دانشکدهی مهندسی مکانیک
پایان نامهی کارشناسی ارشد رشته مهندسی هستهای (راکتور)
بررسی پخش مواد رادیواکتیو از یک راکتور هستهای فرضی MW 5 در شرایط بهره برداری عادی و بعد از وقوع یک حادثه در سطح شهر تهران
به کوشش
پرستو روستازاده شیخ یوسفی
استادان راهنما:
دکتر کمال حداد
دکتر سید امیرحسین فقهی
شهریور ماه 1392
به نام خدا
اظهار نامه
اینجانب پرستو روستازاده شیخ یوسفی به شماره دانشجویی (890902) دانشجوی رشته مهندسی هستهای گرایش راکتور، اظهار میدارم که این پایاننامه حاصل پژوهش خودم بوده و در جاهایی که از منابع دیگران استفاده نمودهام، نشانی دقیق و مشخصات کامل آن را نوشتهام. همچنین اظهار می دارم که پژوهش و موضوع پایاننامهام تکراری نیست و تعهد مینمایم که بدون مجوز دانشگاه دستاوردهای آن را منتشر ننموده و یا در اختیار غیر قرار ندهم. کلیه حقوق این اثر مطابق با آییننامه مالکیت معنوی و فکری متعلق به دانشگاه شیراز میباشد.

نام و نام خانوادگی: پرستو روستازاده شیخ یوسفی
تاریخ و امضاء: 27/6/1392
چکیده
بررسی پخش مواد رادیواکتیو از یک راکتور هستهای فرضی MW5 در شرایط بهرهبرداری عادی و بعد از وقوع یک حادثه در سطح شهر تهران
به کوشش:
پرستو روستازاده شیخ یوسفی
اولین و مهمترین مسیر پخش و انتشار آلایندههای خارج شده از راکتورهای هستهای، در عملکرد عادی و پس از وقوع حادثه، جو زمین میباشد. هدف از این مطالعه، تعیین میزان غلظت و تهنشست هستههای پرتوزا در دو سناریوی عملکرد عادی راکتور و سناریوی وقوع حادثه میباشد. در این تحقیق شبیهسازیها در دورهای هشت ساله انجام شده و با استفاده از چشمههای انتخاب شده از FSAR راکتور تحقیقاتی و کد محیطی HYSPLIT محاسبات مربوطه به توزیع غلظت و تهنشست انجام شد. در محاسبات از دادههای هواشناسی NOAA (GDAS) استفاده گردید. در ادامه دز معادل موثر کل سالانه (TEDE)، از دو مسیر استنشاق و پرتوگیری خارجی، با استفاده از روش به کار رفته در 12 FGRو 25ICRP و ضرایب تبدیل دز (DCFS) با استفاده از نرمافزار اکسل محاسبه شد. در نتیجهی این تحقیق، میزان TEDE در سناریوی عملکرد عادی راکتور و پس از وقوع حادثه احتمالی کمتر از میزان دز معادل موثر سالانه پذیرفته شده توسط کمیسیون بینالمللی حفاظت در برابر تابش (ICRP) به دست آمد.
کلمات کلیدی: تهنشست، غلظت، دز، HYSPLIT، پخش اتمسفریک
فهرست مطالب
عنوان صفحه
فهرست مطالب‌ه
فصل اول1
مقدمه2
1-1- مشخصات راکتور مورد مطالعه در عملکرد عادی6
1-2- مشخصات راکتور مورد مطالعه در حالت حادثه7
1-2-1- نوع راکتور7
1-2-2- پارامترهای قلب راکتور7
1-2-3- سیستم خنککننده10
1-3- اصول فیزیکی و تئوری پراکندگی11
1-3-1- فرآیند انتقال و مسیر حرکت11
1-3-2- پخش توسط گردابهای آشفتگی12
1-3-3- فرآیندهای تعدیل مانند فرسایش13
1-4- مدلهای پراکندگی جوی14
1-5- سمیت پرتویی15
1-6- تابش و اصطلاح دز19
1-6-1- دز جذبی19
1-6-2- دز معادل19
1-6-3- دز موثر20
1-6-4- دز معادل موثر جمعی20
1-6-5- دز معادل تجمعی20
1-6-6- ارتفاع گیرنده دز21
1-7- راههای پرتوگیری21
1-7-1- دز ناشی از استنشاق24
1-7-2- دز ناشی از بلع25
1-7-3- مسیرهای پرتوگیری خارجی27
1-7-3-1- پرتوگیری خارجی از توده پرتوزا27
1-7-3-2- پرتوگیری خارجی از پرتوزایی تهنشست شده28
1-8- ضرورت حفاظت در برابر تابش31
1-8-1- استانداردهای حفاظت در برابر اشعه32
1-8-2- کمیسیون بینالمللی حفاظت پرتوشناختی (ICRP)33
1-8-3- سازمان بینالمللی انرژی اتمی34
1-8-4- شورای ملی اندازهگیریها و حفاظت در برابر تابش34
1-8-5- معیارهای اصلی ایمنی تابش34
فصل دوم36
مروری بر تحقیقات انجام شده37
فصل سوم41
تئوری انواع مدلهای پخش42
3-1- تعریف پایداری43
3-2- روشهای اندازهگیری آشفتگی44
3-2-1- اندازهگیری اویلرین44
3-2-2- اندازهگیری لاگرانژین 45
3-2-3- نسبت زمان لاگرانژین به اویلرین (β)45
3-3- مدلهای پراکندگی مواد47
3-3-1- مدل ستونی گوسی برای چشمههای پیوسته47
3-3-1-1- شکل مدل گوسی48
3-3-1-2- محاسبه مقدار پارامترهای پراکندگی yσ و zσ49
3-3-1-2-1- روش پاسکال49
3-3-1-2-2- روش گرادیان دمای عمودی49
3-3-1-2-3-روش عدد ریچاردسون49
3-3-1-3-تغییر سرعت باد با ارتفاع50
3-3-2- مدل آماری پخش برای چشمههای نقطهای پیوسته50
3-3-2-1- محاسبه ضریب همبستگی در لایههای مرزی51
3-3-3- مدلهای مسیر ذرات مونت کارلو برای پخش54
3-3-4-پخش پف55
3-3-4-1- محاسبه پارامتر پف57
3-3-4-1-1-رویکرد آماری57
3-3-4-1-2-رویکرد همانندی58
3-3-4-2-کاربردها60
3-3-5- مدلهای همانندی پخش61
3-3-6-مدلهای پخش نواحی شهری62
فصل چهارم63
توصیفی از مدل نرمافزاری HYSPLIT64
4-1- ویژگیهای مدل HYSPLIT65
4-2- فایلهای ورودی هواشناسی66
4-3- محاسبه ناهمواریها توسط HYSPLIT67
4-4- سایر پارامترهای ورودی مورد استفاده در مدل HYSPLIT69
4-4-1- تهنشست خشک69
4-4-2- تهنشست مرطوب70
4-4-3- ثابت قانون هنری71
4-4-4- باز تعلیق ذرات تهنشست شده71
4-4-5- چگالی، شکل و قطر ذرات71
4-5- روش محاسبه غلظت هوا در HYSPLIT72
4-6- ساختن ورودی برای مدل HYSPLIT74
4-6-1- ورودی گرافیکی74
4-6-2- ورودی متنی79
فصل پنجم81
مراحل انجام کار82
5-1- تفاوتهای کلی بین دو سناریوی عادی و حادثه83
5-2- محاسبه ارتفاع موثر دودکش (بر اساس مومنتوم)83
5-2-1-تاثیر ارتفاع موثر دودکش در توزیع غلظت85
5-3- بازه زمانی انجام محاسبات85
5-4- انتخاب زمانهای (روزهای) اجرای برنامه86
5-5- محاسبه دز معادل موثر کل سالانه87
5-6- مشخصات سایتهای هستهای مورد بررسی88
5-7- شبیهسازی و محاسبات در عملکرد عادی راکتور88
5-7-1- چشمه تابشی89
5-7-2- ارتفاع موثر در عملکرد عادی راکتور89
5-7-3- انتخاب بدترین روز از نظر فیزیک بهداشت90
5-7-4- محاسبه دز دریافتی افراد در حالت عملکرد عادی راکتور91
5-8- شبیهسازی و محاسبات پس از وقوع حادثه92
5-8-1- سناریوی حادثه92
5-8-2- چشمه تابشی94
5-8-3- ارتفاع موثر98
