Search

Dünyada enerji kaynaklarının rastgele dağılmış olması, yükselen enerji fiyatları, küresel ısınma ve iklim değişikliği gibi çevresel sorunlar, yakın gelecekte fosil yakıtların tükenecek olması, bu enerji kaynaklarının çevre ve insan sağlığı üzerindeki etkileri, yabancı kaynaklara ve az sayıda enerji zengini ülkeye bağımlılık sebebiyle ülkeler farklı enerji kaynaklarına yönelmiştir. Uranyumu yakıt olarak kullanan nükleer enerji üretimi Türkiye için alternatif bir kaynak olarak ele alınmaktadır. Türkiye’nin kanıtlanmış uranyum rezervi 32.4 kiloton olup, halen uranyum içerebilecek havzaların araştırılması devam etmektedir. Bu kapsamda, Pliyo-Miyosen genişlemeli rejim sonucu gelişen Dinar (Afyonkarahisar, Batı Anadolu) kömür oluşumları ekonomik açıdan önem arz edebilecek uranyum içerikleri bakımından ilgi çekebilmektedir. Çeşitli derinliklerden ve 5 sondaj kuyusundan toplam 17 adet kömür numunesi alınmıştır. Bu numunelerin uranyum içeriklerinin 1065 μg/g mertebelerine kadar çıktığı görülmüştür. Havzada mevcut olan uranyumun, kömürleşme süreci ve kömür tabakalarının üzerinin volkanoklastik sedimanlar tarafından örtülmesinden sonra, hidrotermal akışkanlar ile karışan yeraltı sularının etkisiyle katmanlı epijenetik köken modeline uygun şekilde oluştuğu düşünülmektedir. Ayrıca, yüksek uranyum içeriğinin, linyit damarlarının üst katmanlarında yoğunlaşması sebebiyle havza diğer epijenetik linyit oluşumları ile benzerlik göstermektedir., Random distribution of energy resources in the world, rapidly increasing energy prices, environmental problems such as global warming and climate change, the depletion of fossil fuels in the near future and their negative impact on the environment and human health, increasing dependence on foreign energy, limited energy resources of big consumer countries and being dependent on a small number of specific countries lead states to seek various sources of energy. The uranium fuel-based nuclear energy generation is an alternative energy source for Turkey. Proven uranium reserves in Turkey are 32.4 kt and exploration of sedimentary basins for uranium mineralization still continues. In this context, Dinar (Afyonkarahisar, western Turkey) coal occurences can attract attention for economic possibilities of uranium related with Plio-Miocene aged extensional tectonic regime. A total of 17 coal samples were collected for analyses from five boreholes at various depths. The uranium contents of studied coals are up to 1065 μg/g. The origin of the uranium in this basin are considered as a stratal epigenetic origin, which the uranium was introduced in the coal after coalification and consolidation of the enclosing sediments by ground water deriving uranium from hydrothermal sources or from unconformably overlying volcanic rocks. In addition, it can be highlighted that the higher contents of uranium occur in the upper parts of the stratigraphically highest lignite beds, which is compatible with other epigenetic lignite deposits.

Rare earth elements (REE) or lanthanides refer to 15 elements with atomic numbers from 57 to 71 in the periodic table. REEs, which are used in many areas from the aviation and automobile industry to mobile phones, spread easily to the environment and pose a great threat to the ecosystem due to their radioactive properties. Uranium is an element used for special requirements in industrial applications (petroleum, catalysis, etc.). When considered in terms of human health, uranium can cause cancer in bones, liver and lung. In this study, the environmental effects of Uranium, which is an important REE, and its risks on human health were evaluated., Nadir toprak elementleri (NTE) veya lantanitler, periyodik cetvelde atom numaraları 57’den 71’e kadar olan 15 elementi ifade etmektedir. Havacılık ve otomobil sektöründen, cep telefonlarına kadar pek çok alanda kullanılan NTE’leri çevreye kolayca yayılmakta ve radyoaktif özelliklerinden dolayı ekosistem için büyük bir tehdit oluşturmaktadır. Uranyum endüstriyel uygulamalarda (petrol, kataliz vb.) özel gereksinimler için kullanılan bir elementtir. İnsan sağlığı açısından düşünüldüğünde ise Uranyum kemiklerde, karaciğer ve akciğerde kansere sebep olabilmektedir. Bu çalışmada önemli bir NTE’i olan Uranyumun çevresel etkileri ve insan sağlığı üzerine olan riskleri değerlendirilmiştir.

Uranyumun nükleer enerji endüstrisinde yakıt olarak kullanımı madenciliğinin de artış göstermesine sebep olmuştur. Bu sebeple sulara karışan uranyum oranında da artış görülmektedir. Öte yandan, nükleer enerjinin en önemli sorunlardan birisi radyoaktif kirlilik oluşturan kullanılmış yakıt atıklarıdır. Radyoaktif uranyum ve bileşikleri insan vücudunda ciddi hasarlara, böbrek yetmezliğine ve ölümlere neden olmaktadır. Canlı sağlığına tehdit oluşturmaması açısından, uranyumun sulardan adsorpsiyon ile giderimi birçok araştırma grubu tarafından aktif çalışılan konular arasında yer almaktadır. Çeşitli sorbentler, farklı potansiyelleri ile adsorpsiyon proseslerinde kendilerine yer bulurken, hidrojel bazlı adsorbanlar şişme özellikleri, arttırılabilir fonksiyonel yapıları ve biyobozunur formları sayesinde öne çıkmaktadır. Hidrojel malzemeler üzerine adsorpsiyon, yapısındaki monomerlerin iyonlaşabilen fonksiyonel gruplarından kaynaklanmaktadır. Bu derleme çalışmada, radyoaktif bir kirletici olan uranyumun adsorpsiyon prosesi psedo birinci derece, psedo ikinci derece, Elovich ve partikül içi difüzyon kinetik modelleri ve yaygın kullanılan Langmuir ve Freundlich izoterm modelleri açısından incelenmiş, kitosan ve aljinat bazlı biyokompozit sorbanlarla giderimine yönelik güncel çalışmalar sunulmuştur., The use of uranium as a fuel in the nuclear energy industry has also led to an increase in mining. For this reason, there is an increase in the rate of uranium mixed into the waters. On the other hand, one of the most important problems of nuclear energy is spent fuel waste that creates radioactive pollution. Radioactive uranium and its compounds cause serious damage to the human body, kidney failure and death. Removal of uranium from water by adsorption is among the subjects that are actively studied by many research groups in terms of not posing a threat to living health. While various sorbents find their place in adsorption processes with their different potentials, hydrogel-based adsorbents stand out thanks to their swelling properties, expandable functional structures and biodegradable forms. Adsorption on hydrogel materials is due to the ionizable functional groups of the monomers in its structure. In this review, the adsorption process of uranium, which is a radioactive pollutant, was examined in terms of pseudo-first-order, pseudo-second-order, Elovich and intraparticle diffusion kinetic models, and widely used Langmuir and Freundlich isotherm models, current studies on its removal with chitosan and alginate-based biocomposite sorbents were presented.

Identification and modeling of radioactive concentrations in a region is very important for the region in terms of radiological hazards. Artificial Neural Network (ANN) can successfully model large systems. The validity of the model was tested by entering the data of the proposed ANN model that had never been entered into the system. In this research, average activity concentrations of 226Ra, 232Th and 238U in the water samples collected from the lake are 1.439 Bql-1, 4.508 Bql-1 and 14.682 Bql-1, respectively. The characteristics of the study area are also determined with the spatial maps and ANNs are used to prediction and modeling of the radionuclides. The mean square errors for the obtained results are less than 1.5%. The correlation coefficient close to +1 indicates the validity of the model for this study.

