دانشگاه آزاد اسلامي
سازمان مركزي
تعهد نامه اصالت رساله يا پايان نامه
اينجانب …………………….. دانش آموخته مقطع كارشناسي ارشد در رشته …………………. كه در تاريخ ……………………. از پايان نامه / رساله خود تحت عنوان :
………………………………………………………………………………………………………………………………………………….
با كسب نمره و درجه ………….. دفاع نموده ام ، بدينوسيله متعهد مي شوم :
1 ) اين پايان نامه / رساله حاصل تحقيق و پژوهش انجام شده توسط اينجانب بوده و در مواردي كه از دستاوردهاي علمي و پژوهشي ديگران ( اعم از پايان نامه ، كتاب ، مقاله و … ) استفاده نموده ام ، مطابق ضوابط و رويه موجود نام منبع مورد استفاده و ساير مشخصات آن را در فهرست مربوط ذكر و درج كرده ام .
2 ) اين پايان نامه / رساله قبلاً براي دريافت هيچ مدرك تحصيلي ( هم سطح ، پايين تر يا بالاتر ) در ساير دانشگاه ها و مؤسسات عالي ارائه نشده است .
3 ) چنانچه بعد از فراغت از تحصيل ، قصد استفاده و هرگونه بهره برداري اعم از چاپ كتاب ، ثبت اختراع و … از اين پايان نامه داشته باشم ، از حوزه معاونت پژوهشي واحد مجوزهاي مربوطه را اخذ نمايم .
4 ) چنانچه در هر مقطع زماني خلاف موارد فوق ثابت شود ، عواقب ناشي از آن را مي پذيرم و واحد دانشگاهي مجاز است با اينجانب مطابق ضوابط و مقررات رفتار نموده و در صورت ابطال مدرك تحصيلي ام هيچگونه ادعايي نخواهم داشت .
نام ونام خانوادگي دانشجو
تاريخ وامضاء
دانشگاه آزاد اسلامي
واحد لاهيجان
دانشکده منابع طبيعي
گروه محيط زيست
پايان نامه کارشناسي ارشد
موضوع:
تعيين نوع، مقدار و چگونگي پخش در محيط عناصر راديواکتيو آزاد شده از دودکش راکتور تحقيقاتي تهران و محاسب? دز جذب شد? ناشي از آنها در حالت کارکرد نرمال و تأثير آن بر رستني ها
استادان راهنما :
دکتر فاطمه شريعتي فيض آبادي
دکتر سيد فرهاد فرنودي
استادان مشاور:
دکتر عبدالکريم کشاورز شکري
مهندس ناهيد صادقي
نگارش :
سيد محمد موسوي
نيمسال اول92-91
فهرست مطالب
عنوان صفحه
چكيده1
فصل اول: مقدمه و كليات
مقدمه4
کليات6
1-1 بيان مسئله6
1-2 اهداف پژوهش6
1-3 فرضيه پژوهش7
1-4 ماهيت پرتوزايي7
1-4-1 پرتوزايي آلفا8
1-4-2 پرتوزايي بتا8
1-4-3 شکافت خودبخودي9
1-4-4 تابش گاما9
1-5 واحدهاي اندازه گيري9
1-5-1 بکرل9
1-5-2 گري10
1-5-3 سيورت10
1-5-4 نيمه عمر10
1-6 راکتورهاي هسته اي10
1-7 انواع راکتورهاي هسته اي12
1-8 راکتور تحقيقاتي تهران13
1-9 عمليات چرخه سوخت15
1-10 راديواکتيويته محيطي18
1-11 مسيرهاي انتشار پسماندهاي راديواکتيو18
1-11-1 رهاسازي شاره هاي راديواکتيو در اتمسفر19
1-11-1-1 راه هاي پرتوگيري از هوا20
عنوان صفحه
1-11-2 تخليه پسماندهاي راديواکتيو در هيدروسفر21
1-11-2-1 مسيرهاي بحراني پرتوگيري از آب22
1-11-3- مسيرهاي پرتوگيري از خاک23
1-12 رفتار عناصر راديواکتيو در محيط زيست23
1-12-1 رفتار عناصر راديواکتيو در خاک23
1-12-2 رفتار عناصر راديواکتيو در حيوانات و گياهان25
1-13 پايش پسماندهاي منتشر شده در محيط26
1-13-1 پايش اتمسفر27
1-13-2 پايش محيط هاي آبي28
1-13-2-1 پايش محيط هاي آبي سطحي28
1-13-2-2 پايش سفره هاي آب زيرزميني29
1-13-3 پايش گياهان30
1-14 ارزيابي داده هاي خام پايش31
1-15 اقدامات پيشگيرانه حفاظت محيط زيست31
فصل دوم: پيشينه تحقيق
2-1 سوابق داخل کشور34
2-2 سوابق خارج از کشور36
فصل سوم: مواد و روش ها
3-1 منطقه مطالعاتي42
3-2 نمونه برداري هوا از دودکش راکتور44
3-3 شبيه سازي آلودگي هواي رهاسازي شده در اتمسفر45
3-3-1 اطلاعات نقطه تخليه اتمسفري46
3-3-2 مدت زمان تأثيرپذيري فرد46
3-3-3 ميزان تخليه اتمسفري46
3-3-4 انتخاب مسيرهاي در معرض قرار گرفتن فرد توسط پخش اتمسفري47
3-3-5 موقعيت مکاني فرد گيرنده47
عنوان صفحه
3-3-6 اطلاعات هواشناسي منطقه47
3-3-7 اطلاعات مصرف مواد غذايي49
3-3-8 ميزان حضور فرد در منطقه و ميزان استنشاق49