فصل ششم99
نتایج و بحث100
6-1- نتایج شبیهسازیها در عملکرد عادی راکتور100
6-1-1- نتایج مربوط به شبیهسازی در تاریخ 9/1/2007102
6-1-2- نتایج مربوط به شبیهسازی در تاریخ 15/5/2009103
6-1-3- نتایج مربوط به شبیهسازی در تاریخ 19/7/2008104
6-1-4- نتایج مربوط به شبیهسازی در تاریخ 5/11/2010105
6-2- نتایج فاز اول شبیهسازیها در سناریوی وقوع حادثه106
6-3- نتایج فاز دوم شبیهسازیها در سناریوی وقوع حادثه107
6-3-1- نتایج مربوط به شبیهسازی پس از وقوع حادثه در 8/1/2006 (ژانویه)108
6-3-2- نتایج مربوط به شبیهسازی پس از وقوع حادثه در 9/2/2006 (فوریه)110
6-3-3- نتایج مربوط به شبیهسازی پس از وقوع حادثه در 5/3/2012 (مارس)111
6-3-4- نتایج مربوط به شبیهسازی پس از وقوع حادثه در 18/4/2012 (آوریل)114
6-3-5- نتایج مربوط به شبیهسازی پس از وقوع حادثه در 23/5/2006 (می)116
6-3-6- نتایج مربوط به شبیهسازی پس از وقوع حادثه در 15/6/2009 (ژوئن)118
6-3-7- نتایج مربوط به شبیهسازی پس از وقوع حادثه در 25/7/2012 (جولای)120
6-3-8- نتایج مربوط به شبیهسازی پس از وقوع حادثه در 25/8/2010 (آگوست)122
6-3-9- نتایج مربوط به شبیهسازی پس ازوقوع حادثه در 22/9/2011 (سپتامبر)124
6-3-10- نتایج مربوط به شبیهسازی پس از وقوع حادثه در 13/10/2006 (اکتبر)126
6-3-11- نتایج مربوط به شبیهسازی پس از وقوع حادثه در 10/11/2009 (نوامبر)128
6-3-12- نتایج مربوط به شبیهسازی پس از وقوع حادثه در 26/12/2009 (دسامبر)130
6-4- نتیجهگیری و پیشنهادات132
مراجع134
پیوست الف: نرمافزارهای مختلف برای تخمین غلظت آلایندههای جوی137
فهرست اشکال
شکل صفحه
شکل 1-1. چیدمان قلب راکتور 8
شکل 1-2. قلب راکتور قبل از قرارگیری سوخت9
شکل 1-3. قرار دادن یک وسیله آزمایشگاهی درون قلب10
شکل 1-4. نمای کلی مدل پرتوگیری23
شکل 3-1. توضیح شرایط پایدار، طبیعی، ناپایدار44
شکل 3-2. سیستم اندازهگیری باد با روش های اویلرین و لاگرانژین45
شکل 3-3. گردباد بزرگ با شعاع R در حال نزدیک شدن به بادسنج نصب شده روی یک برج46
شکل 3 4. نشاندهنده مفاهیم مهم در مدل پولوم گوسی48
شکل 3-5. جهت گیری گامهای m و n در مساله مونت کارلو51
شکل 3-6. مسیرهای دنبال شده توسط ده ذره نوعی در روش تیلور52
شکل 3 7. حل تحلیلی معادله تیلور با فرض (t)=exp⁡(-t/T)54
شکل ‏08. شکلهای پولوم نسبت به زمان نمونهبرداری (T_s) و زمان سفر (t)56
شکل 4-1. وارد شدن به مدل74
شکل 4-2. وارد شدن به Setup Run برای وارد کردن داده های مورد نیاز75
شکل 4-3. صفحه اصلی ورودی داده های هواشناسی و زمان های مورد نیاز و مشخصات هستههای پرتوزا75
شکل 4-4. تعیین روش حرکت عمودی توده76
شکل 4-5. تعیین مقادیر مربوط به آلاینده ها، گریدبندی و ته نشست هسته های پرتوزا76
شکل 4-6. تعریف آلاینده ها (نام، آهنگ انتشار، تعداد ساعات انتشار و زمان شروع انتشار)77
شکل 4-7. تعیین مشخصات کلی گریدها وتعیین نوع خروجی78
شکل 4-8. پارامترهای مربوط به ته نشست خشک و مرطوب و ضریب بازتعلیق79
شکل 4-9. نمونهای از فایل ورودی مدل HYSPLIT80
شکل 5-1. ارتفاع فیزیکی و موثر دودکش84
شکل 6-1. غلظت (Bq/m3) ناشی از کل هسته های پرتوزا در عملکرد عادی راکتور در ارتفاع 5/1 متری از سطح زمین در 9/1/2007102
شکل 6-2. غلظت (Bq/m3) ناشی از کل هسته های پرتوزا در عملکرد عادی راکتور در ارتفاع 5/1 متری از سطح زمین در 15/5/2009103
شکل 6-3. غلظت (Bq/m3) ناشی از کل هسته های پرتوزا در عملکرد عادی راکتور در ارتفاع 5/1 متری از سطح زمین در 19/7/2008104
شکل 6-4.غلظت (Bq/m3) ناشی از کل هسته های پرتوزا در عملکرد عادی راکتور در ارتفاع 5/1 متری از سطح زمین در 5/11/2010105
شکل 6-5. توزیع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 8/1/2006 (ژانویه)108
شکل 6-6. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 8/1/2006 (ژانویه)108
شکل 6-7. توزیع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 9/2/2006 (فوریه)110
شکل 6-8. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 9/2/2006 (فوریه)110
شکل 6-9. توزیع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 5/3/2012 (مارس)112
شکل 6-10. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 5/3/2012 (مارس)112
شکل 6-11. توزیع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 18/4/2012 (آوریل)114
شکل 6-12. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 18/4/2012 (آوریل)114
شکل 6-13. توزیع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 23/5/2006 (می)116
شکل 6-14. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 23/5/2006 (می)116
شکل 6-15. توزیع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 15/6/2009 (ژوئن)118
شکل 6-16. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 15/6/2009 (ژوئن)118
شکل 6-17. توزیع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 25/7/2012 (جولای)120
شکل 6-18. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 25/7/2012 (جولای)120
شکل 6-19. توزیع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 25/8/2010 (آگوست)122
شکل 6-20. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 25/8/2010 (آگوست)122
شکل 6-21. توزیع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 22/9/2011 (سپتامبر)124
شکل 6-22. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 22/9/2011 (سپتامبر)124
شکل 6-23. توزیع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 13/10/2006 (اکتبر)126
شکل 6-24. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 13/10/2006 (اکتبر)126
شکل 6-25. توزیع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 10/11/2009 (نوامبر)128
