پایان نامه تعیین نوع، مقدار و چگونگی پخش در محیط عناصر رادیواکتیو آزاد شده از دودکش راکتور تحقیقاتی تهران و محاسبۀ دز جذب شدۀ ناشی از آنها در حالت کارکرد نرمال و تأثیر آن بر رستنی ها
فهرست محتوا
فهرست مطالب
- عنوان صفحه
- چکیده………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………. 1
- فصل اول: مقدمه و کلیات
- مقدمه………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………….. 4
- کلیات……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………….. 6
- 1-1 بیان مسئله……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………. 6
- 1-2 اهداف پژوهش……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 6
- 1-3 فرضیه پژوهش……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………….. 7
- 1-4 ماهیت پرتوزایی……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………. 7
- 1-4-1 پرتوزایی آلفا……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………. 8
- 1-4-2 پرتوزایی بتا……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………….. 8
- 1-4-3 شکافت خودبخودی………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………….. 9
- 1-4-4 تابش گاما…………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 9
- 1-5 واحدهای اندازه گیری…………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………….. 9
- 1-5-1 بکرل……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………….. 9
- 1-5-2 گری…………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………….. 10
- 1-5-3 سیورت……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 10
- 1-5-4 نیمه عمر……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………. 10
- 1-6 راکتورهای هستهای………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 10
- 1-7 انواع راکتورهای هستهای…………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 12
- 1-8 راکتور تحقیقاتی تهران……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………….. 13
- 1-9 عملیات چرخه سوخت……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………….. 15
- 1-10 رادیواکتیویته محیطی………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 18
- 1-11 مسیرهای انتشار پسماندهای رادیواکتیو………………………………………………………………………………………………………………………………. 18
- 1-11-1 رهاسازی شارههای رادیواکتیو در اتمسفر………………………………………………………………………………………………………………… 19
- 1-11-1-1 راههای پرتوگیری از هوا………………………………………………………………………………………………………………………………………………….. 20
- عنوان صفحه
- 1-11-2 تخلیه پسماندهای رادیواکتیو در هیدروسفر…………………………………………………………………………………………………………….. 21
- 1-11-2-1 مسیرهای بحرانی پرتوگیری از آب…………………………………………………………………………………………………………………………. 22
- 1-11-3- مسیرهای پرتوگیری از خاک…………………………………………………………………………………………………………………………………………… 23
- 1-12 رفتار عناصر رادیواکتیو در محیط زیست………………………………………………………………………………………………………………………….. 23
- 1-12-1 رفتار عناصر رادیواکتیو در خاک……………………………………………………………………………………………………………………………………. 23
- 1-12-2 رفتار عناصر رادیواکتیو در حیوانات و گیاهان……………………………………………………………………………………………………… 25
- 1-13 پایش پسماندهای منتشر شده در محیط……………………………………………………………………………………………………………………………… 26
- 1-13-1 پایش اتمسفر……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 27
- 1-13-2 پایش محیطهای آبی…………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………. 28
- 1-13-2-1 پایش محیطهای آبی سطحی……………………………………………………………………………………………………………………………………… 28
- 1-13-2-2 پایش سفرههای آب زیرزمینی……………………………………………………………………………………………………………………………………. 29
- 1-13-3 پایش گیاهان…………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………….. 30
- 1-14 ارزیابی دادههای خام پایش………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 31
- 1-15 اقدامات پیشگیرانه حفاظت محیط زیست…………………………………………………………………………………………………………………………. 31
- فصل دوم: پیشینه تحقیق
- 2-1 سوابق داخل کشور…………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………. 34
- 2-2 سوابق خارج از کشور………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………….. 36