Uranium needs to be enriched in order to be used in Light Water Reactors (LWR) as fuel cells. This process can be accomplished in enrichment facilities by increasing U-235 isotope mass content in the uranium element. Monitoring the enrichment process and checking the enrichment level of uranium are crucial in the terms of fuel cell convenience and nuclear safeguard. Enrichment determination could be achieved by examining gamma spectrometry of radioactive uranium element. Gamma spectrum of isotopes of radioactive elements carry information of enrichment level of material. In this way, detection of enrichment could be performed without using any reference material. Specific regions on gamma spectrum or full energy peaks of specific gamma rays were used in order to determine the enrichment level in the studies until now. However, in this work whole spectrum information was taken into account, thanks to that all gamma ray peaks information can be used in determination process. In this thesis, different types of detectors were examined by their performance during enrichment determination. Gamma spectrums were created via using MCNP program. Based on Monte Carlo Technique, result of MCNP program were developed to simulate real life gamma spectrums. This process achieved by determining of energy resolution of detectors and time information for the system via Python programming language. Results show that detector volume and resolution is important for both whole spectrum and peak ratio techniques. In second step, enrichment, density and production time information were defined for the system and Levenberg-Marquardt Method was used over whole spectrum. In this method, separate isotope spectrums were not used as it was used in previous step. Only desired spectrum itself was used in determination process. In this way, dependency of seperate isotope gamma spectrums was eliminated. Usage of enrichment and production time information detection together has failed since both affect the spectrum in similar way. For this reason, only enrichment and density variables were set for the process and results show that system converges the desired variable values. ÖZET i ABSTRACT iii TEŞEKKÜR v İÇİNDEKİLER vi ÇİZELGELER viii ŞEKİLLER ix SİMGELER VE KISALTMALAR xi 1. Giriş 12 1.1. Nükleer Silahların Yayılmasının Önlenmesi Antlaşması 12 1.2. Literatürde Yapılan Çalışmalar 17 1.3. Amaç 18 2. Kullanılan Programlar 19 2.1. Monte Carlo Metodu ve MCNP 19 2.2. Python 20 3. Dedektör Performansları ve Hata Analizleri 21 3.1. U-235 Bozunum Şeması 21 3.2. U-238 Bozunum Şeması 21 3.3. Uranyum Yakıt Malzemesi 22 3.4. U-234 Miktarı 23 3.5. Prosedür 24 3.5.1. MCNP F8 Çetelesi ile Spektrumları Oluşturmak 25 3.5.2. Dedektörler ve Enerjiye Bağlı Yanıt Fonksiyonları 28 3.5.3. Dedektörlerin Enerjiye Bağlı Yanıt Fonksiyonlarının Spektrumlara Tanımlanması 29 3.5.4. Zaman Üzerinden Örnekleme ile Spektrumların Güncellenmesi 30 3.6. Tepe Oranları Tekniği ile Yapılan Zenginlik Hesabı 31 3.7. Tüm Spektrum Kullanılarak Yapılan Zenginlik Hesabı 32 4. Yakıt Malzemesinin Zenginlik, Yoğunluk ve Üretim Zamanı Tayini 34 4.1. Levenberg-Marquardt Metodu 34 4.2. Levenberg-Marquardt Metodunun Malzeme Tayininde Kullanılması 35 4.2.1. Bozunum Ürünlerinin Zamana Bağlı Denklemleri 36 4.2.2. Prosedür 39 5. Sonuçlar ve Tartışma 41 KAYNAKLAR 51 ÖZGEÇMİŞ 53 Hafif su soğutmalı nükleer reaktörlerin (LWR) kullandıkları yakıtların reaktörlerde kullanılabilmesi için kullanılan uranyum elementinin zenginleştirilmesi gerekmektedir. Bu işlem zenginleştirme tesislerinde uranyum elementinin içinde bulunan U-235 izotopunun malzeme içinde kütlece yüzdesinin yükseltilmesiyle yapılmaktadır. Zenginleştirme sürecini izlemek, istenilen zenginleştirme seviyesinde yakıt üretilip üretilmediğini kontrol etmek hem yakıt uygunluğu hem de güvenlik açısından büyük öneme sahiptir. Zenginlik tayini radyoaktif olan uranyum yakıt elemanının gama spektrumu oluşturularak tahribatsız bir şekilde gerçekleştirilebilmektedir. Radyoaktif elementlerin izotoplarının önceden tanımlanmış gama spektrumları zenginlik tayini yapılacak içeriği bilinmeyen malzeme için gerekli bilgiyi sağlayabilmektedir. Böylece malzemeye zarar vermeden ve herhangi bir referans malzemeye ihtiyaç duyulmadan radyoaktif materyalin aranılan zenginliği kolayca tayin edilebilmektedir. Şimdiye kadar yapılan zenginlik tayini araştırmalarında radyoaktif izotopların saldığı gama ışınının tüm enerjisini bıraktığı tepe noktaları ya da spektrum üzerinde belli enerji bölgeleri kullanılmaktaydı. Bu çalışmada ise tüm spektrum üzerindeki bilgi kullanılacaktır. Böylece gelen tüm gama ışınlarının dedektöre bıraktığı enerji bilgileri kullanılarak belli enerji aralıklarına bakılmaksızın ve o enerji aralıklarında bağlı kalınmaksızın tayin işlemi gerçekleştirilebilecektir. Bu tez kapsamında gama ışınlarını ölçümünde kullanılan farklı dedektör tipleri incelenmiştir ve kullanılacak spektrumlar MCNP programı kullanılarak hazırlanmıştır. Monte Carlo Metodu ile alınacak ölçüm sonuçları gerçek ölçüm verilerine benzetilmiş, gerçek ölçüm koşullarında karşılaşılan dedektörün göstermiş olduğu enerjiye bağlı yanıt fonksiyonları ve zaman bilgisi sisteme Python programlama dili kullanılarak tanımlanmıştır. Alınan sonuçlar dedektör hacminin ve çözünürlüğünün kullanılan tüm spektrum ve tepe oranları tekniği için önemini göstermiştir. İkinci aşamada kullanılan Levenberg Marquardt Metodu ile zenginlik, yoğunluk ve zaman değişkenleri referans malzeme kullanılmadan ve tüm spektrum üzerinde çalışılarak tanılanmaya çalışılmıştır. Bu metotta önceki adımda takip edilen tüm spektrum ve tepe oranları tekniğinde olduğu gibi izotop spektrumları ayrıca tanımlanmamış ve aranan malzeme spektrumu üzerinden işlemler yürütülmüştür. Böylelikle izotopların ayrıca üretilen spektrumlarına bağlılık ortadan kalkmıştır. Zenginlik ve zaman bilgisinin spektrum üzerindeki etkisinin benzer sonuçlar doğurması iki değişkenin bu metotta beraber kullanımında problem yaratmıştır. Ancak sadece zenginlik ve yoğunluk değişkenlerinin tanımlandığı durumda verilen tahmin değerleri aranan değişken değerlerine yakınsayabilmiştir.

Doğal radyonüklidlerin solunum yoluyla (çoğunlukla radon) alınması ve yutulması nedeniyle, karasal radyasyon, kozmik radyasyon ve dahili (iç) radyasyon olmak üzere üç ana kaynağı olan doğal radyasyon, toplam radyasyon dozuna en büyük katkıyı yapar. Karasal radyasyon kaynakları; zemini, kayaları, havayı, yapı malzemelerini ve içme suyu kaynaklarını içerir. Vücudumuzdaki iç radyasyon, ne yediğimize, ne içtiğimize ve nefes aldığımız havaya bağlıdır. Doğal radyoaktivitenin en önemli kısmı, başta U-238, Th-232 ve K-40 olmak üzere, topraktaki karasal gama ışını radyasyonundan kaynaklanmaktadır. Bu çalışmada, Tekirdağ-Çorlu bölgesinden toplanan 11 toprak örneğindeki U-238, Th-232 ve K-40 doğal radyoaktivite analizi NaI(Tl) gama ışını spektroskopi sistemi kullanılarak gerçekleştirilmiştir. U-238, Th-232 ve K-40'ın aktivite konsantrasyonlarından, toplam absorbe edilen açık hava gama ışını doz oranları ve ilgili yıllık etkin doz oranları belirlenmiştir. Aynı zamanda, radon gazı analizleri için su örnekleri Tekirdağ-Çorlu ilçesinden toplanmıştır. Toplanan su örneklerinin radon konsantrasyonları, AlphaGUARD PQ 2000PRO radon detektörü kullanılarak ölçülmüştür. Bu çalışmada elde edilen sonuçlar UNSCEAR-2000 raporu ve literatürdeki diğer çalışmalarla karşılaştırılmıştır., Natural radiation, which has three major sources: terrestrial radiation, cosmic radiation and internal radiation, makes the largest contribution to the total radiation dose because of the intake of natural radionuclides through inhalation (mainly radon) and ingestion. Terrestrial radiation sources include the ground, rocks, air, building materials and drinking water supplies. Internal radiation is in our body because of what we eat and drink, and the air we breathe. The most significant part of natural radioactivity mainly from U-238, Th-232 and K-40 in soil arises from the terrestrial gamma-ray radiation. In this study, the analysis of natural radioactivity from U-238, Th-232 and K-40 in 11 soil samples collected from the province of Tekirdağ-Çorlu was carried out using a NaI(Tl) gamma-ray spectroscopy system. From the activity concentrations of U-238, Th-232 and K-40 the total absorbed outdoor gamma-ray dose rates and the corresponding annual effective dose rates were determined. Also, water samples for radon-gas analyses were collected from the town of Tekirdağ-Çorlu. The radon concentrations of collected water samples were measured using the AlphaGUARD PQ 2000PRO radon detector. The results obtained in this study were compared with the UNSCEAR-2000 report and the other studies found in literature.

Dünyadaki bütün canlılar doğal ve yapay radyasyona maruz kalmaktadır. Toplam radyasyon dozuna en büyük katkıyı doğal radyasyon yapar ve üç ana kaynağı vardır: doğal radyonüklidlerin solunum yoluyla (çoğunlukla radon) alınması ve yutulması nedeniyle karasal radyasyon, kozmik radyasyon ve dâhili radyasyon. Karasal radyasyon kaynakları; zemini, kayaları, havayı, yapı malzemelerini ve içme suyu kaynaklarını içerir. Bu çalışmada, Kütahya ve Afyon illerinden toplanan 45 yapı malzemesindeki 238U, 232Th ve 40K doğal radyoaktivite analizi NaI(Tl) gama ışını spektroskopi sistemi kullanılarak gerçekleştirilmiştir. Belirlenen aktivite değerleri ve yıllık etkin doz değerleri, UNSCEAR 2000 raporu ve literatürde bulunan diğer çalışmalarla karşılaştırılmıştır., All living creatures in the world are exposed to radiation coming from natural anda man-made radionuclides. Natural radiation makes the largest contribution to the total radiation dose, and has three major sources: terrestrial radiation, cosmic radiation and inter radiation because of the intake of natural radionuclides through inhalation (mainly radon) and ingestion. Terrestrial radiation sources include the ground, rocks, air, building materials and drinking water supplies. In this study, the analysis of natural radioactivity from 238U, 232Th ve 40K in 45 building material sample collected from the province of Kütahya and Afyon were carried out using a NaI(Tl) gamma-ray spectroscopy system. The determined activity values and the annual effective dose values were compared with the UNSCEAR 2000 report and the other studies found in literature.