شکل 6-26. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 10/11/2009 (نوامبر)128
شکل 6-27. توزیع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 26/12/2009 (دسامبر)130
شکل 6-28. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 26/12/2009 (دسامبر)130
فهرست جداول
جدول صفحه
جدول 1-1. طبقه بندي عناصر پرتوزا از نظر سميت پرتوي18
جدول 1-2. ثابت واپاشی و ضرایب تبدیل دز30
جدول 3-1. اندازه گردباد چرخشی در دو مدل پف و پولوم58
جدول 3-2. مقایسه دو روش پف و پولوم از نظر زمانی59
جدول 4-1. بعضی از پارامترهای موجود در فایل های هواشناسی جهانی GDAS68
جدول 4-2. سرعت ته نشست خشک برای سطوح مختلف و گروه های ایزوتوپی مختلف70
جدول 5-1. نرخ انتشار مواد رادیواکتیو در عملکرد عادی راکتور تحقیقاتی مورد نظر89
جدول 5-2. مشخصات هندسی دودکش90
جدول 5-3. موجودی محصولات شکافت قلب راکتور97
جدول 5-4. کسرهای آزادسازی محصولات شکافت98
جدول 6-1. غلظت در بدترین روزها در عملکرد عادی راکتور (Bq/m3)101
جدول 6-2. مجموع غلظت ناشی ازسزیم-137 و ید-131 برای روزهایی با بیشترین مقدار غلظت106
جدول 6-3. مقادیر و فواصل تقریبی دز بیشینه در بدترین روزهای هر ماه بعد از وقوع حادثه131
فهرست نمودارها
نمودار صفحه
نمودار 6-1. نحوه توزیع دز معادل موثر در سناریوی عملکرد عادی راکتور در 9/1/2007102
نمودار 6-2. نحوه توزیع دز معادل موثر در سناریوی عملکرد عادی راکتور در 15/5/2009103
نمودار 6-3. نحوه توزیع دز معادل موثر در سناریوی عملکرد عادی راکتور در 19/7/2008104
نمودار 6-4. نحوه توزیع دز معادل موثر در سناریوی عملکرد عادی راکتور در 5/11/2010105
فصل اول
مقدمه
مواد پرتوزای طبیعی از بدو تشکیل کره زمین در آن وجود داشته است. ولی با توسعه فنآوری و بهرهبرداری انسان از آن، منابع پرتوزای ساخت دست بشر، در محیط زیست رو به افزایش گذاشته و مواد پرتوزای مصنوعی که در نتیجهی فعالیتهای بشری در رشتههای گوناگون هسته ای می باشد، به محیط زیست وارد شده، و به نحوی جزء آلاینده های غذایی، آشامیدنی و هوای تنفس موجودات زنده و به ویژه انسان محسوب میگردند.
به منظور حفاظت رادیولوژیکی محیط زیست و به تبع آن حفاظت رادیولوژیکی موجودات زنده به ویژه انسان، شناسایی توام اکوسیستم (مناطق خاص زندگی که در آن گیاهان و جانواران محیط اطراف خود را تقسیم میکنند) و منابع پرتوزا و نحوه عملکرد، جابجایی، توزیع و رفتار هسته های پرتوزا در اجزای اکوسیستم، ضروری است.
به طور کلی هدف از حفاظت رادیولوژیکی، پایش انسان و محیط زیست در برابر عملکرد مواد پرتوزای طبیعی و مصنوعی موجود در محیط میباشد و منظور از تحقیقات در این زمینه، پیشبینی مسیرهای راهیابی مواد پرتوزا به محیط زیست و تخمین میزان دز دریافتی توسط مردم در مناطق مختلف است تا بتوان میزان خطر ناشی از پرتوگیریهای داخلی و خارجی را تعیین کرد.
بنابراین مطالعات و بررسی مداوم، جهت تعیین عملکرد مواد پرتوزا در محیط زیست مورد نیاز می باشد، تا نتیجه مطلوب و اطلاعات مورد نظر حاصل شود. بدین ترتیب حفاظت رادیولوژیکی محیط زیست به عنوان یک ضرورت اجتنابناپذیر جهت تنظیم اکوسیستم و جلوگیری از پرتوگیری ناخواسته مطرح می باشد.
یکی از این منابع پرتوزایی ساخت بشر، راکتورهای هستهای هستند که در خلال کار عادی، کسر کوچکی از مواد پرتوزا را از طریق هوا به محیط زیست وارد میکنند.
انرژی هسته ای در سال های اخیر به دلایل زیر تبدیل به یک منبع مهم انرژی شده است:
تقاضای رو به رشد برای توان الکتریکی
افزایش رقابت جهانی برای سوخت های فسیلی
نگرانی درباره تابش گازهای گلخانه ای و تاثیر آن روی گرمایش زمین
نیاز برای استقلال انرژی
بنابراین در عصر حاضر انرژی هسته‌ای لازمه پیشرفت و خودکفایی هر کشوری است و در این بین ایران نیز از این قائده مستثنی نیست. از اینرو، گسترش علوم و فنون هسته‌ای و بومیسازی این فناوری، از اولویت‌های نظام جمهوری اسلامی می‌باشد. با توجه به نیاز کشور به تولید رادیوایزوتوپ‌ها و رادیوداروها جهت درمان بیماران و همچنین تولید برق، ساخت راکتورهای تحقیقاتی و نیروگاه‌های هسته‌ای در کنار راکتورهای موجود، ضروری به نظر می‌رسد. بدین منظور و در راستای سندهای چشم انداز توسعه کشور، ساخت راکتورهای هسته‌ای تا توان2000 مگا وات در دستور کار قرار گرفته است.
اگرچه یک نیروگاه هسته ای، یک منبع خوب انرژی است و عمدتا تهدیدی برای محیط زیست به شمار نمی آید، ولی چنانچه حادثه ای مهم برای راکتور رخ دهد، میتواند منجر به یک فاجعه بشری شود. بنابراین خطر آزادسازی تصادفی مواد رادیواکتیو به محیط زیست میتواند پیامد مهم استفاده از نیروگاه‌های هسته ای باشد.
موارد متعددی از حوادث راکتورهای هسته ای وجود دارد، مانند:
چاک ریور1 در کانادا (1952)
آیداهو فالا2 در آمریکا (1957)
تری مایل آیلند3 در آمریکا (1979)
چرنوبیل در اوکراین (1986)
از بین این حوادث، حادثه چرنوبیل به طور کلی ادراک بشر را از ریسک تابشی4 دگرگون کرد. در 26 آوریل 1986 در اوکران حادثه ای مهم رخ داد که در نتیجهی آن یک مقدار زیادی ماده رادیواکتیو به اتمسفر آزاد شد که این مواد رادیواکتیو در شمال و جنوب اروپا و همچنین در کانادا و ایالات متحده آمریکا حس شد. تنها نیمهی جنوبی کره زمین آلوده نشد. این حادثه نشان داد که در صورت وقوع یک حادثه مهم و بزرگ هسته ای، نه تنها مکانی که در آن حادثه رخ داده است، بلکه اطراف آن نیز می تواند تحت تاثیر قرار گیرد.
به هر حال راکتور‌های هسته ای، ذرات رادیواکتیو مایع و گازی ساطع میکنند و از آن جائیکه اثرات تابشها به طور خاص یک نگرانی مهم برای مردم و کشور است، ایمنی هستهای و محافظت انسان و طبیعت در برابر اشعه یونیزان موضوع مهمی است. البته قابل ذکر است که راکتورهای هستهای به گونه ای کاملا دقیق طراحی، ساخت و مانیتور می شوند که تا حد امکان از آزادسازی مواد رادیواکتیو جلوگیری شود.