- فصل سوم: مواد و روشها
- 3-1 منطقه مطالعاتی…………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 42
- 3-2 نمونه برداری هوا از دودکش راکتور………………………………………………………………………………………………………………………………………. 44
- 3-3 شبیه سازی آلودگی هوای رهاسازی شده در اتمسفر………………………………………………………………………………………………… 45
- 3-3-1 اطلاعات نقطه تخلیه اتمسفری……………………………………………………………………………………………………………………………………………….. 46
- 3-3-2 مدت زمان تأثیرپذیری فرد………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 46
- 3-3-3 میزان تخلیه اتمسفری……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 46
- 3-3-4 انتخاب مسیرهای در معرض قرار گرفتن فرد توسط پخش اتمسفری……………………………………………………… 47
- 3-3-5 موقعیت مکانی فرد گیرنده………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 47
- عنوان صفحه
- 3-3-6 اطلاعات هواشناسی منطقه………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 47
- 3-3-7 اطلاعات مصرف مواد غذایی…………………………………………………………………………………………………………………………………………………. 49
- 3-3-8 میزان حضور فرد در منطقه و میزان استنشاق……………………………………………………………………………………………………………….. 49
- 3-3-9 اجرای نرم افزار و گرفتن خروجی……………………………………………………………………………………………………………………………………….. 50
- 3-4 زیست ردیابی عناصر رادیواکتیو انسانساخت……………………………………………………………………………………………………………………. 50
- 3-4-1 روش نمونه برداری، آماده سازی………………………………………………………………………………………………………………………………………… 53
- 3-4-2 آنالیز دستگاهی نمونهها………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………. 53
- فصل چهارم: نتایج
- 4-1 نتایج حاصل از نمونه برداری هوا و آنالیز فیلترها………………………………………………………………………………………………………….. 55
- 4-2 نتایج شبیه سازی آلودگی هوای رهاسازی شده در اتمسفر………………………………………………………………………………….. 59
- 4-3 نتایج حاصل از زیست ردیابی عناصر رادیواکتیو انسانساخت…………………………………………………………………………….. 64
- فصل پنجم: بحث و نتیجه گیری
- 5-1 شبیه سازی دز مؤثر فردی دریافت شده توسط انسان…………………………………………………………………………………………………. 67
- 5-2 زیست ردیابی عناصر پرتوزای انسان ساخت در برگ در خت کاج…………………………………………………………….. 68
- 5-3 نتیجه گیری…………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 69
- منابع…………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………. 70
- پیوست…………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 74
- چکیدة انگلیسی……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 81
چکیده
راکتور تحقیقاتی تهران، یک راکتور آب سبک با قدرت اسمی 5 مگاوات میباشد که با سوخت غنی سازی شدهٔ 20 درصد در بافت شهری تهران و منطقه مسکونی امیر آباد در حال فعالیت است. کارکرد این راکتور درطول سال به صورت تمام وقت نبوده و فعالیت آن به طور میانگین یک هفته در ماه میباشد. این پژوهش به بررسی آلودگی هوای ناشی از کارکرد نرمال راکتور در سال 1391، با بهره گیری از دو روش شبیه سازی پخش اتمسفری و زیست ردیابی پرداخته است. جهت تعیین میزان خروجی دودکش راکتور از روش نمونه برداری هوا از پمپ مانیتورینگ دودکش، با بهره گیری از فیلترهای فایبرگلاس و چارکل و آنالیز آنها با روش اسپکترومتری گاما استفاده شده است. فیلتر فایبرگلاس وظیفه به دام انداختن ذرات معلق بزرگتر از 1 میکرون و فیلتر چارکل وظیفه گیراندازی بخارات رادیواکتیو با نیمه عمر کوتاه را بر عهده داشته و شبیه سازی خروجی دودکش این راکتور با استفاده از نرم افزار PC-CREAM صورت گرفته است. در استفاده از این نرم افزار با وارد کردن اطلاعات حاصل از آنالیز فیلترها، آمار هواشناسی منطقه در فواصل سالهای 2011-2007، تعیین گروههای سنی هدف، میزان استنشاق گروههای سنی مختلف، میزان مصرف مواد غذایی تولید شدهٔ بومی توسط گروههای سنی مختلف، میزان حضور فرد در منطقه و مدت زمانی که فرد در درون ساختمان به سر میبرد، میزان دز مؤثر فردی جذب شده در فواصل 300، 500، 750، 1000، 2000 متری، در جهات 30، 60، 90، 120، 150، 180، 210، 240، 270، 300، 330، 360 درجه و برای گروههای سنی نوزادان 1 ساله، کودکان 10 ساله، بالغان و بالغان شاغل در بیرون از ساختمان، شبیه سازی و محاسبه گردیده است.