3-3-9 اجراي نرم افزار و گرفتن خروجي50
3-4 زيست رديابي عناصر راديواکتيو انسانساخت50
3-4-1 روش نمونه برداري، آماده سازي53
3-4-2 آناليز دستگاهي نمونه ها53
فصل چهارم: نتايج
4-1 نتايج حاصل از نمونه برداري هوا و آناليز فيلترها55
4-2 نتايج شبيه سازي آلودگي هواي رهاسازي شده در اتمسفر59
4-3 نتايج حاصل از زيست رديابي عناصر راديواکتيو انسانساخت64
فصل پنجم: بحث و نتيجه گيري
5-1 شبيه سازي دز مؤثر فردي دريافت شده توسط انسان67
5-2 زيست رديابي عناصر پرتوزاي انسان ساخت در برگ در خت کاج68
5-3 نتيجه گيري69
منابع70
پيوست74
چكيدة انگليسي81

فهرست جداول
عنوان صفحه
جدول 3-1 طبقات پايداري هوا48
جدول 3-2 نحوه به دست آوردن طبقات پايداري هوا بر اساس گراديان حرارتي و سرعت باد48
جدول 3-3 درصد حضور افراد در داخل ساختمان50
جدول 3-4 ميزان استنشاق هوا توسط يک فرد در سال50
جدول 4-1 نتايج آناليز فيلتر نمونه برداري هوا توسط دتکتور هايپرژرمانيوم با راندمان 40%56
جدول 4-2 نتايج آناليز فيلتر نمونه برداري هوا توسط دتکتور هايپرژرمانيوم با راندمان نامعلوم58
جدول 4-3 نتايج آناليز فيلتر نمونه برداري هوا توسط دتکتور سنتيلاتور با راندمان نامعلوم58
جدول 4-4 درصد تأثير مسيرهاي مختلف بر دز مؤثر فردي جذب شده59
جدول 4-5 ميزان دز مؤثر فردي دريافت شده طي 1 سال61
جدول 4-6 ميزان دز مؤثر فردي دريافت شده طي 5 سال62
جدول 4-7 ميزان دز مؤثر فردي دريافت شده طي 50 سال63
جدول 4-8 غلظت عناصر راديواکتيو يافت شده در نمونه هاي گياهي ايستگاه شماره 164
جدول 4-9 غلظت عناصر راديواکتيو يافت شده در نمونه هاي گياهي ايستگاه شماره 264
جدول 4-10 غلظت عناصر راديواکتيو يافت شده در نمونه هاي گياهي ايستگاه شماره 364
جدول 4-11 غلظت عناصر راديواکتيو يافت شده در نمونه هاي گياهي ايستگاه شماره 465
جدول 4-12 غلظت عناصر راديواکتيو يافت شده در نمونه هاي گياهي ايستگاه شماره 565
جدول 4-13 غلظت عناصر راديواکتيو يافت شده در نمونه هاي گياهي ايستگاه شماره 665

فهرست نمودارها
عنوان صفحه
نمودار 3-1 فراواني وزش باد بر اساس اطلاعات هواشناسي سال 2007 الي 2011 52
نمودار 4-1 درصد تأثير مسيرهاي مختلف بر دز مؤثر جذب شده 59

فهرست تصاوير
عنوان صفحه
تصوير 1-1 راکتور تحقيقاتي تهران14
تصوير 1-2 عمليات چرخه سوخت براي راکتور آب سبک15
تصوير 1-3 چرخه پرتوگيري عموم مردم از تأسيسات هسته اي21
تصوير 3-1 موقعيت سايت و راکتور تحقيقاتي تهران43
تصوير 3-2 نمونه فيلتر فايبر گلاس44
تصوير 3-3 نمونه فيلتر چارکل45
تصوير 3-4 سطح مقطع تنه درخت کاج تهران، واقع در سايت تهران جهت تعيين سن51
تصوير 3-5 موقعيت راکتور تهران و ايستگاه هاي انتخاب شده جهت نمونه برداري گياهي52
تصوير 4-1 فايل هواشناسي ساخته شده جهت ورود به نرم افزار60
تصوير الف -1 صفحه نخست بخش پخش اتمسفري نرم افزار PC-CREAM75
تصوير الف -2 وارد کردن ارتفاع دودکش در نرم افزار75
تصوير الف -3 مدت زمان تأثيرپذيري فرد76
تصوير الف -4 ميزان اکتيويته خروجي از دودکش بر حسب بکرل در سال76
تصوير الف -5 تعيين گروه هاي سني هدف و مسيرهاي انتقال آلودگي77
تصوير الف -6 مشخصات نقطه هدف77
تصوير الف-7 انتخاب فايل هواشناسي ساخته شده با استفاده از مشخصه هاي هواشناسي منطقه78
تصوير الف -8 ميزان مصرف مواد غذايي78
تصوير الف -9 ميزان مصرف مواد غذايي از محصولات بومي منطقه79
تصوير الف -10 ميزان حضور فرد در منطقه و ميزان استنشاق در سال79
تصوير الف -11 اجراي نرم افزار و گرفتن خروجي80
چکيده