Bu çalışmada, Türkiye ile İran ikili ekonomik, siyasi ve güvenlik etkenleri dahilinde incelenmiştir. Bu bağlamda Türkye ile İran arasında siyasi ilişkiler I.Dünya savaşı, Türkiye Cumhuriyetinin ilk yılları, II.Dünya Savaşı , soğuk savaş dönemi, İran İslam devrimi ve sonrası bir çok olay ile doğrudan etkilenmiştir ve bu süreçte ilişkilerde de çalkalanmalar meydana gelmiştir. Buna ek olarak Türkiye ve İran'ın sınır ihlalleri sorunu ve özellikle terör sorunu konususda ilişkiler İran'in terör örgütlerine çoğu zaman mütama göstermesi ile gerilmiştir. İran'in özellikle Ahmedinejad döneminde artan dış politikada tehtitkar yaklaşımı ve nükleer enerji sorunu konusunda da Birleşmiş Milletlerin aldığı ambargo ve yaptırım kararlarının Türkiye – İran ilişkilerine etkisi, her iki ülkenin de ticari çıkarlarını zedelemiştir. Son olarak Arap baharı ve Suriye meselesinde her iki ülkenin farklı bakış açıları ile olaya yaklaşmaları Türkiye – İran ikili ilişkilerinin son dönemde gerilmesine sebebiyet vermiştir., In this work, Turkey and Iran have been examined within the bilateral economic, political and security contexts. In this context, political relations between Turkiye and Iran were directly affected by World War I, the first years of the Republic of Turkey, the Second World War, the Cold War era, the Iranian Islamic Revolution and many other events, and in this process the relations have been stirred up. In addition, relations between Turkey and Iran on the issue of border violations and especially on the issue of terrorism have been strained as Iran has often interfered with terrorist organizations. The dangerous approach of Iran to the foreign policy, especially in the period of Ahmadinejad, and the effect of the United Nations' embargo and sanctions on Turkey – Iran relations on the nuclear energy problem have damaged the commercial interests of both countries. Finally, the approach of the two countries with different perspectives in the Arab Spring and the Syrian occasion has led to the recent tension between the Turkey-Iran bilateral relations.

Biyosorpsiyon, biyokütlede doğal olarak gerçekleşen, biyokütlenin pasif olarak konsantre etme ve kirlilikleri hücresel yapısı üzerine bağlamasını sağlayan fizikokimyasal bir işlemdir. Sulu çözeltilerden Helianthus Annuus çekirdeği kabuklarında uranyum biosorpsiyonu batch adsorpsiyon sistemiyle, pH, adsorbat konsantrasyonu ve sıcaklığın bir fonksiyonu olarak “Box-Behnken Design” modeli kullanılarak incelenmiştir. Öncelikle adsorpsiyon süresinin belirlenmesi amacıyla denemeler yapılmış ve 2 saatlik çalkalama süresi optimum süre olarak bulunmuştur. Sonuç olarak başlangıç uranyum konsantrasyonu 127,5 ppm; pH 4,5 ve 20°C sıcaklık optimum koşullar olarak saptanmıştır. Biosorption is a physicochemical process that occured naturally in biomass, passive concentration and bind the contaminants in its cellular structure. The biosorption of uranium from aqueous solution by Helianthus Annuus core shell was studied in a batch system as a function of initial pH, initial concentration of adsorbate and temperature by using “Box-Behnken Design” method. Firstly, for determining the adsorption time, effect of contact time was investigated and 2 hours shaking time was chosen as an optimum period. Consequently, optimum conditions were determined as initial concentration of 127.5 ppm, pH 4.5 and temperature of 20°C.

Balıkesir Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü, Jeoloji Mühendisliği Ana Bilim Dalı, Çalışma alanı Yozgat ilinin 35 km doğusunda, Sorgun ilçesi sınırlarında bulunmaktadır. Temrezli uranyum yatağı Türkiye’nin bilinen en büyük uranyum yatağıdır. Çalışma alanında toplam 630 adet (yaklaşık 93,000 m) sondaj çalışması yapılmıştır ve cevherli merceklerin geometrisi belirlenmiştir. Uranyum’un ortalama tenörü 1,157 ppm (%0,1157) olup, toplam 6033 ton U3O8’in varlığı tespit edilmiştir. Jeokimyasal analiz sonuçlarına göre, uranyum kaba taneli kumtaşlarında çoğunlukla 1,000 ppm’in üzerinde zenginleşmiştir ve uranyumun en yüksek konsantrasyonu 8,050 ppm’dir ve toryum yeraltı ve yüzey sularıyla taşınmamıştır. Min-pet analizlerine göre uranyum mineralleri çok ince tanelidir ve kofinit olarak isimlendirilmiştir. Cevherleşme zonunundaki minerallerin % 45,2’si kuvars, %23,5’i K-Feldispat, geri kalan kısımları ise kil, pirit ve birkaç minör mineral içermektedir. Bottle roll metalürjik testler örneklerin çoğunluğunda uranyumun kurtarım oranı %75’in üzerinde olduğunu göstermektedir. Genel olarak civardaki içme ve yüzey suların analizleri uranyum konsantrasyonlarının izin verilen değerlerin üzerinde olmadığını göstermiştir. Uranyum, yeraltı ve yüzey suları aracılığıyla Kretase granitik kayaçlarından çözünmüş ve Eosen sedimanter kayaçlarında zenginleşmiştir. Kayaçlardan elde edilen analiz sonuçlarına göre uranyum hem oksitli hem indirgen ortamda bulunmaktadır ancak zenginleşme indirgen ortamla ilişkilidir. Temrezli uranyum yatağında üretimin; uranyumun, kumtaşları içerisinde çözülebilir bir şekilde bulunması, çok ince cevherli zonlar ve işletilebilir cevher tenörünün diğer işletme yöntemlerine göre düşük olması nedeniyle ‘yerinde kazanım’ yöntemi ile yapılması planlanmaktadır. Enjeksiyon kuyuları aracılığı ile yer altına pompalanacak olan sodyum bikarbonatlı çözelti, cevheri yerinde çözecektir. Uranyumca zengin çözelti, üretim kuyularından dalgıç pompalar aracılığıyla yüzeye ve zenginleştirme tesisine pompalanacaktır. Zenginleştirme tesisinde uranyum, ‘sarı pasta’ olarak bilinen uranyum oksit formunda çökeltilecek ve kurutularak paketlenecektir., Study area is located in the vicinity of Sorgun where 35 km east of Yozgat city. Temrezli uranium deposit is the largest known uranium deposit of Turkey. A total of 630 drill holes (approximately 93,000 m) have been completed in the study area and geometry of the mineralized lenses has been determined. Average grade of the uranium is 1,157 ppm (0,1157%) and the total resource is 6033 tonnes U3O8. According to the geochemical analytical results, uranium grade is mostly greater than 1,000 ppm in the coarse grained sandstones and the highest concentration of uranium is 8,050 ppm and thourium is not transported via ground and underground waters. According to the min-pet analysis uranium minerals are very fine grained and named as coffinite. Minerals in the mineralized zone are quartz (45,2%), K-Feldspar (23,5%), clay, pyrite and a few minor minerals. Bottle roll metallurgical tests show that the uranium recovery is greater than 75% in most of the samples. In general, analysis of nearby drinking and surface waters shows that the uranium concentrations are not higher than the allowed values. Uranium is dissolved from Cretaceous granitic rocks by surface and underground waters and deposited in Eocene sedimentary rocks. According to the analytical results of rocks, uranium is found in both oxide and reduced zones however enrichment is related with reduced zone. In Temrezli uranium deposit production method will be planned as ‘in situ recovery’. The reasons for selecting this method are as follows; the ore is found as soluable in sandstones, very thin mineralized zones and the grade of the productable ore is lower than the other production methods. Sodium bi carbonate bearing solution which will be pumped by injection wells will dissolve uranium in-situ. Uranium rich solution will be pumped to surface and enrichment processing plant by submersible pumps from injection wells. In enrichment processing plant uranium will be precipitated, dried and packaged as oxide form which is known as ‘yellow cake’., Bu tez çalışması Adur Madencilik Limited Şirketi tarafından desteklenmiştir.