نتایج حاصله بیانگر این مطلب است که بیشترین دز مؤثر دریافت شدهٔ فردی 14-10×3/1 میکرو سیورت در فاصله 300 متری و در جهات 150 و 180 درجه میباشد و این میزان بسیار پایینتر از استانداردهای ملی و بین المللی است. در بحث زیست ردیابی از برگ درخت کاج تهران (Pinus eldarica) به عنوان گونهٔ درختی غالب و کهنسال منطقه، استفاده شده است. در این راستا نمونه برداری از برگ درختان در 6 ایستگاه منطبق بر باد غالب منطقه، در شعاع 300 متری از راکتور و در دو مرحله زمانی اوایل تیر و اواخر مهر ماه صورت گرفت. آنالیز این نمونهها با روش اسپکترومتری گاما و بهره گیری از آشکارساز هایپرژرمانیوم اجرا شده و نتایج آنالیز نمونههای گیاهی نشان میدهد که تنها عناصر رادیواکتیو موجود در آنها 40K و 7Be بوده که جزء عناصر رادیواکتیو طبیعی محسوب میشوند و به بیان دیگر این نمونهها فاقد عناصر رادیواکتیو مصنوعی هستند.
در کل با مشاهده نتایج به دست آمده از هر دو روش میتوان این طور نتیجه گیری کرد که کارکرد نرمال راکتور تحقیقاتی تهران برای ساکنین اطراف و به طور کل محیط زیست پیرامون (در شعاع 300 متری و بیشتر) ایمن میباشد.
کلمات کلیدی:
راکتور تحقیقاتی تهران، آلودگی هوا، عناصر رادیواکتیو، شبیه سازی، زیست ردیابی، نرم افزار PC-CREAM، درخت کاج تهران Pinus eldarica.
فصل اول
(مقدمه
- کلیات
– بیان مسئله
– اهداف پژوهش
– فرضیه پژوهش
– را کتور تحقیقاتی تهران
– راد یوا کتیویته محیطی
– مسیرهای انتشار پسماندهای راد یوا کتیو
– رفتار عناصر راد یوا کتیو در محیط زیست
– پایش پسما ند های منتشر شده در محیط
– ارزیابی دادههای خام پایش
– ا قدامات پیشگیرانه حفاظت محیط زیست
مقدمه
محیط زیست پیرامونمان دارای رادیواکتیویته طبیعی است. این رادیواکتیویته توزیع یکنواختی درتمام نقاط زمین نداشته و تابعی از ساختار زمین شناسی منطقهای است. فعالیتهای انسانی در صنعت هستهای شامل: تولید سوخت هستهای، ساخت چشمههای هستهای، داروئی و استفاده از آنها، نیروگاههای تولید برق هستهای و غیره، باعث توزیع مجدد و افزایش موضعی رادیواکتیویته در سطح کره زمین و در نتیجه موجب افزایش احتمال مواجهه و تماس شده است. رادیواکتیویته حاصل از فعالیتهای انسانی، بعد از سال 1940 در مرحله اول با سلاحهای هستهای و بعدها از طریق کاربرد پرتوها درتمام عرصه زندگی بشر، به رادیواکتیویته طبیعی اضافه شده است.
در صنایع هستهای فرآیندهای تولید و مصرف به گونهای طراحی و ساخته میشوند، که تا حد امکان آلایندههای رادیواکتیو تولید نشوند. متاسفانه، از نظر فنی مهندسی ایجاد شرایط و سیستمهای لازم برای نیل به هدف فوق به طور کامل، امکان پذیر نیست. برای حذف و یا کاهش آلایندههای رادیواکتیو در شارههای گازی و یا مایع (که بر حسب اجبار از تاسیسات هستهای در اتمسفر و یا در هیدروسفر رها میشوند) از روشهای کنترلی بسیار پیشرفته و دقیق استفاده میشود. با وجود استقرار تمام عوامل پیشگیرانه و کنترلی (مانند سیستمهای فیلتراسیون با کارائی بسیار بالا) درصد ناچیزی از مواد رادیواکتیو از این سیستمها عبور کرده و وارد محیط زیست میشوند. این مقدار ناچیز مواد، رادیواکتیویته بوده و در دراز مدت و در اثر استمرار میتواند آلودگی عمدهای را در اطراف تاسیسات اتمی بوجود آورد. از سوی دیگر، همیشه احتمال بروز حادثه و آزاد سازی مقدار زیادی از مواد رادیواکتیو به محیط در اثر نقص فنی و یا خطای انسانی وجود دارد. بنابراین، شناخت رفتار فیزیکی و شیمیایی عناصر رادیواکتیو در محیط جهت محدود کردن خطرات حاصل، ایجاد سیستمهای پایش و تهیه و تدوین مقررات و قوانین ایمنی، ضرورت دارد.
