilgi paylaşım platformudur. Hukuka, yasalara, telif ve kişilik haklarına bağlıdır. "5651 sayılı yasada" belirtilen "Yer Sağlayıcı" olarak hizmet sunmaktadır. İlgili yasaya göre site yönetiminin tüm içerikleri kontrol etme yükümlülüğü yoktur. Bu sebep ile sitemiz, uyarıları dikkate alarak yasa dışı paylaşımlar hakkında gerekli işlemleri yapmaktadır. Oluşabilecek yasal sorumluluklar "Üyelerimize" aittir.

Forum Renkli; Arkadaşlık, Dostluk, Eğlence, Paylaşım, Msn Nickleri, Msn Sözleri, Msn Avatarları, Ödüllü Yarışmalar, Msn Sözleri, Şiirler, Şarkılar, Moda, Sağlık, Tv, Dizi, Film, Komik, Komik Resimler, Komik Videolar, Haberler, Spor Haberleri ve Güncel Bilgi Paylaşımı gibi konuların kullanıcıları tarafından önceden onay almadan anında yayınlayabildikleri bir forumdur.

Copyright© 2011 - 2013, ForumRenkli.com® Tüm Hakları Saklıdır.


Forum Renkli Alexa Forum Renkli Sitemap



vBulletin® Version 3.8.7 ile güçlendirilmiştir.
Copyright ©2000 - 2017, Jelsoft Enterprises Ltd
Inactive Reminders By Realdizayn

Search Engine Optimization by vBSEO 3.6.1 ©2011, Crawlability, Inc.

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82 83 84 85 86 87 88 89 90 91 92 93 94 95 96 97 98 99 100 101 102 103 104 105 106 107 108 109 110 111 112 113 114 115 116 117 118 119 120 121 122 123 124 125 126 127 128 129 130 131 132 133 134 135 136 137 138 139 140 141 142 143 144 145 146 147 148 149 150 151 152 153 154 155 156 157 158 159 160 161 162 163 164 165 166 167 168 169 170 171 172 173 174 175 176 177 178 179 180 181 182 183 184 185 186 187 188 189 190 191 192 193 194 195 196 197 198 199 200 201 202 203 204 205 206 207 208 209 210 211 212 213 214 215 216 217 218 219 220 221 222 223 224 225 226 227 228 229 230 231 232 233 234 235 236 237 238 239 240 241 242 243 244 245 246 247 248 249 250 251 252 253 254 255 256 257 258 259 260 261 262 263 264 265 266 267 268 269 270 271 272 273 274 275 276 277 278 279 280 281 282 283 284 285 286 287 288 289 290 291 292 293 294 295 296 297 298 299 300 301 302 303 304 305 306 307 308 309 310 311 312 313 314 315 316 317 318 319 320 321 322 323 324 325 326 327 328 329 330 331 332 333 334 335 336 337 338 339 340 341 342 343 344 345 346 347 348 349 350 351 352 353 354 355 356 357 358 359 360 361 362 363 364 365 366 367 368 369 370 371 372 373 374 375 376 377 378 379 380 381 382 383 384 385 386 387 388 389 390 391 392 393 394 395 396 397 398 399 400 401 402 403 404 405 406 407 408 409 410 411 412 413 414 415 416 417 418 419 420 421 422 423 424 425 426 427 428 429 430 431 432 433 434 435 436 437 438 439 440 441 442 443 444 445 446 447 448 449 450 451 452 453 454 455 456 457 458 459 460 461 462 463 464 465 466 467 468 469 470 471 472 473 474 475 476 477 478 479 480 481 482 483 484 485 486 487 488 489 490 491 492 493 494 495 496 497 498 499 500 501 502 503 504 505 506 507 508 509 510 511 512 513 514 515 516 517 518 519 520 521 522 523 524 525 526 527 528 529 530 531 532 533 534 535 536 537 538 539 540 541 542 543 544 545 546 547 548 549 550 551 552 553 554 555 556 557