Bu çalışmada, 2-Etil-N-Benzil-4, 7, 10, 13, 16-Pentaoksa-1-Azasiklooktadekan (MACE) kullanılarak matrix ortamında bulunan U(VI)'un ekstraksiyonu ve önderiştirilmesi gerçekleştirilmiş ve İndüktif Eşleşmiş Plazma Emisyon Spketroskopisi (ICP-OES) ile tayin edilmiştir. Optimum koşulları belirlemek amacıyla yapılan deneysel çalışmalarda ise, U(VI)'un ekstraksiyon verimine, ekstraksiyon süresi, pH, örnek çözelti hacmi, eluent türü ve derişimi, ve yabancı iyonların etkisi gibi parametreler incelenmiş ve optimum koşullar tespit edilmiştir. Belirlenen optimum koşullarda oluşan MACE-U(VI) kompleks bileşiğinde kompleks stokiyometrisini tespit etmek amacıyla Jop's plot metodu kullanılmış ve L/M oranı tespit edilmiştir. Bunun yanında belirlenen optimum koşullarda, matrix ortamında bulunan eser düzeydeki U(VI)'un önderiştirilme işlemi yapılmıştır.optimum ekstraksiyon süresini tespit etmek amacıyla yapılan deneylerde, 5-65 dk arası sürelerde işlem yapılmış ve 25 dk'lık ekstraksiyon süresinde U(VI) tamamının organik faza geçtiği tespit edilmiştir.U(VI)'un ekstraksiyon verimine pH'ın etkisini incelemek amacıyla yapılan deneylerde, pH 2-10 aralığında seri U(VI) çözeltileri hazırlanmıştır. Hazırlanan bu çözeltiler ile ekstraksiyon işlemi yapıldığında en uygun pH değerinin 7.0 olduğu tespit edilmiş ve bu aralıkta yapılan ekstraksiyon işleminde U(VI)'un tamamının organik faza geçtiği tespit edilmiştir.U(VI)'un ekstraksiyon verimine örnek çözelti hacminin etkisini incelemek amacıyla belirlenen optimum süre ve pH'da yapılan deneylerde, 5-100 mL arası çözeltiler hazırlanmış 35 mL'den sonra ekstraksiyon veriminde azalma olduğu tespit edilmiştir.Organik fazda MACE ligandı ile kompleks oluşturan U(VI)'un elusyon işlemi için HNO3 ve HCl gibi asitlerin (eluentlerin) farklı konsantrasyonları (0.1-1.0 mol/L) denenmiş, yapılan deneyler sonucunda en uygun eluentin 1.0 mol/L HNO3 olduğu tespit edilmiştir. Bu koşullarda yapılan elusyon işleminde organik fazdaki U(VI)'un tamamı elue edilmiştir.U(VI)'un ekstraksiyonuna yabancı iyonların (interfer) etkisini incelemek amacıyla belirlenen optimum koşullarda matrix çözeltisine yüksek konsantrasyonlarda K+, Na+, Zn2+, NH4+, Mg2+, Ca2+, Cd2+, Pb2+, Ni2+, Cu2+, Fe3+, Mn2+ gibi iyonlar ilave edilmiş ve ekstraksiyon verimindeki değişim incelenmiştir.Belirlenen optimum koşullarda organik fazda oluşan MACE-U(VI) kompleksinin stokiyometrisini (L/M oranını) tespit etmek amacıyla Job's plot metodu kullanılmıştır. Yapılan deneyler sonucunda kompleks stokiyometrisinin 1:1 oranında olduğu tespit edilmiştir. Organik fazdaki analizler 279 nm'de UV-VIS Spektrofotometresinde yapılmıştır.Son olarak da geliştirilen metodun doğruluğunu ve kesinliğini tespit etmek amacıyla geliştirilen metod standart referans materyal (IAEA-Soil 7) numunesine uygulanmış ve elde edilen sonuçlar geliştirdiğimiz metodu desteklemiştir. In the present study, extraction and preconcentration of U(VI) in matrix of 2-ethyl-N-benzyl-4,7,10,13,16-pentaoxa-1-azacyclooctadecane (MACE) and it was detected by Inductively Coupled Plasma Emission Spectroscopy (ICP-OES). In the experimental studies to determine optimum conditions, effect of several parameters such as extraction time, pH, volume of the sample solution, type and concentration of the eluent, and interfering ions were investigated and optimum conditions were determined. Jop's plot method was used to determine complex stoichiometry in MACE-U(VI) complex and L/M ratio was found. Furthermore, trace U(VI) in matrix was preconcentrated in the optimum conditions.In the experiments for determining optimum extraction time, 5-65 min was studied and it was found that all U(VI) passed to the organic phase in a 25 min of extraction. In the experiments to find how pH affects extraction yield of U(VI), a series of U(VI) solutions were prepared in the range of pH 2-10 and it was found that pH 7.0 was the best pH range, at which entire U(VI) passed into the organic phase.In the experiments to determine influence of the sample solution on extraction yield of U(VI), 5-100 mL solutions were prepared and it was found that the extraction yield reduced after 35 mL.For elution of U(VI), which forms a complex with MACE ligand in the organic phase, various concentrations (0.1-1.0 mol/L) of several acids, such as HNO3 and HCl were tested and 1.0 mol/L HNO3 was determined as the optimum eluent, by which U(VI) passed into the organic phase completely.Several ions such as K+, Na+, Zn2+, NH4+, Mg2+, Ca2+, Cd2+, Pb2+, Ni2+, Cu2+, Fe3+, Mn2+, - in high concentrations were added into the matrix solution in the optimum conditions found for effect of interfering ions on the extraction yield of U(VI), change in extraction yield was investigated and it was found that result in changes in extraction yield.Job's plot method was used to establish stoichiometry of MACE-U(VI) complex (L/M ratio), which formed in the organic phase under optimum conditions. Stoichiometry of the complex was found to be 1:1 and analysis in the organic phase was carried out at 279 nm by an UV-VIS Spectrophotometer.Finally, the developed method was applied to standard reference material (IAEA-Soil 7) sample in order to determine accuracy and precision of the method, and the results supported the developed method. 75

Yüksek Lisans Tezi Başta Amerika Birleşik Devletleri (ABD) olmak üzere, bir çok Batılı devlet sadece nükleer silahlara sahip bir İran?a değil, nükleer bilgiye ve teknolojiye kendi imkanlarıyla sahip bir İran?a da karşıdır. ABD, radikal islami grupların yol açtığı uluslararası terörizme ilişkin gerekçelerini, sürdürdüğü terörizm savaşında ve İran ?in nükleer faaliyetlerini engellemede uluslararası toplumu kendi tarafına çekmek için önemli ideolojik araçlar olarak kullanmaktadır. Diğer yandan İran tarafı da nükleer faaliyetleri dolayısıyla ABD?nin baskılarını kendi güvenliğine ve rejimin devamlılığına yönelik en önemli tehdit olarak algılamakta ve bu tehdidi azaltmak için ABD ile rekabet içinde olan Rusya ve Çin ile ilişkilerini geliştirmeye ve silahlanmaya ağırlık vermektedir. Bu ortamda nükleer teknolojiye sahip olmasının en doğal hakki olduğunu ve barışçıl bir amaç taşıdığını vurgulayan İran, bunu kitle imha silahları yapmak için kullanmayacağı söyleminde inandırıcı gözükmemektedir. Gerçekte ABD ve İran?ın birbirlerine karşı duydukları güvensizlik iki ülke arasında nükleer teknoloji konusunda en önemli sorunu oluşturmaktadır. Bu güvensizliği daha fazla derinleştiren de ABD?nin Ortadoğu?da nükleer silahlara sahip olduğu bilinen Israil?i desteklemesi gözükmektedir.Anahtar Kelimeler:İran,Nükleer,Enerji ,Silah,Uranyum Abstract Especially United States of America (USA), Many Western Countries has opposed not only to an Iran with nuclear weapons, but also to an Iran capable of developing its own nuclear know-how and technology. The US has used its arguments on international terrorism caused by radical Islamic groups as the main ideological tools to get support of „international community for both the continuation of its war on terrorism and the prevention of Irans nuclear activities. The Iranian side has, on the other hand, perceived the US pressure on itself regarding the nuclear issue as the biggest threat against its security and the continuation of the Islamic regime, and therefore tried to enhance its relationships with the likely competitors (e.g. Russia and China) of the US, and armed itself in order to reduce the American intimidation. Under this situation, Iran that has emphasised that developing its own nuclear technology is its inalienable right and has a peaceful purpose, but does not aim to build nuclear weapons, appears to have been unconvincing. In reality, it is the mutual mistrust that has been the biggest problem between the US and Iran on the latters nuclear activities. This distrust seems to have been even further deepened by the US support for Israel believed to be the only state possessed nuclear weapons in the Middle East.Key Words:Iran, Nuclear, Energy,Weapon,Uranium

Yüksek Lisans Tezi Başta Amerika Birleşik Devletleri (ABD) olmak üzere, bir çok Batılı devlet sadece nükleer silahlara sahip bir İran?a değil, nükleer bilgiye ve teknolojiye kendi imkanlarıyla sahip bir İran?a da karşıdır. ABD, radikal islami grupların yol açtığı uluslararası terörizme ilişkin gerekçelerini, sürdürdüğü terörizm savaşında ve İran ?in nükleer faaliyetlerini engellemede uluslararası toplumu kendi tarafına çekmek için önemli ideolojik araçlar olarak kullanmaktadır. Diğer yandan İran tarafı da nükleer faaliyetleri dolayısıyla ABD?nin baskılarını kendi güvenliğine ve rejimin devamlılığına yönelik en önemli tehdit olarak algılamakta ve bu tehdidi azaltmak için ABD ile rekabet içinde olan Rusya ve Çin ile ilişkilerini geliştirmeye ve silahlanmaya ağırlık vermektedir. Bu ortamda nükleer teknolojiye sahip olmasının en doğal hakki olduğunu ve barışçıl bir amaç taşıdığını vurgulayan İran, bunu kitle imha silahları yapmak için kullanmayacağı söyleminde inandırıcı gözükmemektedir. Gerçekte ABD ve İran?ın birbirlerine karşı duydukları güvensizlik iki ülke arasında nükleer teknoloji konusunda en önemli sorunu oluşturmaktadır. Bu güvensizliği daha fazla derinleştiren de ABD?nin Ortadoğu?da nükleer silahlara sahip olduğu bilinen Israil?i desteklemesi gözükmektedir.Anahtar Kelimeler:İran,Nükleer,Enerji ,Silah,Uranyum Abstract Especially United States of America (USA), Many Western Countries has opposed not only to an Iran with nuclear weapons, but also to an Iran capable of developing its own nuclear know-how and technology. The US has used its arguments on international terrorism caused by radical Islamic groups as the main ideological tools to get support of „international community?for both the continuation of its war on terrorism and the prevention of Iran?s nuclear activities. The Iranian side has, on the other hand, perceived the US pressure on itself regarding the nuclear issue as the biggest threat against its security and the continuation of the Islamic regime, and therefore tried to enhance its relationships with the likely competitors (e.g. Russia and China) of the US, and armed itself in order to reduce the American intimidation. Under this situation, Iran that has emphasised that developing its own nuclear technology is its inalienable right and has a peaceful purpose, but does not aim to build nuclear weapons, appears to have been unconvincing. In reality, it is the mutual mistrust that has been the biggest problem between the US and Iran on the latter?s nuclear activities. This distrust seems to have been even further deepened by the US support for Israel believed to be the only state possessed nuclear weapons in the Middle East.Key Words:Iran, Nuclear, Energy,Weapon,Uranium