مستقل از فرآیندهای تولید و مصرف عناصر رادیواکتیو، آلایندههای مرتبط بیشتر از طریق هوا بصورت شارههای گازی حمل میشوند. شارههای گازی از عناصر گازی شکل مانند:،، و ذرات جامد و یا مایع معلق در هوا، تشکیل میگردند. این آلایندهها بطور عموم در زمان تولید، مصرف و بازفرآوری سوخت هستهای تولید میشوند. همچنین، دفع شارههای مایع و پسماندهای جامد رادیواکتیو در زمین و در آبها (بخصوص در دریا) نیز انجام میشود. بطور کلی، با توجه به برنامه توسعه صنعت هستهای کشورها، آلایندههای رادیواکتیو گازی، مایع و جامد که در این تاسیسات تولید میشوند، در آینده مشکل ساز خواهند شد. لذا لازم است تا رفتار فیزیکی، شیمیایی، هستهای و نحوه انتشار آنها در محیط بطور دقیق بررسی شده و برنامه ریزی و اقدامات اساسی برای رها سازی در شرایط ایمن و بهینه سازی این فرآیند، انجام شود (قنادی مراغه و همکاران، 1388).
با در نظر گرفتن روند رو به رشد فناوریهای هستهای (و دستاوردهای ارزشمند آن) در ایران، مطالعه بر روی آلودگیهای حاصله و ارائه راهکارهای کاهش و تعدیل اثرات آن ارزشمند گردیده است. مطالعاتی از این دست، میتواند راه گشایی در جهت پیشرفت این فناوری و همراهی آن با محیط زیستی پاک و سالم باشد.
هدف از اجرای این پژوهش بررسی آلودگی احتمالی خارج شده از دودکش راکتور تحقیقاتی تهران با دو روش نظارت بر مبداء و مقصد است. نظارت بر مبداء با استفاده از نمونه برداری هوای خروجی دودکش، آنالیز آزمایشگاهی آن، شبیه سازی پخش اتمسفری عناصر رادیواکتیو خارج شده و محاسبهٔ دز مؤثر دریافت شدهٔ فردی ناشی از این عناصر (توسط انسان) با بهره گیری از نرم افزار PC-CREAM صورت پذیرفته و نظارت بر مبداء با بهره گیری از روش زیست ردیابی در شعاع 300 متری (در درون منطقه بافر راکتور) اعمال گردیده که با استفاده از درخت کاج تهران (Pinus eldarica) به عنوان یک زیست ردیاب غیر فعال اجرایی شده است
کلیات|
1-1- بیان مسئله
راکتور تحقیقاتی تهران یک راکتور آب سبک است (با ظرفیت اسمی 5 مگاوات) که جهت تولید رادیو داروها و فعالیتهای تحقیقاتی مورد استفاده قرار میگیرد. این راکتور در سال 1346 در منطقه غیر مسکونی امیر آباد شمالی (شمال شهر تهران) به بهره برداری رسید؛ اما امروزه با گسترش شهر تهران کاملاً در بافت شهری واقع شده است. یکی از مهمترین مواردی که در زمینه ایمنی راکتورهای تحقیقاتی باید مورد بررسی قرارگیرد، سنجش میزان آلودگی محیط اطراف راکتور میباشد که به دلیل حضور اجتناب ناپذیر کارکنان در داخل سایت و سکونت مردم عادی در محدوده خارج سایت از اهمیت ویژهای برخوردار است. بدین جهت پژوهش در این راستا (شبیه سازی پخش آلودگی هوای راکتور تهران در حالت کارکرد نرمال، تعیین تأثیر احتمالی آن بر مردم منطقه و نمونه برداری گیاهی از محیط پیرامون راکتور) میتواند هدفمند و کاربردی باشد.
1-2- اهداف پژوهش
- تعیین نوع و میزان عناصر رادیواکتیو آزاد شده از دودکش راکتور تهران در شرایط کارکرد نرمال.
- تعیین دز قابل جذب ناشی از این عناصر.
- بررسی میزان جذب احتمالی عناصر رادیواکتیو ناشی از راکتور تهران در گیاهان اطراف راکتور.