راکتور تحقيقاتي تهران، يک راکتور آب سبک با قدرت اسمي 5 مگاوات مي باشد که با سوخت غني سازي شد? 20 درصد در بافت شهري تهران و منطقه مسکوني امير آباد در حال فعاليت است. کارکرد اين راکتور درطول سال به صورت تمام وقت نبوده و فعاليت آن به طور ميانگين يک هفته در ماه مي باشد. اين پژوهش به بررسي آلودگي هواي ناشي از کارکرد نرمال راکتور در سال 1391، با بهره گيري از دو روش شبيه سازي پخش اتمسفري و زيست رديابي پرداخته است. جهت تعيين ميزان خروجي دودکش راکتور از روش نمونه برداري هوا از پمپ مانيتورينگ دودکش، با بهره گيري از فيلترهاي فايبرگلاس و چارکل و آناليز آنها با روش اسپکترومتري گاما استفاده شده است. فيلتر فايبرگلاس وظيفه به دام انداختن ذرات معلق بزرگتر از 1 ميکرون و فيلتر چارکل وظيفه گيراندازي بخارات راديواکتيو با نيمه عمر کوتاه را بر عهده داشته و شبيه سازي خروجي دودکش اين راکتور با استفاده از نرم افزار PC-CREAM صورت گرفته است. در استفاده از اين نرم افزار با وارد کردن اطلاعات حاصل از آناليز فيلترها، آمار هواشناسي منطقه در فواصل سال هاي 2011-2007، تعيين گروه هاي سني هدف، ميزان استنشاق گروه هاي سني مختلف، ميزان مصرف مواد غذايي توليد شد? بومي توسط گروه هاي سني مختلف، ميزان حضور فرد در منطقه و مدت زماني که فرد در درون ساختمان به سر مي برد، ميزان دز مؤثر فردي جذب شده در فواصل 300، 500، 750، 1000، 2000 متري، در جهات 30، 60، 90، 120، 150، 180، 210، 240، 270، 300، 330، 360 درجه و براي گروه هاي سني نوزادان 1 ساله، کودکان 10 ساله، بالغان و بالغان شاغل در بيرون از ساختمان، شبيه سازي و محاسبه گرديده است.
نتايج حاصله بيانگر اين مطلب است که بيشترين دز مؤثر دريافت شد? فردي 14-10×3/1 ميکرو سيورت در فاصله 300 متري و در جهات 150 و 180 درجه مي باشد و اين ميزان بسيار پايينتر از استانداردهاي ملي و بين المللي است. در بحث زيست رديابي از برگ درخت کاج تهران (Pinus eldarica) به عنوان گون? درختي غالب و کهنسال منطقه، استفاده شده است. در اين راستا نمونه برداري از برگ درختان در 6 ايستگاه منطبق بر باد غالب منطقه، در شعاع 300 متري از راکتور و در دو مرحله زماني اوايل تير و اواخر مهر ماه صورت گرفت. آناليز اين نمونه ها با روش اسپکترومتري گاما و بهره گيري از آشکارساز هايپرژرمانيوم اجرا شده و نتايج آناليز نمونه هاي گياهي نشان مي دهد که تنها عناصر راديواکتيو موجود در آنها 40K و 7Be بوده که جزء عناصر راديواکتيو طبيعي محسوب مي شوند و به بيان ديگر اين نمونه ها فاقد عناصر راديواکتيو مصنوعي هستند.
در کل با مشاهده نتايج به دست آمده از هر دو روش مي توان اين طور نتيجه گيري کرد که کارکرد نرمال راکتور تحقيقاتي تهران براي ساکنين اطراف و به طور کل محيط زيست پيرامون (در شعاع 300 متري و بيشتر) ايمن مي باشد.
کلمات کليدي:
راکتور تحقيقاتي تهران، آلودگي هوا، عناصر راديواکتيو، شبيه سازي، زيست رديابي، نرم افزار PC-CREAM ، درخت کاج تهران Pinus eldarica .

فصل اول
* مقدمه
کليات
– بيان مسئله
– اهداف پژوهش
– فرضيه پژوهش
– را کتور تحقيقاتي تهران
– راد يوا کتيويته محيطي
– مسيرهاي انتشار پسماند هاي راد يوا کتيو
– رفتار عناصر راد يوا کتيو در محيط زيست
– پايش پسما ند هاي منتشر شده در محيط
– ارزيابي داده هاي خام پايش
– ا قدامات پيشگيرانه حفاظت محيط زيست
مقدمه
محيط زيست پيرامونمان داراي راديواکتيويته طبيعي است. اين راديواکتيويته توزيع يکنواختي درتمام نقاط زمين نداشته و تابعي از ساختار زمين شناسي منطقه اي است. فعاليت هاي انساني در صنعت هسته اي شامل: توليد سوخت هسته اي، ساخت چشمه هاي هسته اي، داروئي و استفاده از آنها، نيروگاه هاي توليد برق هسته اي و غيره، باعث توزيع مجدد و افزايش موضعي راديواکتيويته در سطح کره زمين و در نتيجه موجب افزايش احتمال مواجهه و تماس شده است. راديواکتيويته حاصل از فعاليت هاي انساني، بعد از سال 1940 در مرحله اول با سلاح هاي هسته اي و بعدها از طريق کاربرد پرتوها درتمام عرصه زندگي بشر، به راديواکتيويته طبيعي اضافه شده است.