راکتورهای هسته‌ای به طور معمول و یا در اثر نقص سیستم‌های ایمنی و همچنین در اثر سوانح هسته‌ای و بلایای طبیعی، رادیونوکلوئیدهایی را از طریق سیستم تهویه در محیط آزاد میکنند و موجب افزایش دز محیط اطراف راکتور می‌شوند. پارامترهای مختلفی در میزان توزیع و نحوه انتشار مواد رادیواکتیو خروجی از راکتورها نقش دارند؛ شکل و حالت مواد رادیواکتیو خروجی، کیفیت فیلترهای جذب و سیستم‌ تهویه، ارتفاع دودکش، سرعت باد، میزان بارندگی سالیانه منطقه، شرایط آب و هوایی محیط، ارتفاع ساختمان‌های ساکنین اطراف راکتور از آن جمله‌اند.
هدف در طراحی راکتورهای هسته ای، کنترل کردن واکنش های زنجیره ای و همچنین اطمینان از وجود تغییرات کم در توان خروجی و یا تغییرات مجازی که در زمان های زیاد (دهها ثانیه) در توان خروجی ایجاد می شوند، می باشد.
اگر نقصی در راکتور رخ دهد که تغییرات توان بسیار سریع باشد، یک حالت گذرا را در راکتور ایجاد میکند و متاسفانه راکتورها طوری طراحی میشوند که با افزایش زمان ناشی از تغییرات توان، ممکن است قلب راکتور ذوب شده و یا حالت یکپارچه خود را از دست دهد. انتقال سریع گرما به یک خنککننده5 مایع، میتواند موجب افزایش در فشار شود که ممکن است آسیب ساختاری شدید به راکتور (مانند حادثه چرنوبیل) را به همراه داشته باشد. بنابراین واضح است که ریسک، همواره در بهره برداری یک راکتور هستهای به مانند سیستم های پیچیده دیگر مثل نیروگاههای شیمیایی و یا پالایشگاههای نفتی، باید در نظر گرفته شود. اما آن چه راکتور هستهای را با دیگر نمونه های ذکر شده متفاوت می سازد این است که اگر نقصی در سیستم های راکتور رخ دهد، ممکن است باعث انتشار مقادیر زیادی از مواد رادیواکتیو به محیط خارج شود و اثرات یک رویداد و یا حادثه در راکتور هستهای میتواند تا هزاران کیلومتر مربع از اطراف نیروگاه را تحت شعاع خود قرار دهد، در حالی که حوادث شیمیایی، چه در بعد مسافت و چه از نظر مدت زمان و یا دوره طولانی آلودگی، اغلب نمیتوانند با حوادث هستهای که در راکتور هسته ای رخ میدهد، مقایسه شوند.
ملاک ICRP برای تعیین میزان تابشهای حرفه ای این است که ریسک متوسط به پرتوکاران نباید بیشتر از ریسک متوسط کارکنان صنایع متعارف و امن باشد. ضمن این که حداکثر دز معادل سالانه در حد 50 میلیسیورت است، ICRP می تواند میانگین دز معادل سالانه را برابر با یک دهم حد بالا فرض کند. کارکنان نیروگاه هسته ای، در حدود 5/1 میلیسیورت در سال دریافت میکنند که معادل ریسک سالانه ای در حدود 1 مورد در 30000 می باشد. با آمیختن تصادفات معمول و ریسکهای مربوط به اشعه، در مجموع ریسک سالانه مرگ برای کار در نیروگاه، برابر با 1 در 1200 می شود.
موارد ایمنی مربوط به حفاظت از پرتوگیری کارکنایی که در معرض مواد و پسماندهای رادیواکتیو قرار دارند، باید با دقت، کنترل و مانیتورینگ شود. بنا به توصیه 26ICRP در خصوص پرتوگیری افراد، تابش تک تک افراد جامعه و دز دسته جمعی مردم ناشی از پسماندهای رادیواکتیو باید به حدی پایین باشد که از نظر منطقی قابل دستیابی گردد و نیز با توجه به ملاحضات اقتصادی و اجتماعی کاهش داده شود.
در سایت یک راکتور هستهای، نظارت و کنترل مقادیر دز مجاز در قسمتهای مختلف توسط بخش فیزیک بهداشت هم در داخل سایت و هم در خارج سایت انجام میشود، تا اطمینان حاصل شود که عملیات نیروگاه از نظر مسائل حفاظتی مربوط به پرسنل داخل سایت و افراد جامعه در بیرون سایت به صورت امن و بیخطر انجام می شود.
بدین منظور تحلیل حوادث احتمالی که منجر به خارج شدن مواد رادیواکتیو به محیط میشوند، جهت به دست آوردن نحوه پخش و توزیع مواد رادیواکتیو و اندیشیدن تمهیداتی متناسب با مقادیر مختلف آلودگی در مرحله بعد از تحلیل حوادث، الزامی می باشد.
در بهرهبرداری از یک راکتور هستهای، سیستمهای کنترلی و حفاظتی متنوعی طراحی میشوند که در نهایت قلب راکتور به عنوان اصلیترین منبع رادیواکتیو، محافظت شده و از ذوب شدن آن جلوگیری خواهد شد.
در حال حاضر بیش از 300 راکتور تحقیقاتی در سراسر جهان موجود می باشند که بیش از 50 نوع آنها شامل راکتورهای تریگا 6 و بقیه شامل راکتورهای شناور در استخرهای آب سبک و همچنین راکتورهای آب سنگین تحت فشار با گردش جریان تحمیل شده7 و قدرت های حرارتی در حدود ده مگاوات یا بیشتر هستند.
راکتورهای مورد مطالعه در این تحقیق یک راکتور تحقیقاتی است که قدرت حرارتی این راکتور 5 مگاوات می باشد.
1-1- مشخصات راکتور مورد مطالعه در عملکرد عادی
راکتور مورد مطالعه در عملکرد عادی، یک راکتور تحقیقاتی 5 مگاواتی فرضی از نوع استخری با آب سبک به عنوان کندکننده می باشد. سوخت مورد استفاده در این راکتور از نوع سوخت جامد ناهمگن است و آب در آن هم به عنوان خنککننده و هم حفاظ مورد استفاده قرار می گیرد. موارد استفاده این راکتور در کارهای پژوهشی، کارآموزی، آموزشی و همچنین برای تولید رادیوایزوتوپ ها میباشد. این راکتور تحقیقاتی میتواند در فیزیک، شیمی، مهندسی و صنعت مورد استفاده قرار گیرد. نوع سوخت این راکتور، اورانیوم با غنای 20 درصد که به صورت پودر U3O8 در آلومینیوم خالص پخش شده است، میباشد. سیستم خنککننده راکتور شامل سیستم های اولیه، ثانویه و سیستم پالایش می باشد ]1[.
1-2- مشخصات راکتور مورد مطالعه در حالت حادثه
1-2-1- نوع راکتور
راکتور مورد مطالعه در حالت حادثه، یک راکتور تحقیقاتی است که قدرت حرارتی این راکتور 5 مگاوات می باشد. مشخصات آن مشابه راکتور تحقیقاتی MIT بوده که یک راکتور استخری است شامل دو تانک، یک تانک داخلی برای آب سبک (که نقش کندکنندگی و خنک کنندگی را به عهده دارد) ویک تانک بیرونی برای رفلکتور آب سنگین. المانهای سوخت به شکل هگزاگونال چیده شده اند. توان توسط میله تنظیمکننده اتوماتیک کنترل می شود. فشار سیستم عملا اتمسفریک است و دمای بیشنه نهایتا °C50 می باشد. یک محافظ خارجی ازسیمان، این امکان را برای کارکنان و دانشآموخته گان فراهم میسازد که امور آزمایشگاهی و آموزشی را بدون خطرات تابشی انجام دهند ]2[.