1-3- فرضیه پژوهش
میزان عناصر رادیواکتیو آزاد شده از دودکش راکتور تهران و دز جذب شدهٔ ناشی از آنها در شرایط کارکرد نرمال کمتر از میزان استاندارد است.
1-4- ماهیت پرتوزایی[1]
هسته یک اتم از نوکلئونها تشکیل شده که شامل پروتونهای باردار مثبت و نوترونهای خنثی میباشند و هردوی آنها توسط نیروهای عظیم هستهای که بر دافعه الکتروستاتیک بین پروتونها غلبه میکند، محصور شدهاند. ابری از الکترونهای در حال چرخش که هر کدام از آنها یک بار منفی معادل یک بار مثبت پروتون دارند هسته را احاطه کرده است. بطور طبیعی، بارهای منفی الکترونها با بارهای مثبت پروتونها در تعادل هستند و تعداد الکترونها و بار هسته نشان دهندهٔ آن است که عنصر به کدام اتم تعلق دارد و خواص شیمیاییاش کدام است.
یک اتم معمولاً در جریان یک واکنش شیمیایی یا از طریق فرآیندهای فیزیکی یک یا چند الکترون میگیرد یا از دست میدهد. سپس به یک یون باردار منفی یا مثبت تبدیل میشود که از نظر شیمیایی خیلی فعالتر از اتم خنثی است و فرآیند این عمل، یونیزاسیون نامیده میشود.
اتمهای یک عنصر شیمیایی تعداد پروتونهای برابری دارند، اما تعداد نوترونهای آنها ممکن است متفاوت باشد. این متغیرها به عنوان ایزوتوپ شناخته شدهاند و خواص شیمیایی یکسان دارند، ولی جرم هستهٔ آنها متفاوت است. بر این اساس 99 درصد کربن موجود در طبیعت که هستهای حاوی 6 پروتون و 6 نوترون دارد و به شکل کربن-12 یا 12C نشان داده میشود، چون هستهاش 12 نوکلئون دارد.
اما یک درصد شامل 7 نوترون است و به شکل کربن-13 نشان داده میشود. هردوی اینها ایزوتوپهای پایداری هستند، اما بعضی ایزوتوپهای دیگر ناپایدارند. پتاسیم با 19 پروتون و 20 نوترون در هسته به عنوان پتاسیم 39 وجود دارد. پتاسیم-40 هم با 21 نوترون به طور طبیعی وجود دارد، اما ناپایدار است. ناپایداری هسته با تغییر نسبت پروتونها به نوترونها که با نشر ذره و انرژی همراه است، جبران میشود. این خاصیت به عنوان پرتوزایی شناخته شده و حالات ناپایدار، رادیوایزوتوپ یا رادیونوکلوئید هستند. هر رادیوایزوتوپ تغییر هستهای و شکل نشر ویژهٔ خود را دارد (کلارک، 1380).
1-4-1- پرتوزایی آلفا (α)
هستهٔ ناپایدار، ذرهٔ α نشر میکند که از دو پروتون و دو نوترون تشکیل شده است. وقتی که هسته دوبار مثبت از دست میدهد، اتم به عنصری که در دو خانه قبل از خودش در جدول تناوبی قرار دارد، تبدیل میگردد. ذرات α نسبتاً کند حرکت کرده و انرژی خود را در فاصله خیلی کوتاهی از دست میدهند. آنها بعد از چند سانتیمتر حرکت در هوا یا فقط μm 40 در بافت، متوقف میشوند و مادهای راکه از آن میگذرند، شدیداً یونیزه میسازند. این ذرات نسبت به آنهایی که مسیر طولانیتری طی میکنند، موجب بروز صدمهٔ بیشتری میشوند. بنابراین اگر هستههای نشر کننده ذرات α به عنوان مثال از طریق بلع یا استنشاق وارد بدن گردند، پیامدهای زیستی زیادی خواهد داشت (کلارک، 1380).