در صنايع هسته اي فرآيندهاي توليد و مصرف به گونه اي طراحي و ساخته مي شوند، که تا حد امکان آلاينده هاي راديواکتيو توليد نشوند. متاسفانه، از نظر فني مهندسي ايجاد شرايط و سيستم هاي لازم براي نيل به هدف فوق به طور کامل، امکان پذير نيست. براي حذف و يا کاهش آلاينده هاي راديواکتيو در شاره هاي گازي و يا مايع (که بر حسب اجبار از تاسيسات هسته اي در اتمسفر و يا در هيدروسفر رها مي شوند) از روش هاي کنترلي بسيار پيشرفته و دقيق استفاده مي شود. با وجود استقرار تمام عوامل پيشگيرانه و کنترلي (مانند سيستم هاي فيلتراسيون با کارائي بسيار بالا) درصد ناچيزي از مواد راديواکتيو از اين سيستم ها عبور کرده و وارد محيط زيست مي شوند. اين مقدار ناچيز مواد، راديواکتيويته بوده و در دراز مدت و در اثر استمرار مي تواند آلودگي عمده اي را در اطراف تاسيسات اتمي بوجود آورد. از سوي ديگر، هميشه احتمال بروز حادثه و آزاد سازي مقدار زيادي از مواد راديواکتيو به محيط در اثر نقص فني و يا خطاي انساني وجود دارد. بنابراين، شناخت رفتار فيزيکي و شيميايي عناصر راديواکتيو در محيط جهت محدود کردن خطرات حاصل، ايجاد سيستم هاي پايش و تهيه و تدوين مقررات و قوانين ايمني، ضرورت دارد.
مستقل از فرآيندهاي توليد و مصرف عناصر راديواکتيو، آلاينده هاي مرتبط بيشتر از طريق هوا بصورت شاره هاي گازي حمل مي شوند. شاره هاي گازي از عناصر گازي شکل مانند: (_ ^3) H ،(_ ^131) I ، (_ ^40)Ar و ذرات جامد و يا مايع معلق در هوا، تشکيل مي گردند. اين آلاينده ها بطور عموم در زمان توليد، مصرف و بازفرآوري سوخت هسته اي توليد مي شوند. همچنين، دفع شاره هاي مايع و پسماندهاي جامد راديواکتيو در زمين و در آبها (بخصوص در دريا) نيز انجام مي شود. بطور کلي، با توجه به برنامه توسعه صنعت هسته اي کشورها، آلاينده هاي راديواکتيو گازي، مايع و جامد که در اين تاسيسات توليد مي شوند، در آينده مشکل ساز خواهند شد. لذا لازم است تا رفتار فيزيکي، شيميايي، هسته اي و نحوه انتشار آنها در محيط بطور دقيق بررسي شده و برنامه ريزي و اقدامات اساسي براي رها سازي در شرايط ايمن و بهينه سازي اين فرآيند، انجام شود (قنادي مراغه و همکاران، 1388).
با در نظر گرفتن روند رو به رشد فناوري هاي هسته اي (و دستاورد هاي ارزشمند آن) در ايران، مطالعه بر روي آلودگي هاي حاصله و ارائه راهکارهاي کاهش و تعديل اثرات آن ارزشمند گرديده است. مطالعاتي از اين دست، ميتواند راه گشايي در جهت پيشرفت اين فناوري و همراهي آن با محيط زيستي پاک و سالم باشد.
هدف از اجراي اين پژوهش بررسي آلودگي احتمالي خارج شده از دودکش راکتور تحقيقاتي تهران با دو روش نظارت بر مبداء و مقصد است. نظارت بر مبداء با استفاده از نمونه برداري هواي خروجي دودکش، آناليز آزمايشگاهي آن، شبيه سازي پخش اتمسفري عناصر راديواکتيو خارج شده و محاسب? دز مؤثر دريافت شد? فردي ناشي از اين عناصر (توسط انسان) با بهره گيري از نرم افزار PC-CREAM صورت پذيرفته و نظارت بر مبداء با بهره گيري از روش زيست رديابي در شعاع 300 متري (در درون منطقه بافر راکتور) اعمال گرديده که با استفاده از درخت کاج تهران (Pinus eldarica) به عنوان يک زيست ردياب غير فعال اجرايي شده است.
کليات
1-1- بيان مسئله
راکتور تحقيقاتي تهران يک راکتور آب سبک است (با ظرفيت اسمي 5 مگاوات) که جهت توليد راديو داروها و فعاليت هاي تحقيقاتي مورد استفاده قرار مي گيرد. اين راکتور در سال 1346 در منطقه غير مسکوني امير آباد شمالي (شمال شهر تهران) به بهره برداري رسيد؛ اما امروزه با گسترش شهر تهران کاملا در بافت شهري واقع شده است. يکي از مهم ترين مواردي که در زمينه ايمني راکتورهاي تحقيقاتي بايد مورد بررسي قرارگيرد، سنجش ميزان آلودگي محيط اطراف راکتور مي باشد که به دليل حضور اجتناب ناپذير کارکنان در داخل سايت و سکونت مردم عادي در محدوده خارج سايت از اهميت ويژه اي برخوردار است. بدين جهت پژوهش در اين راستا (شبيه سازي پخش آلودگي هواي راکتور تهران در حالت کارکرد نرمال، تعيين تاثير احتمالي آن بر مردم منطقه و نمونه برداري گياهي از محيط پيرامون راکتور) مي تواند هدفمند و کاربردي باشد.
1-2- اهداف پژوهش
تعيين نوع و ميزان عناصر راديواکتيو آزاد شده از دودکش راکتور تهران در شرايط کارکرد نرمال.