Bu tez çalışmasında, uranyum ve toryumun adsorpsiyonu için Na-aljinat tuzu kullanılarak, çeşitli aljinat biyopolimerleri hazırlanmış ve elde edilen biyopolimerler arasında Ca-aljinat biyopolimerinin uranyum ve toryum adsorpsiyonunda etkinliği incelenmiştir. Ayrıca Ca-aljinat biyopolimerinin bazı fiziksel özellikleri belirlenerek, FT-IR, SEM, XRD analizleri ile karakterizasyonu yapılmıştır.Çalışmada, Ca-aljinat biyopolimerleri kullanılarak sulu çözeltilerden uranyum ve toryum adsorpsiyonunu etkileyen çözelti pH'ı, başlangıç uranyum ve toryum konsantrasyonu, çalkalama süresi, biyokütle dozu ve sıcaklık gibi parametreler incelenmiş ve optimum alım koşulları saptanmıştır. Elde edilen sonuçlar biyosorbent başına adsorplanan uranyum ve toryum miktarları (mg/g), dağılma katsayıları (Kd, mL/g) ve adsorpsiyon verimleri (%) hesaplanarak değerlendirilmiştir. Belirlenen optimum koşullarda biyosorbent başına adsorplanan uranyum miktarı, alım verimi ve Kd değerleri sırasıyla 22.7±0.2 mg/g, %91±1 ve 10043±834 mL/g olarak bulunmuştur. Toryumun belirlenen optimum koşullar altında biyosorbent başına adsorplanan toryum miktarı, alım verimi ve Kd değerleri ise sırasıyla 47.1±0.3 mg/g, % 94±1 ve 16566±1714 mL/g olarak saptanmıştır.Uranyum ve toryumun biyosorbent üzerine adsorpsiyonu için, adsorpsiyon entalpisi, serbest enerji değişimi ve entropi değişimi gibi termodinamik parametreler hesaplanmış, her ikisi içinde adsorpsiyon prosesinin endotermik karakterli olduğu, adsorpsiyon işleminin istemli gerçekleştiği bulunmuştur. Ca-aljinat biyopolimeri ile sulu çözeltilerden adsorplanan uranyum ve toryum için elde edilen deneysel verilerin Langmuir, Freundlich ve Dubinin-Radushkevich (D-R) izotermlerine uygunluğu araştırılmıştır. Biyosorbentin gözenekli hidrojel yapısında olması ve çeşitli fonksiyonel grupların adsorpsiyon sürecinde aynı anda etkin olabilmesi nedeniyle, adsorpsiyon mekanizmasının oldukça karmaşık olduğu ve elde edilen verilerin aynı anda birkaç izoterme uyabildiği görülmüştür.Yüklü biyosorbentten uranyum ve toryum iyonları için geri alım denemeleri yapılmış, 1 M HCl ile optimum geri alım koşullarında ve 3 kademe sonunda uranyum için %99±1; toryum için %91±1 geri alım verimi elde edilmiştir. Uranyum ve toryum iyonlarının Ca-aljinat biyopolimeri tarafından adsorpsiyonunda, farklı metal iyonlarının etkileri incelenmiştir. Yapılan denemeler sonucunda, biyosorbentin uranyum ve toryum iyonlarına seçici olmadığı gözlenmiştir. Ayrıca uranyum, toryum ve farklı metal iyonlarının Ca-aljinat biyopolimerine adsorpsiyon mekanizması tartışılmıştır.Elde edilen sonuçlara göre, seyreltik sulu çözeltilerden uranyum ve toryum iyonlarının adsorpsiyonunda ekonomik, etkili ve doğal bir biyosorbent olan Ca-aljinat biyopolimerinin kullanılması; yüksek kapasite, basit proses, ekonomik avantaj ve çeşitli kimyasallardan çevrenin korunması yönünden diğer konvansiyonel ayırma ve arıtma proseslerine göre iyi bir seçenek oluşturabilecektir. Ca-aljinat biyopolimerleri, gastrik ve intestinal ortamlardan in-vitro denemelerle uranyum ve toryumun giderimi için kullanılmış ve yeni bir şelatlayıcı ajan olarak önerilmiştir. In this thesis , various types of alginate biopolymers were prepared using Na-alginate salt and Ca-alginate biopolymers have been selected as a biosorbent. Adsorption characteristics of Ca-alginate biopolymers for uranium and thorium adsorption were investigated. In addition, some physical properties of Ca-alginate biopolymers have been examined and their morphological characterizations have been conducted by FT-IR, SEM, XRD techniques.In the study, the parameters of solution pH, concentration of uranium and thorium, contact time, biomass dosage and temperature were investigated using Ca-alginate biopolymers in aqueous solutions and optimum conditions for adsorption process were determined. Obtained results have been evaluated by means of their sorption capacity (mg/g), distribution constant (Kd, mL/g) and percent adsorption. The sorption capacity, percent adsorption and distribution constant for uranium ions under the optimized experimental conditions were 22.7±0.2 mg/g, %91±1 and 10043±834 mL/g, and for thorium ions were 47.1±0.3 mg/g, % 94±1 and 16566±1714 mL/g, respectively.Thermodynamic parameters including the change in free energy, enthalpy and entropy were used to describe thermodynamic behavior of the adsorption of uranium and thorium onto Ca-alginate biopolymers. The thermodynamic parameters obtained for uranium and thorium adsorption onto biosorbent show endothermic in nature and the process is spontaneous. Langmuir, Freundlich and Dubinin-Radushkevich (D-R) models were applied to describe the adsorption isotherm of uranium and thorium by Ca-alginate biopolymers. The adsorption of uranium and thorium on Ca-alginate biopolymers was represented by several models simultaneously since the structure of biosorbent is porous hydrogel and various functional groups are active simultaneously on during adsorption process.Uranium and thorium recovery were investigated on loaded Ca-alginate biopolymers. Recovery yields of uranium and thorium were achieved by 1 HCl solution as %99±1 for uranium and %91±1 for thorium using optimum desorption conditions. The effect of different metal ions on the adsorption of uranium and thorium by Ca-alginate biopolymers was analysed. It has been observed that biosorbent is not selective for uranium and thorium ions. Adsorption mechanism of uranium, thorium and different metal ions by Ca-alginate biopolymers was also discussed.On the basis of the data, it can be concluded that prepared biosorbent can be used effectively for the adsorption of uranium and thorium ions from dilute aqueous solution. Due to the high adsorption capacity of the adsorbent, plus its economic advantage and environmental friendly nature would make this natural biopolymer a promising adsorbent for the wastewater treatment compared with conventional processes. Ca-alginate biopolymers have been used to remove uranium and thorium from the gastrointestinal tract by in-vitro experiments and suggested as a new approach for chelating agent. 164

Bir çok fay sistemleri bulunan ülkemizde çok sayıda jeotermal kaynak bulunmaktadır. Jeotermal sular, içme sularına oranla çok daha fazla radyoaktif madde içerirler. Bu suların sıcak olmaları ve yüksek tuz konsantrasyonuna sahip bulunmaları, derinliklerde bulunan radyoaktif maddelerin çözünmelerini kolaylaştırmaktadır. Jeotermal alanlardan çıkan su yüzey topraklarına dağılarak topraklardaki radyoaktivite miktarına katkı sağlamaktadır. Bu çalışmada, jeotermal alanların bulunduğu İzmir-Seferihisar bölgesinden (Cumalı, Karakoç, Doğanbey ve Tuzla) alınan toprak örneklerinde eU (eşdeğer Uranyum), eTh ve 40K' aktivite konsantrasyonları gama spektrometre sistemi ile analiz edilmiştir. Ayrıca termal sulardaki radon ve radyum konsantrasyonları kolektör yöntemi kullanılarak belirlenmiştir. Bu çalışmadan elde edilen sonuçlara göre radon ve radyum değerleri sırasıyla; 0.53-6.00 Bq/l ve 0.16-1.08 Bq/l arasında değişmiştir. Bunun yanı sıra, bu çalışmadan elde edilen sonuçlara göre toprak örneklerinin eU, eTh and 40K değerleri sırasıyla 25-120 Bq/kg, 20-108 Bq/kg ve 108-850 Bq/kg arasında değişmiştir. Elde edilen sonuçlar standart değerler ile karşılaştırılarak değerlendirilmiştir.Anahtar Kelimeler: Termal su, radon, radyum, uranyum, potasyum, kolektör yöntemi, gama spektrometresi. In our country, there are a lot of fault lines and geothermal sources. Geothermal waters include more radioactive substances than drinking waters due to their higher temperatures and higher saline concentrations which ease the solution of radioactive substances at the depths. The water from the geothermal fields spreading over the soil surface makes some contribution to the amount of radioactivity in the soil. In this study, the activity concentrations of eU(equivalent Uranium), eTh ve 40K in soil samples collected from İzmir-Seferihisar (Cumalı, Karakoç, Doğanbey and Tuzla), where there is an active fault system, have been analyzed by the gamma-ray spectrometry system. In addition, the concentrations of radon and radium in thermal water samples have been determined by using the collector method. The results obtained from this work for radon and radium have ranged from 0.53 to 6.00 Bq/l and from 0.16 to 1.08 Bq/l, respectively. Also, the results obtained from this work for eU, eTh and 40K in soil samples have ranged from 25 to 120 Bq/kg, from 20 to 108 Bq/kg and from 108 to 850 Bq/kg, respectively. The results obtained from this work have compared and discussed with literature.Keywords: Thermal water, radon, radium, uranium, potasium, collector method, gamma spectrometry, thorium 88