1-4-2- پرتوزایی بتا (β)
در یک هستهٔ ناپایدار، یک نوترون خودبخود به پروتون تبدیل میشود و بالعکس، در نتیجه اتمی حاصل میشود که در جدول تناوبی به ترتیب یک خانه جلوتر با عقبتر از اتم مزبور قرار میگیرد. برای توازن بار، یک ذرهٔ β منتشر میشود. اگر یک نوترون به یک پروتون تبدیل گردد، بتا یک ذرهٔ باردار منفی است یا اگر یک پروتون به یک نوترون تغییر کند، معادل باردار مثبت آن پوزیترون[2] میباشد. انرژی ذرات β خیلی متغیر است، اما بیشتر آن را در مسیر نسبتاً کوتاهی از دست میدهند و آنها را میتوان تا چند میلی متر در پرسپکس[3] یا mm 40 در بافت نشان داد. یک نشر کننده β نیز همانند α اگر وارد بدن شود، تأثیر زیستی زیادی دارد (کلارک، 1380).
1-4-3- شکافت خودبخودی[4]
هستهٔ تعدادی از عناصر ناپایدار سنگین همیشه مقدار اضافی نوترون دارد. هسته به دو ذرهٔ بزرگ از عناصر میانی جدول و چند نوترون آزاد شکسته میشود. این فرآیند به عنوان شکافت خودبخودی شناخته شده است و مواد حاصل از آن نیز ناپایدارند. نوترونها فقط در اثر برخورد با هستههای دیگر کند میشوند. به دلیل ندرت وقوع این پدیده، نوترونها تا مسافت قابل توجهی در ماده نفوذ میکنند. اگرچه آنها هیچ بار الکتریکی را حمل نمیکنند و سبب یونیزاسیون نمیشوند، اما هستهای که با آن برخورد میکند، در فاصله کوتاهی سبب یونیزاسیون میشود (مانند ذرات α هستهای که نهایتاً نوترون را جذب میکند، تابش قوی γ دارد) (کلارک، 1380).
1-4-4- تابش گاما (γ)
پرتوهای γ مشابه اشعهٔ x است و مانند آن به طور عمیق در مواد نفوذ کرده و به شدت آنها را یونیزه مینماید. بافتهای زنده در مقابل تابش γ باید توسط مواد سنگین نظیر سرب و بتون با ضخامت قابل توجه حفاظت شوند. علاوه بر نشر از طریق هستهٔ بمباران شده با نوترونها، مقداری از انرژی آزاد شده توسط نشر کنندههای α و β به ویژه β نیز به شکل اشعهٔ γ میباشند (کلارک، 1380).
1-5- واحدهای اندازه گیری
1-5-1- بکرل[5] (Bq)
پرتوزایی با فرکانس که طی آن واپاشی مادهٔ پرتوزا انجام میشود، اندازه گیری میگردد. بکرل یک واپاشی هستهای در ثانیه است. مقدار بالایی پرتوزایی ممکن است به ترابکرل[6] برسد. بکرل جایگزین واحد قدیمی پرتوزایی، کوری[7] (Ci) شده است که مقدار پرتوزایی معادل یک گرم رادیم (226Ra) بوده و برابر 1010×7/3 بکرل است (کلارک، 1380).
1-5-2- گری[8] (Gy)
بکرل ماهیت واپاشی را در نظر نگرفته و تنها به فرکانس آن توجه میکند. برای مطالعات زیستی، مهمتر آن است که مقدار تابش جذب شده توسط یک بافت با یک موجود را بدانیم. این ویژگی توسط گری انرژی (Gy) به عنوان مقدار تابشی که سبب میشود 1 کیلوگرم از بافت یک ژول انرژی جذب کند، تعریف میشود. واحد قدیمی که Gy جایگزین آن شده، راد[9] است که 01/0 گری میباشد (کلارک، 1380).
1-5-3- سیورت[10] (Sv)
ضرر انواع تابش با انرژی یکسان برای بافت زنده متفاوت است و نوترونها یا ذرات α، حدوداً 10 برابر ذرات γ یا β با گری یکسان، تأثیر دارند. سیورت یک واحد قراردادی است که برای در نظر گرفتن این تفاوت طراحی شد. بنابراین مقدار یک سیورت از 1 گری ذرات γ یا 1/0 گری نوترون تشکیل شده است. واحد قدیمی که سیورت جایگزین آن شده، رم[11] میباشد که 01/0 سیورت است (کلارک، 1380).