تعيين دز قابل جذب ناشي از اين عناصر.
بررسي ميزان جذب احتمالي عناصر راديواکتيو ناشي از راکتور تهران در گياهان اطراف راکتور.
1-3- فرضيه پژوهش
ميزان عناصر راديواکتيو آزاد شده از دودکش راکتور تهران و دز جذب شد? ناشي از آنها در شرايط کارکرد نرمال کمتر از ميزان استاندارد است.
1-4- ماهيت پرتوزايي1
هسته يک اتم از نوکلئون ها تشکيل شده که شامل پروتون هاي باردار مثبت و نوترون هاي خنثي مي باشند و هردوي آنها توسط نيروهاي عظيم هسته اي که بر دافعه الکتروستاتيک بين پروتون ها غلبه مي کند، محصور شده اند. ابري از الکترون هاي در حال چرخش که هر کدام از آنها يک بار منفي معادل يک بار مثبت پروتون دارند هسته را احاطه کرده است. بطور طبيعي، بارهاي منفي الکترون ها با بارهاي مثبت پروتون ها در تعادل هستند و تعداد الکترون ها و بار هسته نشان دهند? آن است که عنصر به کدام اتم تعلق دارد و خواص شيميايي اش کدام است.
يک اتم معمولاً در جريان يک واکنش شيميايي يا از طريق فرآيندهاي فيزيکي يک يا چند الکترون مي گيرد يا از دست مي دهد. سپس به يک يون باردار منفي يا مثبت تبديل مي شود که از نظر شيميايي خيلي فعالتر از اتم خنثي است و فرآيند اين عمل، يونيزاسيون ناميده مي شود.
اتم هاي يک عنصر شيميايي تعداد پروتون هاي برابري دارند، اما تعداد نوترون هاي آنها ممکن است متفاوت باشد. اين متغيرها به عنوان ايزوتوپ شناخته شده اند و خواص شيميايي يکسان دارند، ولي جرم هست? آن ها متفاوت است. بر اين اساس 99 درصد کربن موجود در طبيعت که هسته اي حاوي 6 پروتون و 6 نوترون دارد و به شکل کربن-12 يا 12C نشان داده مي شود، چون هسته اش 12 نوکلئون دارد.
اما يک درصد شامل 7 نوترون است و به شکل کربن-13 نشان داده مي شود. هردوي اين ها ايزوتوپ هاي پايداري هستند، اما بعضي ايزوتوپ هاي ديگر ناپايدارند. پتاسيم با 19 پروتون و 20 نوترون در هسته به عنوان پتاسيم 39 وجود دارد. پتاسيم-40 هم با 21 نوترون به طور طبيعي وجود دارد، اما ناپايدار است. ناپايداري هسته با تغيير نسبت پروتون ها به نوترون ها که با نشر ذره و انرژي همراه است، جبران مي شود. اين خاصيت به عنوان پرتوزايي شناخته شده و حالات ناپايدار، راديوايزوتوپ يا راديونوکلوئيد هستند. هر راديوايزوتوپ تغيير هسته اي و شکل نشر ويژ? خود را دارد (کلارک، 1380).
1-4-1- پرتوزايي آلفا (?)
هست? ناپايدار، ذر? ? نشر مي کند که از دو پروتون و دو نوترون تشکيل شده است. وقتي که هسته دوبار مثبت از دست مي دهد، اتم به عنصري که در دو خانه قبل از خودش در جدول تناوبي قرار دارد، تبديل مي گردد. ذرات ? نسبتاً کند حرکت کرده و انرژي خود را در فاصله خيلي کوتاهي از دست مي دهند. آنها بعد از چند سانتيمتر حرکت در هوا يا فقط ?m 40 در بافت، متوقف مي شوند و ماده اي راکه از آن مي گذرند، شديداً يونيزه مي سازند. اين ذرات نسبت به آنهايي که مسير طولاني تري طي ميکنند، موجب بروز صدم? بيشتري مي شوند. بنابراين اگر هسته هاي نشر کننده ذرات ? به عنوان مثال از طريق بلع يا استنشاق وارد بدن گردند، پيامدهاي زيستي زيادي خواهد داشت (کلارک، 1380).
1-4-2- پرتوزايي بتا (?)
در يک هست? ناپايدار، يک نوترون خودبخود به پروتون تبديل مي شود و بالعکس، در نتيجه اتمي حاصل مي شود که در جدول تناوبي به ترتيب يک خانه جلوتر با عقب تر از اتم مزبور قرار مي گيرد. براي توازن بار، يک ذر? ? منتشر مي شود. اگر يک نوترون به يک پروتون تبديل گردد، بتا يک ذر? باردار منفي است يا اگر يک پروتون به يک نوترون تغيير کند، معادل باردار مثبت آن پوزيترون2 مي باشد. انرژي ذرات ? خيلي متغير است، اما بيشتر آن را در مسير نسبتاً کوتاهي از دست مي دهند و آنها را مي توان تا چند ميلي متر در پرسپکس3 يا mm 40 در بافت نشان داد. يک نشر کننده ? نيز همانند ? اگر وارد بدن شود، تأثير زيستي زيادي دارد (کلارک، 1380).