1-2-2- پارامترهای قلب راکتور
قلب شامل 27 موقعیت است که بیشتر آنها با المانهای سوخت پر شدهاند، مانند آن چه در شکل (1-1) در موقعیت C-9 نشان داده شده است. دو تا چهار موقعیت دیگر با تجهیزات آزمایشگاهی پر شدهاند.
شکل 1-1. چیدمان قلب راکتور ]2[
در هر طرف قلب هگزاگونال یک تیغه فلزی از جنس استیل-برن، قرار دارد که در کل شش تیغه می شود که هر کدام قادرند راکتور را خاموش کنند. این تیغهها به الکترومغناطیسهایی متصلند که قادرند این تیغه ها را درون قلب بیندازند و راکتور را در کمتر از یک ثانیه خاموش کنند.
میله تنظیمکننده، یک میله از جنس آلومینیوم-کادمیم است که برای کنترل خوب راکتور استفاده میشود. با حرکت این میله توان راکتور دقیقا پایا باقی میماند. راکتور مورد نظر برای کنترل توان راکتور همچنین از تکنولوژی کنترل دیجیتال استفاده میکند.
شکل (1-2)، نمایی از بالا از تانک قلب راکتور است. بدنهی خالی قلب در مرکز، مشهود است و المان های سوخت در رینگ ذخیره سوخت دور قلب دیده میشوند.
شکل 1-2. قلب راکتور قبل از قرارگیری سوخت ]2[
این راکتور شامل پنجاه صفحه سوخت در یک المان لوزی شکل است. هر صفحه سوخت شامل یک سوخت ساندویچ شده بین پوشش آلومینیومی است که برای افزایش سطح انتقال حرارت، مجهز به فین می باشد.
سوختگیری مجدد راکتور سالانه 3 تا 4 بار، بسته به استفاده راکتور، اتفاق می افتد. سوختگیری مجدد میتواند به سادگی تعویض دو یا سه المان سوخت با سوخت تازه و یا تعویض چیدمان کلی قلب باشد. یک المان سوخت عادی در موقعیتهای مختلف در قلب، در حدود سه سال باقی میماند. در شکل (1-3) نحوهی قرار دادن یک وسیله آزمایشگاهی درون قلب نشان داده شده است. سوختگیری مجدد نیز به طور مشابه، با استفاده از وسایل نگهداری مخصوص انجام می شود ]2[.
شکل1-3. قرار دادن یک وسیله آزمایشگاهی درون قلب ]2[
1-2-3- سیستم خنککننده
راکتور تحقیقاتی مورد نظر، علاوه بر نوترون، گرما نیز تولید میکند. در یک راکتور توان، گرما باید از طریق بخار به الکتریسیته تبدیل شود. در این راکتور 5000 کیلو وات گرما در دمای خیلی پایین (°C50- در حدود دمای آب گرم حمام) تولید میشود. بنابراین این راکتور به درد تولید توان نمیخورد. گرما از طریق مبدلهای حرارتی و یک مدار ثانویه آب، به برجهای خنککننده حمل می شود.
آب خنککننده از طریق کانالهای ورودی به سمت پایین جریان دارد و سپس از بین المانهای سوخت به سمت بالا حرکت میکند تا راکتور را خنک نگه دارد. آبی که به درون قلب جریان دارد علاوه بر عمل اصلی کندکنندگی، وظیفه خنککنندگی را نیز به عهده دارد. آب در مدار بسته اولیه، از قلب به سمت مبدلهای حرارتی در گردش است و دوباره به سمت قلب بر میگردد و گرمای تولید شده در قلب به آبی که خنککننده اولیه نام دارد، منتقل میشود. در مبدلهای حرارتی، آب از مدار ثانویه گرما را میگیرد و به بیرون برجهای خنککننده که در بیرون ساختمان راکتور قرار دارد، حمل میکند و از برج های خنککننده، حرارت به هوا منتقل میشود. چون آب در مدار ثانویه در تماس با آب مدار اولیه یا قلب راکتور نیست، هیچ ماده رادیواکتیوی را حمل نمیکند ]2[.
1-3- اصول فیزیکی و تئوری پراکندگی
اتمسفر مهم ترین راه انتقال رادیونوکلوئیدهای آزاد شده از یک حادثه هستهای درفراز مسافت ها است. در سند فنی شماره 379 آژانس بینالمللی انرژی اتمی، پدیده پخش اتمسفریک، مدل پخش اتمسفریک و ویژگیهای اتمسفر که پخش را تحت تاثیر قرار میدهد، توضیح داده شده است. در این سند اشاره شده است که پخش اتمسفریک به انتقال آلاینده8 به وسیله بادها و پخش همزمان به وسیله آشفتگی اتمسفریک بستگی دارد ]3[. یک مدل پخش اتمسفریک یک رابطه ریاضی بین مقدار یا نرخ آزادسازی آلاینده و توزیع غلظت در اتمسفر میباشد. فرآیندهایی که در پخش نقش دارند، میتوانند به دسته های زیر تقسیم شوند:
الف- فرآیند انتقال ومسیر حرکت (پهنرفت9، به معنای حرکت افقی توده ای از هوا در اثر تغییر درجه حرارت)
ب- پخش توسط گرداب های آشفتگی10
ج- فرآیندهای تعدیل مانند فرسایش ]3[
1-3-1- فرآیند انتقال و مسیر حرکت
بیشتر مدلها، چشمه را به عنوان یک چشمه نقطهای در نظر میگیرند که مستقل از انرژی آزادسازی و شرایط محیط می باشد. ولی به هر حال اندازه چشمههای واقعی محدود است و نیروی شناوری و اندازه حرکت دارند. با افزایش دمای محیط، آشفتگی ایجاد شده و این باعث میشود که پولوم11 همزمان با پخش، به بالاتر از نقطه آزادسازی برود. این اثرات در ناحیه نزدیکتر به چشمه مهم است. برای مسافتهای طولانیتر، فرض چشمهی نقطهای ایده آل، برای آزادسازی رادیونوکلوئید ها مناسبتر است.
پف12 عبارتی است که در مدلهایی که حرکت اجرام هوایی را دنبال میکنند، استفاده میشود. یک پف از گاز خنثی (که آلودگی نامیده میشود) وقتی به اتمسفر آزاد میشود، با باد حرکت میکند و به تدریج به دلیل وجود گردابهای آشفتگی، به یک ابر گسترده تبدیل میگردد. انتشارات پیوسته باعث تولید مجموعهای از پفهای پی در پی میگردد که مسیر حرکت آن ها با میدان باد و با زمان متغیر است.
انتقال یک آلودگی ساکن به دور کره زمین، به میدان باد و عرض جغرافیایی وابسته است. در عرضهای میانی، این گردش سه هفته به طول میانجامد. آلودگیهای غیر ساکن به طور پیوسته در مدت پخش، در معرض فرآیند فرسایش قرار میگیرند و ممکن است هرگز به مسافت های طولانی گسترده نشوند ]3[.
1-3-2- پخش توسط گرداب های آشفتگی
سرعت و جهت باد به طور پیوسته با زمان در هر سه بعد تغییر میکند. ثبت جهت باد در یک دوره طولانی، یک در هم آمیزی نوسانات سریع را نشان میدهد. این نواسانات پیوسته، توربولانس نامیده میشود و یک ویژگی اساسی حرکت اتمسفر است که موجب تولید گرداب های چرخشی میشود.
بخشی از گرداب های چرخشی که در فرآیند پخش شرکت میکند، به اندازه توده مواد پراکنده شده، بستگی دارد. گرداب های چرخشی که بسیار کوچکتر از توده ها یا اندازه پولوم میباشند، باعث یک دوباره پخششدگی کوچک گرداب ها درون پولوم میشوند و وقتی گرداب ها بسیار بزرگ تر از پولوم یا توده باشند، باعث می شود که بدون تغییری در توزیع غلظت درون پولوم، به طور فیزیکی شیفت پیدا کند.