Membranlardaki son gelişmeler, ayırma ve kimyasal reaksiyon uygulamaları için materyallerde önemli bir gelişme olduğunu göstermiştir. Endüstride, tıpta, laboratuar çalışmalarında, nükleer teknolojide ve günlük hayatta membranlardan yararlanılmaktadır. Bu çalışmanın amacı, sulu çözeltilerden uranyumun uzaklaştırılması için kompozit filtrasyon membranları geliştirmek ve membran performansına membran hazırlamanın ve proses parametrelerinin etkisini incelemektir. Kompozit filtrasyon membranların hazırlanmasında destek materyali olarak iki farklı polimer ve aktif materyal olarak iki farklı inorganik madde kullanılmıştır. Polimer materyaller için uygun çözücüler tespit edildikten sonra poliakrilonitril (PAN)/Zeolit, PAN/titanyum oksit (TiO), polietilen (PE)/zeolit ve PE/TiO olmak üzere dört farklı membran türü oluşturulmuştur. Membranların hazırlanmasına polimer/inorganik oranın, çözelti viskzozitesinin ve uyumlaştırıcı miktarının etkisi incelenmiştir. Her bir membranın su geçirgenlikleri test edilmiştir. Membranlar SEM görüntüleri ve XRD diagramları ile de karakterize edilmiştir. Membranlar ile geçirgenlik ve sulu çözeltilerden uranyumun uzaklaştırılması filtrasyon denemeleri gerçekleştirilmiştir. Kompozit filtrasyon membranlardan geçirilen sulu çözeltideki uranyumun uzaklaştırılması, polimer ve inorganik arasındaki oranı, besleme çözeltisinin optimum pH’ı, besleme çözeltisi konsantrasyonu gibi çeşitli deneysel koşullar altında incelenmiştir. Kompozit membranlar ile belirlenen optimum koşullarda uranyum alım verimlerini arttırma çalışmaları yapılmıştır. Membranların uranyuma selektif organik madde emdirildikten sonra kullanılması, seri membran olarak kullanılması, diyaliz membran, membranın çift katlı kullanımı ve çoklu metal ortamında kullanılması ile çalışmalar yapılmıştır. Membranların seri bağlı olarak kullanılmasının uranyum alım verimliliğini arttırdığı görülmüştür. Uranyumun giderilme denemelerinde kullanılan dört farklı membran türünden, farklı sıyırma çözeltileri kullanılarak uranyumun geri alma verimleri incelenmiştir.

Nükleer teknolojide, endüstride, arıtma teknolojilerinde adsorpsiyona ve biyosorpsiyona dayalı ayırma ve geri kazanım işlemleri önemli yer tutmaktadır. Atık sulardan ağır metallerin ve radyonüklitlerin mikroorganizmalar tarafından biyosorpsiyonu, bu metallerin giderimi veya geri kazanımları için mevcut teknolojilere potansiyel bir alternatif olarak kabul edilmiştir. Canlı veya ölü mikroorganizmalar, hücre yüzeyindeki fonksiyonel grupların mevcudiyetinden dolayı metal iyonlarını bağlamaktadırlar. Canlı ve ölü organizmalar serbest ya da immobilize formlarda, biosorpsiyon için kullanılabilirler. Bu çalışmanın amacı, uranyumun geri kazanılmasında serbest ve kimyasal olarak modifiye edilmiş alglerin biyosorbent olarak kullanılabilirliğinin incelenmesidir. Uranyum adsorpsiyonunda kullanılan makro alg örnekleri, İzmir Körfezi'nden toplanmıştır. Kesikli sistemde biyosorbent üzerine, sulu çözeltiden uranyum (VI) iyonlarının adsorpsiyonu incelenmiştir. Modifiye Cystoseira sp.'nin uranyum alım verimini etkileyen çözelti pH'ı, uranyumun başlangıç konsantrasyonu, sıcaklık ve çalkalama süresi incelenmiş; dağılım katsayıları (Kd) ve adsorpsiyon verimleri (%) saptanmıştır. Uranyumun biyosorbent tarafından adsorplanmasında farklı metal ve ametal iyonlarının etkisi ayrıca incelenmiştir. Adsorpsiyon verilerinin adsorpsiyon izotermlerine uygunluğu araştırılmış; adsorpsiyon entalpisi, entropisi ve serbest enerji değişimi gibi termodinamik parametreler hesaplanmıştır. Alglerden uranyumun geri kazanılması incelenmiştir.Anahtar Kelimeler: Uranyum, Biyosorpsiyon, Biyosorbent, Adsorpsiyon, Desorpsiyon, Makro Alg. Separation and recovery procedures based on biosorption and adsorption has a great importance in nuclear technology, industry, treatment technologies. Biosorption of heavy metals and radionuclides by microorganisms has been recognized as a potential alternative to existing technologies for removal or recovery from waste waters. Microorganisms, whether they are living or nonliving, possess an abundance of functional groups on the cell surface that bind metal ions. Both living and non-living organisms as free cells or immobilized on a substrate can be used for biosorption. The purpose of this study is to investigate usability of free and chemically-modified algae as a biosorbent in the recovery of uranium. Macro algae samples were collected from Izmir Bay. Adsorption of uranium (VI) from aqueous solution on biosorbent has been studied by a batch technique. Distribution coefficients (Kd) and adsorption yields (%) were determined for uranium (VI) ions as a function of solution pH, initial uranium concentration, temperature and shaking time on modify Cystoseira sp. .The effect of different metal and ametal ions on the adsorption of uranium by biosorbent was also investigated. The appropriateness of the adsorption data have been investigated with different adsorption isotherms, and thermodynamic parameters were also calculated as adsorption enthalpy, entropy and the change of free energy. Uranium recovery from algae was investigated.Key words: Uranium, Biosorption, Biosorbent, Adsorption, Desorption, Macro Algae. 192

Bu çalışmada geniş yüzey alanına sahip, iyi tanımlanmış ve düzenli por şekli ve dar por boyut dağılımı özellikleri gösteren MCM-41 sentezlenmiş ve üzerinde amin aktif grupları oluşturmak amacı ile modifiye edilmiştir. Elde edilen NH2-MCM-41 adsorbanın karakterizasyonu XRD, SEM, yüzey alanı ve porozite ve FT-IR analizleri ile yapılmıştır. Özellikleri karakterize edilen adsorbanın uranyum adsorpsiyonunda kullanımı incelenmiştir.Uranyum alım denemeleri kesikli yöntem ile gerçekleştirilmiş, etki eden parametreler deneysel tasarım yöntemi içerisinde, merkezi kompozit tasarım kullanılarak incelenmiştir. Çalışmada, dört bağımsız değişken olarak ortamın başlangıç pH'ı, sıcaklık, başlangıç derişimi ve çalkalama süresi belirlenmiştir. En küçük kareler yöntemi kullanılarak regresyon katsayıları bulunmuş, merkezi kompozit tasarımdan elde edilen polinomal denkleme göre cevap yüzey grafikleri oluşturulmuştur. Uygulanan modelin %95 güven aralığı içerisindeki ANOVA (analysis of variance) analizi incelenmiş ve model ile deneysel bulguların uyumuna bakılmıştır. Modelin önemlilik F değerinin P

Bu çalışmada, uranyumun sulu çözeltilerden kolay bulunabilir, az maliyetli ve etkin bir nanokristal malzeme olan MgO kullanılarak uzaklaştırılabilirliği araştırılmıştır. Bu amaçla, uzaklaştırma yöntemi olarak adsorpsiyon seçilmiştir. Nanokristal MgO adsorban hidrotermal metot ile sentezlenmiştir. Sentezlenen adsorbanın, SEM, XRD ve BET analizleri ile karakterizasyonu yapılmıştır. Çalışmada kesikli yöntem ile adsorpsiyona etki eden; başlangıç uranyum konsantrasyonu, çalkalama süresi ve sıcaklık gibi parametreler incelenmiş; dağılım katsayıları (Kd) ve adsorpsiyon verimi (%) hesaplanmıştır. Adsorpsiyon prosesi için optimum koşul belirlenmiştir. Optimum koşul, 40 µg/mL'lik UO2+2 çözeltisi, 25oC sıcaklık ve 120 dakika temas süresi olarak belirlenmiş ve bu koşuldaki adsorpsiyon verimi %87.61±3.10 olarak hesaplanmıştır. Geri alım denemeleri yapılmış ve adsorban üzeriden 0.1 M'lık NH4Cl ve NaNO3 çözeltisi ile tek kademede %100 verim ile geri alındığı belirlenmiştir. Uranyumun nanokristal MgO tarafından adsorplanmasında farklı metal iyonlarının etkisi incelenmiştir. Farklı metal iyonları varlığında uranyum alım veriminin arttığı gözlemlenmiş, yüksek adsorpsiyon verimine karşılık, adsorbanın çalışılan bu konsantrasyon aralığındaki matris iyonları ve uranyum arasında seçici davranmadığı görülmüştür. MgO nanokristallerin liç çözeltisi ortamındaki adsorpsiyon davranışının incelenmesi için de denemeler yapılmıştır. Yüksek alım verimine karşın geri alım verimi düşük bulunmuştur. Adsorpsiyon verilerinin Freundlich ve Dubinin-Radushkevich izoterm modellerine uyduğu belirlenmiş ve termodinamik DG°, DH° ve DS° parametreler sırasıyla -0.102 kJmol-1K-1, 8.738 kJmol-1, -21.68 kJ.mol-1 olarak hesaplanmıştır. In this study, the removability of uranium from aqueous solutions was studied by using MgO as a nanocrystal material which is easily accessible, effective and has a low cost. In this respect, adsorption has been decided on as a method for removal. Nanocrystal MgO has been synthesized using hydrothermal method. The characterization of the synthesized adsorbent has been carried out through SEM, XRD and BET analyses. The parameters such as initial uranium concentration, contact time and temperature that affect adsorption were investigated by the batch method. Moreover, distribution coefficient (Kd) and adsorption efficiency (%) were calculated. Optimum condition for adsorption process was determined. Optimum condition was determined as UO2+2 solution containing 40 µg/mL at 25oC in 120 minutes. Under these conditions, the adsorption efficiency is calculated as %87.61±3.10. Also, desorption test were carried out and desorption efficiency was found as %100 with NH4Cl and NaNO3 solutions containing 0.1 M on a single step. The effect of different metal ions on the adsorption of uranium by nanocrystal MgO was studied. It has been observed that the efficiency of uranium adsorption increases in the presence of different metal ions. In spite of the high adsorption efficiency, the adsorban does not act selectively between the matrix ions and uranium in the studied concentration range. Adsorption behaviour of MgO nanocrystals in the leach solution medium was also investigated. The desorption efficiency has been determined low whereas the adsorption efficiency is high. The adsorption data have been determined appropriate to Freundlich and Dubinin-Radushkevich isotherm models. The thermodynamic parameters ?G°, ?H° and ?S° were calculated as 0.102 kJmol-1K-1, 8.738 kJmol-1, -21.68 kJ.mol-1, respectively. 105