1-4-3- شکافت خودبخودي4
هست? تعدادي از عناصر ناپايدار سنگين هميشه مقدار اضافي نوترون دارد. هسته به دو ذر? بزرگ از عناصر مياني جدول و چند نوترون آزاد شکسته مي شود. اين فرآيند به عنوان شکافت خودبخودي شناخته شده است و مواد حاصل از آن نيز ناپايدارند. نوترون ها فقط در اثر برخورد با هسته هاي ديگر کند مي شوند. به دليل ندرت وقوع اين پديده، نوترون ها تا مسافت قابل توجهي در ماده نفوذ مي کنند. اگرچه آنها هيچ بار الکتريکي را حمل نمي کنند و سبب يونيزاسيون نمي شوند، اما هسته اي که با آن برخورد مي کند، در فاصله کوتاهي سبب يونيزاسيون مي شود (مانند ذرات ? هسته اي که نهايتاً نوترون را جذب مي کند، تابش قوي ? دارد) (کلارک، 1380).
1-4-4- تابش گاما (?)
پرتوهاي ? مشابه اشع? x است و مانند آن به طور عميق در مواد نفوذ کرده و به شدت آنها را يونيزه مي نمايد. بافت هاي زنده در مقابل تابش ? بايد توسط مواد سنگين نظير سرب و بتون با ضخامت قابل توجه حفاظت شوند. علاوه بر نشر از طريق هست? بمباران شده با نوترون ها، مقداري از انرژي آزاد شده توسط نشر کننده هاي ? و ? به ويژه ? نيز به شکل اشع? ? مي باشند (کلارک، 1380).
1-5- واحدهاي اندازه گيري
1-5-1- بکرل5 (Bq)
پرتوزايي با فرکانس که طي آن واپاشي ماد? پرتوزا انجام مي شود، اندازه گيري مي گردد. بکرل يک واپاشي هسته اي در ثانيه است. مقدار بالايي پرتوزايي ممکن است به ترابکرل6 برسد. بکرل جايگزين واحد قديمي پرتوزايي، کوري7 (Ci) شده است که مقدار پرتوزايي معادل يک گرم راديم (226Ra) بوده و برابر 1010×7/3 بکرل است (کلارک، 1380).
1-5-2- گري8 (Gy)
بکرل ماهيت واپاشي را در نظر نگرفته و تنها به فرکانس آن توجه مي کند. براي مطالعات زيستي، مهمتر آن است که مقدار تابش جذب شده توسط يک بافت با يک موجود را بدانيم. اين ويژگي توسط گري انرژي (Gy) به عنوان مقدار تابشي که سبب مي شود 1 کيلوگرم از بافت يک ژول انرژي جذب کند، تعريف مي شود. واحد قديمي که Gy جايگزين آن شده، راد9 است که 01/0 گري مي باشد (کلارک، 1380).
1-5-3- سيورت10 (Sv)
ضرر انواع تابش با انرژي يکسان براي بافت زنده متفاوت است و نوترون ها يا ذرات ? ، حدوداً 10 برابر ذرات ? يا ? با گري يکسان، تأثير دارند. سيورت يک واحد قراردادي است که براي در نظر گرفتن اين تفاوت طراحي شد. بنابراين مقدار يک سيورت از 1 گري ذرات ? يا 1/0 گري نوترون تشکيل شده است. واحد قديمي که سيورت جايگزين آن شده، رم11 مي باشد که 01/0 سيورت است (کلارک، 1380).
1-5-4- نيمه عمر12
پرتوزايي يک ماده با گذشت زمان کاهش مي يابد. بعد از يک نيمه عمر پرتوزايي نصف مي شود. هر راديونوکلوئيدي نيمه عمر ويژه خود را دارد که ممکن است کسري از ثانيه، روز، ماه يا ميليون سال باشد. نيمه عمر 226Ra ، 1062 سال است. پرتوزايي با نيمه عمر ارتباط معکوس داشته و ماده اي با نيمه عمر زياد، پرتوزايي کمي دارد (کلارک، 1380).
1-6- راکتورهاي هسته اي
درده? چهل قرن بيستم، اولين راکتور هسته اي پا به عرصه ظهور گذاشت و بدين طريق، استفاده از انرژي هسته اي آغاز شد. راکتورهاي هسته اي، در ابتدا بيشتر براي اهداف نظامي مورد استفاده قرار مي گرفتند. به عنوان مثال، از ده? چهل تا اوايل ده? پنجاه، در آمريکا راکتورهايي ساخته شد که هدف اصلي آن تهيه پلوتونيوم مورد نياز در ساخت سلاح هاي هسته اي بود. با توجه به مزاياي استفاده از انرژي هسته اي به عنوان نيروي محرکه در زيردريايي ها، بعد از جنگ جهاني دوم آمريکا تحقيقات زيادي را بر روي ساخت اين گونه زير دريايي ها متمرکز کرده، و در سال 1955 اولين زير دريايي هسته اي را، ساخت. در سال 1954، اتحاد جماهير شوروي سابق يک نيروگاه آزمايشي تحقيقاتي (KW)5000 و در اواخر 1957 (بر مبناي فن آوري راکتورهاي آب تحت فشار) يک راکتور (MW)60 ساخت. در همين دوران ، چند نوع زيردريايي و ناو يخ شکن هسته اي و در سال 1964، يک نيروگاه هسته اي آب جوشان گرافيتي با قدرت (MW)100 ساختند. بعد از ده? 60 ، جهان روند صلح آميزي به خود گرفت و صنايع رشد سريعي پيدا کردند. بنابراين، جنبه هاي صلح آميز انرژي هسته اي، بيشتر مورد توجه قرار گرفتند. مي توان گفت که ده? 60 و 70 ، دوران رشد و توسعه نيروگاه هاي هسته اي مي باشند.