هنگامی که توده در جهت باد حرکت میکند، اندازه حرکت گرداب که ایجاد کننده پخش اتمسفریک است، به طور پیوسته افزایش مییابد ]3[.
1-3-3- فرآیندهای تعدیل مانند فرسایش
فرآیندی که رادیونوکلوئیدها را از اتمسفر می زداید و همچنین واکنش رادیونوکلوئیدها با سطح زمین، برای مدلسازی انتقال اتمسفریک و پیامدهای آزادسازی اتفاقی هستهای بسیار مهم هستند. مخصوصا برای پیامدهای بلند مدت، رادیواکتیویتی رسوب کرده، نقش بیشتری را در دز کلی بشر نسبت به پرتوگیری مستقیم از پولوم، ایفا میکند ]4[. سه مکانیزم اساسی زدایش که در کاهش بیشتر فعالیت موثر میباشند، عبارتند از ته نشست خشک، ته نشست مرطوب و واپاشی رادیواکتیو.
ته نشست خشک نقش مهمی برای بیشتر رادیونوکلوئیدها به غیر از گازهای نجیب، ایفا میکند. به گونهای که مواد متفاوت، ته نشست خشک متفاوتی روی سطوح متفاوت دارند. ته نشست خشک، همچنین به شرایط آب و هوایی که شامل سرعت باد و پایداری اتمسفریک می باشد، وابسته است. ته نشست خشک، به خصوص برای ذرات سنگین (شعاع بزرگتر از یک میکرومتر)، شدیدا تحت تاثیر رسوب ناشی از گرانش می باشد ]4[. این کمیت در فصل چهارم به طور مفصل توضیح داده خواهد شد.
مواد همچنین میتوانند بر اثر بارندگی که میتواند باران، برف و یا انواع دیگر بارش باشد، به سطح زمین انتقال یابند. دو فرآیند متفاوت در اینجا مورد بحث قرار میگیرند که عبارتند از انتقال زیر ابر و انتقال درون ابر . هر دو این موارد به شدت به اندازه ذره بستگی دارند. اما در بیشتر مدل های پخش این وابستگی در نظر گرفته نمی شود ]4[.
اثر واپاشی رادیواکتیو به طور همزمان برای هستههای پرتوزای دختر تولید شده و هستههای پرتوزای مادر در پولوم، برای همه گروههای هستههای پرتوزا در فرمولاسیون زنجیره واپاشی پرداخته میشود ]5[. غلظت رادیونوکلوئیدهای با نیمه عمر کوتاه در هوا، به سرعت با فاصله از چشمه کاهش مییابد. به همین دلیل، رادیونوکلوئیدهای با نیمه عمر چند ساعت یا کمتر، از نظر رادیولوژیکی در مسافتهای طولانی مهم نیستند. با سرعت باد معمولی در حدود ms-110، گاز نجیب زنون-135، که نیمه عمر آن 2/9 ساعت است، به حدود یک هشتم از فعالیت اولیهاش در زمانی که 1000 کیلومتر را پیموده است، کاهش مییابد. به عبارت دیگر، بعضی رادیونوکلوئیدها که اساسا در مواد آلاینده هوای تاسیسات هستهای یافت میشوند، نیمه عمر رادیواکتیو بسیار طولانی دارند و به علاوه چون آنها گاز هستند، به طور موثر از پولوم به وسیله فرآیندهای مانند ته نشست خشک و مرطوب زدوده نمیشوند. معروفترین و مهمترین رادیونوکلوئید، کریپتون-85 با نیمه عمر 7/10 سال است ]6[.
باز تعلیق اتمسفریک هستههای پرتوزا از روی سطح زمین، میتواند یک منبع ثانویه آلودگی بعد از توقف انتشار باشد. این مورد در حادثه چرنوبیل، تبدیل به منبع مهم پرتوگیری برای ماموران تصفیه و سایر مردمی که درنزدیکی مکان حادثه زندگی می کردند، شد ]7[.
1-4- مدل های پراکندگی جوی
مدلهای پخش اتمسفریک قابل توجهی در طول سالها به وجود آمده اند. مدلهای موجود از گوسی ساده که مبتنی بر یک حل تحلیل از معادلات پخش و انتقال است، تا مدلهای عددی سه بعدی که نیازمند پیشبینی متغیرهای هواشناسی است، گسترده شدهاند. این طیف از قابلیت مدلها میتوانند به سه دسته عمومی تقسیم شوند ]8[:
نوع اول: مدلهای گوسی.
این مدلها میتوانند فرآیندهای پراکندگی را برای مسافتهای 5 تا 10 کیلومتر دورتر از چشمه، محاسبه کنند. با این حال مدلهای گوسی نمیتوانند شبیه سازی فرآیند های پراکندگی را برای مناطق پیچیده (دارای ناهمواری) انجام دهند.
نوع دوم: مدل های مسیر حرکت یا پف دو بعدی.
این مدل ها میتوانند سرعت های چندگانه باد و همچنین جهت های مختلف باد را برای بیش از یک نقطه قبول کنند. بدین ترتیب برآوردی واقعیتری از مسیر حرکت پولوم و الگوهای مختلف غلظت برای مسافت های بیش از 5 تا 10 کیلومتر را فراهم میآورند.
نوع سوم: مدلهای سه بعدی.
این مدلهای عددی از اندازه ی سرعت های چندگانه باد در هر دو جهت عمودی و افقی استفاده میکنند که شامل اثرات ناهمواریها و تاثیر متغیرهایی مانند زبری سطح، ته نشست و پایداری جوی میباشد. این مدلها همچنین از اطلاعاتی که در مورد ساختار دمایی جو نیز وجود دارد، استفاده میکنند و میتوانند در مطالعه انتقال ذرات معلق بلند برد و محاسبه ته نشست مواد پرتوزا پس از حادثه به صورت گسترده ای مورد استفاده قرار گیرند ]8[.
1-5- سمیت پرتویی
علمی که به بررسی عوارض فیزیکی و بیولوژیکی ناشی از ورود و نشست عناصر پرتوزا در بدن میپردازد، به نام سمشناسی پرتویی خوانده میشود. ولی در مفهوم وسیعتر واژه مزبور دربرگیرنده عملکرد و اثرات عناصر پرتوزا در محیط زیست نیز می باشد. اساساً، عوامل موثر در سمیت عناصر پرتوزا در بدن به شرح زیر است:
– خصوصیات شیمیایی عناصر پرتوزا، که در واقع همان خصوصیات شیمیایی عنصر مربوطه میباشد و ماهیت ترکیب حامل عنصر پرتوزا نیز عامل موثری در این رابطه است. این خصوصیات تعیین کننده عملکرد عنصر پرتوزا در بدن یا به عبارت دیگر رفتار آن در بدن می باشد که شامل موارد زیر می گردد:
* جذب عنصر پرتوزا از روده، ریه و یا سایر قسمت های ورودی به بدن
* راه و سرعت دفع از بدن
* انتقال و ابقا در قسمت های نشست در بدن
* گردش مجدد و انتقال به قسمت های ثانویه نشست
* سمیت شیمیایی عنصر
– مقدار پرتوزایی نشست کرده در بدن، که عامل اساسی در تعیین دز وارده به بدن می باشد.
– نوع پرتوهای ساطع شده از هستههای پرتوزا، که عامل اساسی در تعیین سمیت آنها در بدن میباشد. بر این اساس عناصر ساطع کننده پرتوهای دارای انتقال انرژی خطی (LET) بالا نظیر آلفا، دارای سمیت پرتوی بالاتری نسبت به عناصر پرتوزای ساطع کننده پرتوهای با LET پایین نظیر ایکس و گاما، میباشد.