Bu çalışmada, ? -FeOOH ve ? -FeOOH demiroksihidroksit nanokristalleri farklı sentez metotları kullanılarak sentezlenmiş ve elde edilen nanokristallerin uranyum adsorpsiyonunda etkinliği incelenmiştir. Sentezlenen akaganeite ( ? -FeOOH) ve goethite ( ? -FeOOH), adsorbanların, SEM, XRD ve BET analizleri ile karakterizasyonu yapılmıştır.Çalışmada, kesikli yöntem ile adsorpsiyona etki eden; pH, başlangıç uranyum konsantrasyonu, çalkalama süresi ve sıcaklık gibi parametreler incelenmiş; dağılım katsayıları (Kd) ve adsorpsiyon verimi (%) hesaplanmıştır. Adsorpsiyon prosesi için optimum koşullar belirlenmiş, bu koşullardaki adsorpsiyon verimleri üç farklı sentez metodu ile elde edilen akaganeite (AK-1, AK-2, AK-3) ve goethite ( ? -FeOOH) adsorbanları için sırası ile %95±3, %97±3, %68±1 ve %91±1 olarak hesaplanmıştır.Nanokristal adsorbanlardan uranyum için geri alım denemeleri yapılmış AK-3 adsorbanı dışında diğer adsorbanlar için oldukça yüksek bir geri alım verimi elde edilmiştir.Adsorpsiyon verilerinin, Freundlich ve Dubinin-Radushkevich izoterm modellerine uyduğu belirlenmiş ve termodinamik ? G°, ? H° ve ? S° parametreleri hesaplanmıştır.Uranyumun akaganeite ve goethite nanokristaller tarafından adsorplanmasında farklı metal iyonlarının etkisi incelenmiş ve uranyum alımına matriks ortam etkisi araştırılmıştır. Yapılan denemeler sonucunda, adsorban maddelerin matriks iyonlar ve uranyum arasında seçici davranmadığı görülmüştür.Nanokristal adsorbanlar üzerine uranyum (VI) iyonlarının adsorpsiyonunda, sabit konsantrasyonlarda (0.1M) NO3-, SO42- ve PO43- anyonlarının etkisi araştırılmış ve 0.1M PO43- anyonu içeren çözeltilerden, nanokristal adsorbanların en yüksek uranyum alım verimini gerçekleştirdiği görülmüştür.? -FeOOH ve ? -FeOOH'te U(VI) adsorpsiyonunun kinetiği Lagergren 1.mertebe hız modeli, yalancı 2.mertebe hız modeli, Weber-Morris kinetik modeli ve Reicherberg eşitliği kullanılarak incelenmiş ve adsorpsiyon sürecinin yalancı ikinci dereceden kinetik modele uyduğu görülmüştür. In this study, ironoxyhydroxide nanocrystals, ? -feOOH and ? -FeOOH, were synthesized by using different synthesized methods and uranium effectiveness of the obtained nanocrystals were investigated. The characterization of the synthesized adsorbents have been carried out through SEM, XRD and BET analyses.The parameters such as pH, initial uranium concentration, contact time and temperature those affect adsorption were investigated by the batch method and distribution coefficient (Kd) and adsorption efficiency (%) were calculated. Optimum conditions for adsorption process were determined and adsorption efficiency for these conditions for akaganeite which synthesized with three different method (AK-1, AK-2, AK-3) and goethite ( ? -FeOOH) were calculated as 95±3%, 97±3%, 68±1% and 91±1%, respectively.Desorption tests for uranium from nanocrystal adsorbents were carried out and high desorption efficiency was obtained for the adsorbents except AK-3.Adsorption data were fitted by Langmuir, Freundlich and Dubinin-Radushkevich (D-R) isotherm models and thermodynamic parameters such as ? Go, ? Ho and ? So were calculated.Effect of different metal ions on the adsorption of uranium by akaganeite and goethite nanocrystals was investigated and influence of matrix medium on uranium adsorption was studied. As a result of conducted experiments, it is concluded that adsorbent materials do not show selective behaviour between matrix ions and uranium.The effect of NO3-, SO42- and PO43- anions at constant concentrations (0.1 M) on adsorption of U(VI) ions on nanocrystal adsorbents were investigated and for nanocrystal adsorbents, the highest uranium uptake efficiency is occurred for solutions contain 0.1 M PO43- anion.The adsorption kinetics of ? -FeOOH and ? -FeOOH were investigated by the Lagergren-first-order, pseudo-second-order, intraparticle diffusion models and Reichenberg equation and it is find out that the adsorption process obeys the pseudo-second-order kinetics. 211

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

Turkish International Cooperation Agency.

In this study, applicability of mixed (Th + 233U)O2 fuel in the CANDU reactors and influence on the reactor performance was investigated. In order to achieve this purpose, mixed 98 % ThO2 + 2 % 233UO2 fuel was used. Neutronic data were calculated by using the aid of one dimensional computer system code of SCALE 4.4a. The criticality and the burn-up values of the reactor were been calculated by full power operation for a period of 20 years. The results showed that the during criticality started by k∞=∼1,3 and after the second year it remained above k∞=1,06 for 20 years. Burn-up grades were calculated as 45.216 MW.D/MT after the second year and as 558.061 MW.D/MT after the twentieth year. This study showed that a few percent (2%) fissile izotopes mixed with thorium would make it possible to run the CANDU reactor., Bu çalışmada; (Th+233U)O2 yakıt karışımının CANDU reaktörlerinde kullanılabilirliği ve reaktör başarımına etkisi araştırılmıştır. Bunun için yakıt olarak %98 ThO2 + %2 233UO2 yakıt karışımı kullanılmıştır. Nötronik veriler, tek boyutlu SCALE 4.4a nükleer hesaplama kodu yardımıyla elde edilmiştir. Reaktör kritiklik ve yanma derecesi değerleri tam güçte 20 yıl için hesaplanmıştır. Yapılan hesaplamalar sonucunda, reaktör kritikliğinin k∞=~1,3 le başladığı ve 2. yıl sonundan itibaren 20 yıl boyunca k∞=1,06 sınır değerinin üzerinde olduğu görülmüştür. Yanma derecesi 2. yıl sonunda 45.216 MW.D/MT ve 20. yılın sonunda 558.061 MW.D/MT gibi çok yüksek bir değer elde edilmiştir. Bu çalışma, toryumun çok düşük oranda (%2) fisil izotop karışımlarıyla CANDU reaktörlerinde yakıt olarak kullanılabileceğini göstermektedir.

Bu çalışmada; (Th+233U)O2 yakıt karışımının CANDU reaktörlerinde kullanılabilirliği ve reaktör başarımına etkisi araştırılmıştır. Bunun için yakıt olarak %98 ThO2 + %2 233UO2 yakıt karışımı kullanılmıştır. Nötronik veriler, tek boyutlu SCALE 4.4a nükleer hesaplama kodu yardımıyla elde edilmiştir. Reaktör kritiklik ve yanma derecesi değerleri tam güçte 20 yıl için hesaplanmıştır. Yapılan hesaplamalar sonucunda, reaktör kritikliğinin k∞=~1,3 le başladığı ve 2. yıl sonundan itibaren 20 yıl boyunca k∞=1,06 sınır değerinin üzerinde olduğu görülmüştür. Yanma derecesi 2. yıl sonunda 45.216 MW.D/MT ve 20. yılın sonunda 558.061 MW.D/MT gibi çok yüksek bir değer elde edilmiştir. Bu çalışma, toryumun çok düşük oranda (%2) fisil izotop karışımlarıyla CANDU reaktörlerinde yakıt olarak kullanılabileceğini göstermektedir., In this study, applicability of mixed (Th+233U)O2 fuel in the CANDU reactors and influence on the reactor performance was investigated. In order to achieve this purpose, mixed 98 % ThO2 + 2 % 233UO2 fuel was used. Neutronic data were calculated by using the aid of one dimensional computer system code of SCALE 4.4a. The criticality and the burn-up values of the reactor were been calculated by full power operation for a period of 20 years. The results showed that the during criticality started by k∞=~1,3 and after the second year it remained above k∞=1,06 for 20 years. Burn-up grades were calculated as 45.216 MW.D/MT after the second year and as 558.061 MW.D/MT after the twentieth year. This study showed that a few percent (2%) fissile izotopes mixed with thorium would make it possible to run the CANDU reactor.

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.

The first wall facing with the plasma will be exposed to high energy neutron, gamma ray and charged particle fluxes that originate from the plasma of fusion reactor. In case this first wall is structural material (solid), the highest damage will ocur at this region and the lifetime of the wall will be limited with a few years. In the Advanced Power Extraction (APEX) study, however, the first solid wall facing with the plasma is replaced with fast flowing thin liquid wall the first liquid wall flows very fast and detains charged particles, and followed by the thick liquid wall (blanket) which flows slowly and absorbs generated energy and converts it to heat. This approach has a challenging potential to enhance the vision of fusion by extending the life of the structural material to that of the reactor. In a pure fusion reactor, the 14.1 MeV fusion neutrons are not utilized at their full potential. On the other hand, the hybrid (fusion + fission) solutions try to use the 14.1 MeV neutrons to produce extra neutrons. The best neutron multipliers in this respect seem to be beryllium and uranium-238. These extra neutrons can be used to increase the power produced by fission in the blanket beside tritium production. In the study, the flowing molten salt (i.e., first wall and blanket) composed of Flibe (Li2BeF4) was considered as the main constituent mixed with different mole fractions (0-12%) of heavy metal salt (ThF4 or UF4) to increase the energy multiplication. Self sufficient Tritium Breeding Ratio (>1,05) has been taken into account to determine the upper limit of the fraction of heavy metal salt in the mixture. Design and calculations of APEX were carried out as 3-D torus by using MCNP-4B computer code. Plasma was designed as neutron source that the inner surface of first liquid wall exposed to neutrons homogeneously and the calculations were conducted with the fusion neutron spectrum of D-T reaction. The results showed that by using 12 % natural uranium in the molten salt mixture the generated energy in the hybrid reactor increased about 35 % in comparison with the pure fusion reactor. It was also seen that natural uranium has much better energy multiplication affect comparing to thorium.