بعد از آن نيروگاه هاي هسته اي از نظر تعداد، تنوع، ظرفيت و فن آوري رشد يافتند. با توجه به رشد سريع جوامع انساني و صنعت، منابع محدود سوخت هاي فسيلي به سرعت مصرف مي شوند. طبق برآوردهاي متخصصان انرژي، سوخت هاي فسيلي حداکثر تا چند قرن ديگر به کلي مصرف خواهند شد. علاوه بر سوخت هاي فسيلي ، منابع ديگري از قبيل: هسته اي، باد، آب، خورشيد، امواج دريا و زمين گرمايي وجود دارند. در اين ميان انرژي هسته اي منبع جديدي است که در صنعت کاربرد وسيعي پيدا کرده و فن آوري آن به خوبي شناخته شده است.
انرژي هسته اي نه تنها چگالي حجمي (انرژي در واحد حجم) بسيار بالايي دارد؛ بلکه ذخاير آن نيز در طبيعت بسيار زياد است. طبق برآوردهاي اوليه، ذخاير موجود شناخته شده اورانيوم و توريوم از نظر انرژي حدود 20 برابر سوخت هاي فسيلي موجود است. يکي از کاربردهاي اساسي راکتورهاي هسته اي، استفاده آنها در زير دريايي ها و يا سفينه هاي فضايي، است. در زير دريايي هسته اي براي احتراق سوخت نيازي به هوا نيست و اين يک امتياز محسوب مي شود.
زير دريايي هاي هسته اي از نظر صوتي سر و صداي کمتر و قابليت اعتماد بالايي دارند. با توجه به بالا بودن چگالي حجمي انرژي هسته اي، سوخت آن دوام بيشتري دارد. اين مطلب در مواردي که مصرف سوخت بالاست، اهميت زيادي خواهد داشت.
انرژي حاصل از شکافت کامل يک کيلوگرم (_ ^235)U ، بطور تقريبي با انرژي حاصل از احتراق 2800 تن استاندارد زغال سنگ و يا 2100 تن نفت، برابر است.
تجربه سال هاي اخير نشان داده است که انرژي هسته اي از نظر اقتصادي، ايمني و پاکي، يکي از مهمترين منابع انرژي محسوب مي شود. در اين نيروگاه ها، CO_2 ، SO_2 و ديگر گازهاي مضر و موثر در گرمايش جهاني، توليد نمي شوند.
عليرغم بروز سه حادثه مهم در صنعت نيروگاه هاي هسته اي (تري مايل ايلند در آمريکا ، چرنوبيل در اتحاد جماهير شوروي سابق و فوکوشيما در ژاپن) احتمال بروز چنين حوادثي در مقايسه با تعداد راکتورهاي در حال کار در جهان، بسيار کم است. ايمن سازي راکتورهاي هسته اي فرآيندي پوياست و کارهاي تحقيقاتي و مهندسي زيادي در اين زمينه صورت گرفته و مي گيرد. به طوري که صنعت نيروگاه هاي هسته اي از ايمن ترين صنايع آينده خواهد بود (قنادي مراغه و همکاران، 1388).
1-7- انواع راکتورهاي هسته اي
براي استفاده از انرژي هسته اي علاوه بر مواد شکافت پذير، مواد ديگري مورد نياز هستند که باعث طبقه بندي انواع راکتورها مي شوند. در طبقه بندي راکتورها : نوع سوخت، انرژي نوترون و نحوه برداشت حرارت از راکتور، از مهم ترين عوامل موثر هستند. نوع سوخت مي تواند از سه نوع اورانيوم 235، اورانيوم 233 و پلوتونيوم 239 باشد.
از آن جائي که اورانيوم 235 بمقدار کمي در طبيعت وجود دارد، در بعضي راکتورها عوامل ديگري مانند: کند کننده نوترون يا خنک کننده (سيال برداشت کننده حرارت)، نياز به غني سازي و افزايش مقدار هسته هاي اورانيوم 235 در طبقه بندي راکتور موثر هستند.
براي کاهش انرژي نوترون در راکتور نوع حرارتي به کند کننده نياز است. مواد حاوي عناصري با اتم هاي با جرم کم، مانند هيدروژن بصورت آب معمولي (با دو اتم هيدروژن و يک اتم اکسيژن)، دوتريوم (ايزوتوپ هيدروژن با يک نوترون و يک پروتون بصورت آب سنگين)، بريليوم و يا کربن بصورت گرافيت (که سطح مقطع جذب نوتروني آنها کم است) بعنوان کند کننده نوترون بکار رفته و موجب طبقه بندي راکتورها بر اساس ماده کند کننده مي شوند.
بمنظور برداشت حرارت توليد شده حاصل از شکافت و بهره برداري از آن در توربين ها، از خنک کننده استفاده مي شود؛ که مي توانند سيالاتي مانند: آب سبک، آب سنگين، گازهاي دي اکسيد کربن و هليوم و يا فلز مذاب باشند. انتخاب اين مواد به: نوع سوخت، سريع يا حرارتي بودن نوترون و نوع کند کننده بستگي دارد. در برخي راکتورها مي توان از خنک کننده بعنوان کند کننده نيز استفاده کرد، و در بعضي ديگر کند کننده و خنک کننده مي توانند يک جنس باشند؛ ليکن بدليل ملاحظات اقتصادي از هم جدا بوده، و يا حتي نوع آنها يکي نبوده و از هم جدا در نظر گرفته مي شوند. در راکتورهاي سريع (که نوترون کند نمي شود) نيازي به کند کننده نيست و خنک کننده نيز نبايد خاصيت کند کنندگي داشته باشد ضمن آنکه لازم است قابليت برداشت حرارت را دارا باشد. در اين راکتورها از فلز مذاب استفاده مي شود (قنادي مراغه و همکاران، 1388).