– نیمه عمر فیزیکی عناصر پرتوزا، برای عناصر پرتوزای دارای نیمه عمر بیولوژیکی بالا، زیاد بودن نیمه عمر فیزیکی موجب افزایش نیمه عمر موثر و در نتیجه، باعث کندی کاهش پرتوزایی در بدن و بالا رفتن سمیت پرتوی خواهد شد.
– نیمه عمر بیولوژیکی عناصر پرتوزا، که بر اساس رفتار آن عنصر در بدن تعیین میگردد. برای مثال 99mTc دارای نیمه عمر بیولوژیکی چند روز، 131I نیمه عمر در حدود 138 روز و 239Pu‌ نیمه عمر حدود 65000 روز میباشند. با توجه به نیمه عمر بیولوژیکی عنصر پرتوزا نیمه عمر دیگری استنتاج میشود که آن را نیمه عمر موثر مینامند که پارامتر کلی تعیین کننده سرعت کاهش پرتوزایی از بدن میباشد. برای مثال نیمه عمر موثر 3H (آب 3H دار) در بدن حدود 10 روز (با وجودی که نیمه عمر فیزیکی آن حدود 12 سال است) و نیمه عمر موثر 239PU به دلیل بالا بودن هر دو نیمه عمر فیزیکی و بیولوژیکی حدود 65000 روز می باشد.
– وجود یا عدم وجود عنصر خاص، برای مثال کمبود ید پایدار در بدن باعث افزایش جذب ید پرتوزا در غده تیروئید خواهد شد.
– سن و وضعیت فیزیکی شخص، که عامل مهم و موثر در رفتار عناصر پرتوزا در بدن از جمله جذب و نشست آنها در بدن میباشد.
– در برخی موارد، نظیر سرطانزائی، وجود یا عدم وجود عوامل کمککننده میتوانند باعث افزایش اثر پرتو یونساز گردند.
– وجود یا عدم وجود و مقدار سایر پرتوگیریها، اعم از خارجی یا داخلی.
– تندی دز پرتو
نتیجهی کلی که با توجه به اکثر موارد فوقالذکر به دست میآید این است که اثرات بیولوژیکی ناشی از یک دز جذبی معین، از یک پرتو معین در یک بافت معین، صرف نظر از این که کدام عنصر پرتوزا دز مزبور را به بافت میدهد، از نظر کمی یکسان میباشد. این اصل مربوط به رادیوتوکسیکولوژی، عمدتاً بر خلاف وضعیت در سمشناسی شیمیایی است که در آن اثرات یک عنصر معین ممکن است با آگاهی داشتن از اثرات سایر عناصر، حتی عناصر نزدیک به آن عنصر، قابل پیشبینی نباشد [6 و 9]. جدول (1-1) گونهای از طبقهبندی عناصر پرتوزا از نقطه نظر سمیت پرتوی را نشان میدهد.
جدول 1-1. طبقه بندي عناصر پرتوزا از نظر سميت پرتویي ]6[
گروه با سميت بالا〖252〗_CF〖251〗_CF〖250〗_CF〖249〗_CF〖243〗_AM〖242M〗_AM〖241〗_AM〖227〗_AC〖254〗_CM〖248〗_CM〖246〗_CM〖245〗_CM〖244〗_CM〖243〗_CM〖242〗_CM〖254〗_CF〖240〗_PU〖239〗_PU〖238〗_PU〖210〗_PO〖210〗_PB〖231〗_PA〖237〗_NP〖255〗_ES〖230〗_TH〖228〗_RA〖227〗_TH〖228〗_RA〖226〗_RA〖223〗_RA〖242〗_PU〖241〗_PU〖234〗_U〖233〗_U〖232〗_U〖230〗_Uگروه با سميت متوسط بالا〖249〗_BK〖210〗_BI〖207〗_BI〖140〗_BA〖211〗_AT〖242〗_AM〖110M〗_AG〖228〗_AC〖134〗_CS〖60〗_CO〖247〗_CM〖36〗_CI〖253〗_CF〖144〗_CA〖115M〗_CD〖45〗_CA〖256〗_FM〖255〗_FM〖154〗_EU〖114M〗_IN〖152〗_(EU(13YR))〖254M〗_ES〖253〗_ES〖137〗_CS〖22〗_NA〖54〗_MN〖192〗_IR〖106〗_RU〖131〗_I〖131〗_I〖126〗_I〖181〗_HF〖46〗_SC〖125〗_SB〖124〗_SB〖127〗_TE〖224〗_RA〖244〗_PU〖212〗_PB〖230〗_PA〖204〗_TL〖234〗_TH〖129M〗_TH〖160〗_TB〖182〗_TA〖90〗_SR〖89〗_SR〖95〗_ZR〖91〗_Y〖236〗_U〖170〗_TMگروه با سميت متوسط پائين〖77〗_AS〖76〗_AS〖74〗_AS〖73〗_AS〖244〗_AM〖111〗_AG〖105〗_AG〖41〗_A〖250〗_BK〖212〗_BI〖206〗_BI7_BE〖131〗_BA〖199〗_AU〖198〗_AU〖196〗_AU〖38〗_CL〖143〗_CE〖141〗_CE〖115〗_CD〖109〗_CD〖47〗_C〖14〗_C〖82〗_BR〖166〗_DY〖165〗_CY〖64〗_CU〖136〗_CS〖131〗_CS〖51〗_CO〖58〗_CO〖57〗_CO〖59〗_FE〖55〗_F〖18〗_F〖155〗_EU〖152〗_ER〖152〗_ER〖171〗_ER〖169〗_ER〖166〗_HO〖203〗_HG〖197M〗_HG〖197〗_HG〖159〗_GD〖153〗_(GD(9hr.))〖72〗_GA〖254〗_FM〖85M〗_KR〖42〗_K〖194〗_IR〖190〗_IR〖115〗_I N〖135〗_I〖134〗_I〖132〗_I〖93M〗_NB〖24〗_NA〖99〗_MO〖56〗_MN〖52〗_MU〖177〗_LU〖140〗_LA〖87〗_KR〖240〗_U〖240〗_NP〖239〗_NP〖65〗_NI〖63〗_ND〖149〗_ND〖147〗_ND〖95〗_NB〖109〗_PD〖103〗_PD〖203〗_PB〖233〗_PA〖32〗_OS〖193〗_OS〖191〗_OS〖185〗_OS〖243〗_PU〖197〗_PT〖193〗_PT〖191〗_PT〖143〗_PR〖142〗_PR〖149〗_PM〖147〗_PM〖97〗_RU〖222〗_RN〖220〗_RN〖105〗_RH〖188〗_RE〖186〗_RE〖183〗_RE〖86〗_RB〖31〗_SI〖75〗_SC〖48〗_SC〖47〗_SC〖122〗_SB〖35〗_S〖105〗_RU〖103〗_RU〖96〗_TC〖92〗_SR〖91〗_SR〖85〗_SR〖125〗_SN〖113〗_SN〖153〗_SM〖151〗_SM〖132〗_TE〖131M〗_TE〖129〗_TE〖127〗_TE〖125〗_TC〖99〗_TC〖97M〗_TC〖97〗_TC〖185〗_W〖181〗_W〖48〗_V〖171〗_TM〖202〗_TL〖201〗_TL〖200〗_th〖231〗_th〖175〗_YB〖93〗_Y〖92〗_Y〖90〗_Y〖135〗_We〖187〗_W〖69M〗_zn〖65〗_zn〖97〗_zrگروه با سميت پائين〖129〗_I3_H〖71〗_CE〖135〗_CS〖134M〗_C〖58M〗_CO〖249〗_CM〖37〗_A〖193M〗_PT〖191M〗_OS〖59〗_NI〖144〗_ND〖97〗_NB〖85〗_KR〖115〗_IN〖113M〗_IN〖99M〗_TC〖96M〗_TC〖85M〗_SR〖147〗_SM1〖03M〗_RH1〖87〗_RE〖87〗_RB〖197M〗_PT〖91M〗_Y〖133〗_XE〖131M〗_XE〖238〗_U〖235〗_U〖NAT〗_U〖232〗_TH〖NAT〗_TH〖93〗_ZR〖69〗_zN
1-6- تابش و اصطلاح دز
وقتی تابش یوننده از میان مادهای عبور میکند مقداری از انرژی را در ماده به جا میگذارد. میزان انرژی به جا مانده به وسیله تابش را به اصطلاح دز مینامند [6]. دز دارای چند نوع مختلف میباشد که در ادامه به توضیح آنها میپردازیم.