Adsorption of uranium from aqueous solutions using activated carbon was investigated. Olive stones were selected as a starting material for the preparation of activated carbon. Adsorption experiments were carried out by batch technique. Starting material/activating agent (ZnCh) ratio of 1:2 and 600°C carbonization temperature were used for the preparation of adsorbent. The adsorption of uranium was studied as a function of shaking time, pH, initial uranium concentration and temperature. The optimum conditions were found as 5 minutes shaking time, pH 6, 25 ppm uranium concentration, and 30°C temperature. The uranium adsorption efficiency was found to be 94±5 % applying these determined optimum conditions. International Atomic Energy Agency

Lisansüstü tezlerin elektronik ortamda toplanması, düzenlenmesi ve erişime açılması konusuna ilişkin yök'ün 18.06.2018 tarihli yönergesine istinaden artık bu tarihten sonra gizlilik şartı aranmayan bütün tezler erişime açılacaktır. Güneydoğu Anadolu Bölgesinde bulunan asfaltit küllerinde önemli miktarlarda Molibden, Vanadyum, Uranyum ve Nikel'in bulunduğu bilinmektedir. Bu çalışma, Şırnak ve Silopi yörelerinde bulunan asfaltitlerden elde edilen küllerde bulunan bu elementlerin endüstriyel ölçekte kazanılmalarını mümkün kılacak bir hidrometalurjik yöntem geliştirme amacı ile yapılmıştır. Bu yörelerden elde edilen asfaltitler evvela 900°C 'de kül fırınında 4 saat tutulmuş ve -100 mesh'e kadar öğütülmüştür. ilk aşamada, kül farklı konsantrasyonlarda H2S04 ile karıştırılarak farklı sıcaklıklarda otoklav koşullarında reaksiyona sokulmuştur. Daha sonra bu karışım su ile işleme sokularak çözeltiye geçen Uranyum, Molibden, Vanadyum, Nikel ve Titan değerleri analizle tespit edilmiştir. Bu şekilde yapılan bir seri çalışmalar sonucunda bu elementlerin maksimum oranda çözeltiye alınabildiği optimum koşullar saptanmıştır. Optimum koşul, 100 g kül ve 90 mL 15 M H2SO4 karışımının 225°C sıcaklıkta 100 dakika tutulması ile elde edilmiştir. Bu koşullarda yapılan çalışma sonucunda elde edilen karışımın su ile işleme sokulması sonucu çözeltiye % 99,50 Molibden, %100.00 Vanadyum, %100.00 Uranyum, % 99.96 Nikel, % 100.00 Titan' m geçtiği görülmüştür. Bundan sonraki aşamada, sıvı-sıvı ekstraksiyonu ile çözeltiden molibden, vanadyum ve uranyum'un ayrılması için çalışmalar sürdürülmüştür. Bu amaçla, Alamine 336 ekstraktan olark kullanılmıştır. Ekstraksiyon çalışmalarında sıcaklık, süre ve karıştırma hızı sabit tutularak molibden, vanadyum, uranyum'un organik faza alınabildiği koşullar saptanırken, çözeltide bulunan Nikel, Titan, Demir, Alüminyum ve diğer katyonların sulu fazda kaldığı tespit edilmiştir. Bu çalışmalarla külün doğrudan H2SO4 ile işleme sokulması ve arkasından sıvı-sıvı ekstraksiyonu ile Molibden, Vanadyum, Uranyum'un ayrılması için yapılan işlemlerin zor ve sonucun ekonomik olmaması nedeni ile uygulamanın alternatif bir yöntemle sürdürülmesi yoluna gidilmiştir. Bu nedenle, flotasyonla bu elementlerin konsantre faza alınabilmesi için çeşitli çalışmalar yapılmıştır. Külün doğrudan flotasyonunda bu elementlerin zenginleştirilemediği görülmüş, bunun üzerine farklı bir flotasyon uygulamasına gidilmek amacıyla kül üzerinde flotasyon öncesi yüzey özelliklerini değiştirmek için farklı koşullarda sülfürleme işlemine tabi tutulmuştur. Bu şekilde elde edilen sülfürlenmiş örneklerin flotasyonu ile bu elementlerinzenginleştirilmesi için optimum sülfürleme ve flotasyon koşullan belirlenmiştir. Bu koşullar altında yapılan çalışmalarla %0.05 Uranyum, %0.33 Molibden, %0.46 Vanadyum, %0.45 Nikel bulunan orjinal kül örneği flotasyon ile yapılan zenginleştirme sonucunda Uranyum, Molibden, Vanadyum ve Nikel değerleri yaklaşık 12 kat deriştirilmiştir. Elde edilen konsantredeki Uranyum %0.62, Molibden %3. 73, Vanadyum % 6.90 ve Nikel %5.42 seviyesine, gelmiştir. Bu örnekten sırasıyla Uranyum, Nikel, Molibden, Vanadyum kazanılması için çeşitli ayırma yöntemleri uygulanmıştır. Bunun için önce Nikel'in ayrılması yoluna gidilmiştir. Katı örnek, FeS eşliğinde kavrularak Nikel'in NİSO4 şeklinde çözeltiye alınmasına çalışılmıştır. Çözeltiye alınan Nikel yanında eser miktarda Uranyum ve Molibden'in de geçtiği görülmüştür. Bundan sonra, konsantre üzerinde ilk işlem olarak Uranyum'un çözelti ortamına alınması yoluna gidilmiştir.Bu da (NH)4C03 ekstraksiyonu ile gerçekleştirilmiştir. Bu işlemle Uranyum'un çözeltiye alınması için optimum koşullar belirlenmiş, bu ekstraksiyonla Uranyum'un tamamı çözeltiye alınırken bununla beraber örnekte bulunan Alüminyum'un da çözelti ortamına geçtiği görülmüştür. Daha sonra çözeltiden Alüminyum ayrılması gerçekleştirilmiştir. Bu şekilde Uranyum ayrıldıktan sonra,geriye kalan örnekteki Nikel'in ayrılması için tekrar FeS eşliğinde kavrulma işlemi yapılmış, Nikel'in çözelti ortamına alınması için optimum koşullar belirlenmiştir. Buraya kadar yapılan işlemler sonucunda,başlangıçta konsantrede bulunan Molibden, Titan, Demir ve Vanadyum'un tümünün katı fazda kaldığı tespit edilmiştir. Nikel'in ayrılmasından sonra geriye kalan örnek,değişik oranlarda H2SO,ı ile otoklav ortamında işleme tabi tutulmuş, Molibden,Titan ve Demir'in tamamının çözelti ortamına alındığı koşullarda Vanadyum'un V4O10.5H2O şeklinde katı fazda kaldığı saptanmıştır. Çözeltiye alınan Molibden,sıvı-sıvı ekstraksiyonu ile Titan ve Demirden uzaklaştırılmış,organik faza alınan Molibden daha sonra elüe edilerek organik fazdan ayrılmıştır. Bunun için optimum ekstraksiyon ve elüsyon koşullan saptanmıştır. Bütün analizler Jobin Yvon JY 24 Model ICP-AES ile yapılmıştır.

I. Avrasya Nükleer Bilimler ve Uygulamaları Konferansı : 23-27 Ekim 2000. İzmir, Türkiye.

I. Avrasya Nükleer Bilimler ve Uygulamaları Konferansı : 23-27 Ekim 2000. İzmir, Türkiye.

TENMAK D.N.. 7898 Fakirleştirilmiş (0.36 % U235) uranyum-LG numunenin kompozisyonunu ve kristal partiküllerinin dağılım düzgünlüğünü tayin etmek için x-ışınları incelemesi yapılmıştır. İncelemeler göstermektedir ki nümunenin kompozisyonu; metalik uranyum ve bazı uranyum oksitlerinden ibarettir. Yapılan incelemeler, nümunedeki kristalit dağılımının homojen olduğunu, fakat nümunenin karışık kompozisyonundan dolayı nötron difraksiyonu çalışmalarında kullanmak için elverişli olmadığını da göstermektedir. In order to determine the composition and the uniformity of the powder crystal distribution of depleted (0.36 % U235) uranium-LG sample, x-ray investigations have been performed. The composition of the sample has been determined as uranium and some of the uranium oxides. The investigations also showed that the distribution of the crystallites is uniform, but the sample is not suitable for neutron aiffraction studies because of its composition.

Uranyumun gecikmeli nötron sayımına dayanan tekrarlı termal nötron aktivasyon yöntemi ile analizi teorik olarak incelendi. Maksimum dedektör sayımını veren optimum zamanlama parametreleri elde edildi. Bu parametreler, maksimum dedektör sayımının % 95 ve % 90'ı için de araştırıldı. Son olarak, uranyumun adı geçen yöntem ile dedeksiyon limiti üzerinde hesaplamalar yapıldı. A theoretical treatment of cyclic activation analysis of uranium employing a thermal neutron source and delayed neutron counting is given. Optimum timing parameters for the maximum detector response are obtained. Cycle optimization for 95 % and 90 % of the maximum detector response is also examined. Estimated detection limits based on the realistic values of the thermal neutron flux and detection efficiency are presented.