1-8- راکتور تحقيقاتي تهران
راکتور تحقيقاتي تهران با قدرت 5 مگاوات از نوع استخري بوده و در ابتداي شروع به کار با سوخت غني شده 235U 93% تحت بهره برداري بوده است. ساخت اين راکتور در سال 1340 توسط کمپاني 13A.M.F آغاز و در مدت 6 سال عمليات ساختماني و سوخت گذاري انجام شده و از سال 1346 راکتور رسما مورد بهره برداري قرار گرفته است (علي زاده، 1388).
اين راکتور ابتدا تحت نظر دانشکده علوم دانشگاه تهران و از سال 1356 و با تاسيس سازمان انرژي اتمي ايران به اين سازمان منتقل گرديد در سال 1356 سيستم کنترل راکتور توسط شرکت امريکايي GA از لامپي به ترانزيستوري تبديل گرديد. در حوالي سال 1360، در آب استخر راکتور مقداري از عناصر پاره هاي شکافت ديده شد و بنظر رسيد که سوخت راکتور دچار آسيب ديدگي شده و عمر آن به پايان رسيده است و لذا براي خريد سوخت جديدي که بتواند جايگزين سوخت آسيب ديده شود با کشور هاي مختلف مذاکره و نهايتا درسال 1368 با کمپاني آرژانتيني INVAP قراردادي براي طراحي و ساخت جديد منعقد گرديد. در همان سالها، طبق تصويب آژانس بين المللي انرژي اتمي، استفاده از سوخت هاي با غنا بالا در راکتورهاي تحقيقاتي ممنوع و مقرر گرديده بود که سوخت هاي راکتورهاي تحقيقاتي بايد کمتر از 20 درصد باشند. بديهي است که به علت همين تغيير غنا، طراحي قلب و محاسبات نوترونيک بايد مجددا انجام مي گرفت. همان کمپاني آرژانتيني عهده دار شد که ضمن طراحي قلب جديد، سوخت با غنا پايين را نيز ساخته و تحويل نمايد. با توافق کارشناسان سازمان انرژي اتمي ايران، سيستم کنترل و جاذب مستقر در قلب راکتور از نوع جاذب ميله اي به نوع چنگالي تغيير يافت. نهايتا طراحي قلب با آرايش جديد و انجام و سوخت راکتور در سال 1372 تحويل و در قلب جايگذاري شد. راکتور با قلب و سوخت جديد ساخت آرژانتين در اواخر سال 1372 راه اندازي و از آن تاريخ تا اواخر سال 1390 مورد بهره برداري قرار گرفته است (علي زاده، 1388). در ماه هاي آخر سال 1390، مجتمع سوخت ميله اي (حاوي اورانيوم با غناي 5/3 درصد) که با تلاش دانشمندان و متخصصين سازمان انرژي اتمي ايران، طراحي و ساخته شده بود، در قلب راکتور تهران قرار گرفت (سازمان انرژي اتمي ايران، 1390).
اين راکتور از نوع راکتورهاي استخري ناهمگون بوده (علي زاده، 1388) و به 3 منظور آزمايش، تحقيق و توليد راديوايزوتوپهاي مختلف داروئي و صنعتي و آموزش و فراگيري دانشجويان طراحي شده است (سازمان انرژي اتمي ايران، 1389 الف). استخر آن از جنس سيمان و بتون است و داراي دو قسمت مي باشد، که قلب در هر کدام از آنها مي تواند در حال کار باشد. روي استخر کوچکتر يک پل متحرک نصب شده است که قلب بوسيله پايه هاي آلومينيومي از آن آويزان مي باشد. کنترل راکتور بوسيله وارد کردن و بيرون کشيدن ميله هاي کنترل جاذب نوترون در داخل قلب انجام مي شود. علاوه بر سيستم کنترل، راکتور داراي ضريب بالاي راکتيويته منفي مي باشد که اين مسئله سبب کنترل خودکار راکتور مي شود. حرارت توليد شده بوسيله واکنش هاي هسته اي توسط سيستم خنک کننده مدار اوليه و از طريق مبدل به مدار ثانويه منتقل شده و سپس در اتمسفر رها مي شود (علي زاده، 1388).
سيستم تهويه موجود در راکتور تهران شامل هواي ورودي به سيستم و سيستم تخليه هوا مي باشد. سيستم ورودي هوا شامل مجاري ورودي، هوارسان، فيلترها، کانال هاي هوا و دريچه هاي هوا مي باشد. و سيستم تخليه شامل دريچه، کانال فيلتر هپا، فن اگزاست و دودکش خروجي مي باشد. سيستم موجود طبق اسناد موجود بر اساس استاندارد جامعه مهندسين مکانيک آمريکا14 طراحي و ساخته شده است (علي زاده، 1388).
تصوير 1-1- راکتور تحقيقاتي تهران (رويترز، 1389)
1-9-



قیمت: تومان


پاسخ دهید