1-6-1- دز جذبی
دز جذبی کمیتی است که انرژی جذب شده از کلیه پرتوها در واحد جرم هر ماده را اندازهگیری میکند. یکای دز در دستگاه بینالمللی یکاها، ژول بر کیلوگرم میباشد که نام ویژه آن گری است و با Gy نشان داده میشود.
یک گری عبارت است از انرژی معادل یک ژول، ناشی از انواع پرتوها که به یک کیلوگرم از ماده منتقل میگردد. یکای قدیمی دز جذبی راد (rad) میباشد. یک راد معادل انرژی 01/0 ژول ناشی از انواع پرتوهاست که به یک کیلوگرم از ماده منتقل میشود [6 و 9].
1-6-2- دز معادل
دز معادل کمیتی است که اثرات بیولوژیکی ناشی از جذب انواع پرتوها در بافت را در نظر میگیرد و برابر با حاصلضرب متوسط دز جذب شده از پرتو R در بافت T در ضریبی به نام ضریب توزین پرتو میباشد. ضریب توزین پرتو ضریبی است که کیفیت پرتو (نوع و انرژی پرتو) را جهت محاسبه دز معادل در نظر میگیرد. لازم به ذکر است که ضریب توزین پرتو فقط برای بررسی اثرات احتمالی مورد استفاده قرار می-گیرد. یکای جدید دز معادل در دستگاه بینالمللی یکاها، همانند یکای دز جذبی ژول بر کیلوگرم است که نام ویژه آن سیورت میباشد و با Sv نشان داده میشود. همچنین یکای قدیم دز معادل، رم است که هر سیورت معادل با 100 رم میباشد. باید توجه کرد که گری فقط به عوامل فیزیکی و سیورت به هر دو عامل فیزیکی و زیستشناختی بستگی دارند [6]. همچنین توجه به این نکته حائز اهمیت است که حدود دز یا بیشینههای دز مجاز تابش بر حسب یکای سیورت یا میلی سیورت داده می شود.
1-6-3- دز موثر
دز موثر کمیتی است که علاوه بر این که نقش پرتوهای مختلف را در بروز اثرات بیولوژیکی منظور می دارد، نقش پرتوگیری بافتهای مختلف بدن را (در ارتباط با وقوع اثرات آماری، مانند سرطانها) در نظر میگیرد و معادل با مجموع حاصلضرب دزهای معادل در ضریبی به نام ضریب توزین بافت می باشد. ضریب توزین بافت ضریبی است که نوع بافت تابش دیده را جهت محاسبه دز موثر در نظر میگیرد.
یکاهای دز موثر همانند یکاهای دز معادل، سیورت (Sv) و رم (rem) می باشند [6].
دز معادل موثر کل (TEDE) حاصلجمع دز معادل موثر (EDE) که ناشی از تابشهای خارجی مانند تابش مواد پرتوزا انتشاری تهنشین شده روی زمین و یا نهفته شده در باران به اضافهی دز معادل موثر تجمعی (CEDE) است که ناشی از تنفس میباشد [10]. در این مطالعه به شبیه-سازی و بررسی TEDE‌ فرضی بر روی افراد ساکن در شهر تهران با استفاده از روش های ارائه شده در 12 FGRو 25 ICRPبرای محاسبه دز، پرداخته شد.
1-6-4- دز معادل موثر جمعی
دز معادل جمعی عبارت است از حاصلضرب میانگین دز معادل دریافتی توسط یک گروه جمعیتی در تعداد افراد آن گروه یا به عبارتی میانگین دز معادل دریافتی توسط یک جمعیت در تعداد آنها. این کمیت در حقیقت مقیاسی برای محاسبه آسیب کلی ناشی از فعالیتهای پرتویی بر یک جمعیت میباشد. یکای دز معادل جمعی (man-sv) است [6]. دز موثر جمعی از حاصلضرب دز معادل جمعی در فاکتور توزین پرتو به دست میآید و یکای آن (man-Sv) میباشد.
1-6-5- دز معادل تجمعی
در مواردی که تعیین میزان دز دریافتی متناسب با استانداردهای مورد نظر است، از اصطلاح دز معادل تجمعی استفاده میکنیم که به صورت دز معادلی تعریف میگردد که طی 50 سال بعد از جذب ایزوتوپ پرتوزا دریافت شده است.
1-6-6- ارتفاع گیرنده دز
ارتفاع شخص تحت تابش پرتو و گیرندهی دز، در میزان TEDE موثر است. در این مطالعه، ارتفاع گیرندهی دز، 5/1 متر (که متوسط قد یک فرد معمولی می باشد)، و میزان متوسط تنفس 4-10×66/2 متر مکعب بر ثانیه، در نظر گرفته شد [11].
1-7- راه های پرتوگیری
چهار راه اصلی برای پرتوگیریی افراد وجود دارد :
قرار گرفتن در محیط آلوده به مواد رادیواکتیو
پرتوگیری خارجی به دلیل فروپاشی مواد رادیواکتیو رسوب کرده بر روی زمین
استنشاق مواد رادیواکتیو
بلع مواد خوراکی رشد کرده در مزارع یا آب آلوده به مواد رادیواکتیو
کمیتهی علمی سازمان ملل در مورد اثرات تشعشعات اتمی (UNSCEAR)، برای مطالعه برآورد خطر در انتشار تصادفی از نیروگاههای هستهای اروپا، از برنامهی کامپیوتری NucRed که توسط انستیتو ملی حفاظت محیطی و سلامت عمومی (RIVM)در هلند توسعه یافته، استفاده کرده است ]12 و13[.
روش استفاده شده برای محاسبهی دز استنشاق و پرتوگیری خارجی، با روش توسعهی یافته برای برآورد پیامدهای رادیولوژیکی حادثه چرنوبیل یکسان است. لازم به ذکر است که این روش محاسبه ی دز، برگرفته از روشهای پذیرفته شده توسط 12FGR و 25ICRP، با درنظر گرفتن ضرایبی میباشد که برخی ویژگیهای زندگی شهرنشینی را در بر میگیرد. در ادامه، این ضرایب توضیح داده خواهند شد.
ضرایب تبدیل دز (DCF) استفاده شده در این مطالعه، از مقادیر موجود در 11 FGRو 12FGR به دست آمده است. دز معادل موثر کل ناشی از حادثه برای یک دوره 1 ساله محاسبه شد. در این مطالعه دز دریافتی توسط افراد از دو راه استنشاق و پرتوگیری خارجی محاسبه شد و به دلیل موجود نبودن دادههای مربوط به عادات غذایی کشور، از محاسبهی دز



قیمت: تومان

دسته بندی : پایان نامه ها

پاسخ دهید