1-5-4- نیمه عمر[12]
پرتوزایی یک ماده با گذشت زمان کاهش مییابد. بعد از یک نیمه عمر پرتوزایی نصف میشود. هر رادیونوکلوئیدی نیمه عمر ویژه خود را دارد که ممکن است کسری از ثانیه، روز، ماه یا میلیون سال باشد. نیمه عمر 226Ra، 1062 سال است. پرتوزایی با نیمه عمر ارتباط معکوس داشته و مادهای با نیمه عمر زیاد، پرتوزایی کمی دارد (کلارک، 1380).
1-6- راکتورهای هستهای
دردههٔ چهل قرن بیستم، اولین راکتور هستهای پا به عرصه ظهور گذاشت و بدین طریق، استفاده از انرژی هستهای آغاز شد. راکتورهای هستهای، در ابتدا بیشتر برای اهداف نظامی مورد استفاده قرار میگرفتند. به عنوان مثال، از دههٔ چهل تا اوایل دههٔ پنجاه، در آمریکا راکتورهایی ساخته شد که هدف اصلی آن تهیه پلوتونیوم مورد نیاز در ساخت سلاحهای هستهای بود. با توجه به مزایای استفاده از انرژی هستهای به عنوان نیروی محرکه در زیردریاییها، بعد از جنگ جهانی دوم آمریکا تحقیقات زیادی را بر روی ساخت این گونه زیر دریاییها متمرکز کرده، و در سال 1955 اولین زیر دریایی هستهای را، ساخت. در سال 1954، اتحاد جماهیر شوروی سابق یک نیروگاه آزمایشی تحقیقاتی (KW)5000 و در اواخر 1957 (بر مبنای فن آوری راکتورهای آب تحت فشار) یک راکتور (MW)60 ساخت. در همین دوران، چند نوع زیردریایی و ناو یخ شکن هستهای و در سال 1964، یک نیروگاه هستهای آب جوشان گرافیتی با قدرت (MW)100 ساختند. بعد از دههٔ 60، جهان روند صلح آمیزی به خود گرفت و صنایع رشد سریعی پیدا کردند. بنابراین، جنبههای صلح آمیز انرژی هستهای، بیشتر مورد توجه قرار گرفتند. میتوان گفت که دههٔ 60 و 70، دوران رشد و توسعه نیروگاههای هستهای میباشند.
بعد از آن نیروگاههای هستهای از نظر تعداد، تنوع، ظرفیت و فن آوری رشد یافتند. با توجه به رشد سریع جوامع انسانی و صنعت، منابع محدود سوختهای فسیلی به سرعت مصرف میشوند. طبق برآوردهای متخصصان انرژی، سوختهای فسیلی حداکثر تا چند قرن دیگر به کلی مصرف خواهند شد. علاوه بر سوختهای فسیلی، منابع دیگری از قبیل: هستهای، باد، آب، خورشید، امواج دریا و زمین گرمایی وجود دارند. در این میان انرژی هستهای منبع جدیدی است که در صنعت کاربرد وسیعی پیدا کرده و فن آوری آن به خوبی شناخته شده است.
انرژی هستهای نه تنها چگالی حجمی (انرژی در واحد حجم) بسیار بالایی دارد؛ بلکه ذخایر آن نیز در طبیعت بسیار زیاد است. طبق برآوردهای اولیه، ذخایر موجود شناخته شده اورانیوم و توریوم از نظر انرژی حدود 20 برابر سوختهای فسیلی موجود است. یکی از کاربردهای اساسی راکتورهای هستهای، استفاده آنها در زیر دریاییها و یا سفینههای فضایی، است. در زیر دریایی هستهای برای احتراق سوخت نیازی به هوا نیست و این یک امتیاز محسوب میشود.
زیر دریاییهای هستهای از نظر صوتی سر و صدای کمتر و قابلیت اعتماد بالایی دارند. با توجه به بالا بودن چگالی حجمی انرژی هستهای، سوخت آن دوام بیشتری دارد. این مطلب در مواردی که مصرف سوخت بالاست، اهمیت زیادی خواهد داشت.
انرژی حاصل از شکافت کامل یک کیلوگرم، بطور تقریبی با انرژی حاصل از احتراق 2800 تن استاندارد زغال سنگ و یا 2100 تن نفت، برابر است.
Abstract
Tehran research reactor is a light water reactor with 5 megawatt power which has been worked with 20% enriched fuel located in urban part of Tehran in Amirabad residential area. This reactor does not work for all year and its activity is limited to one week per month on the average. This study examine air pollution resulting from normal function of the reactor with use of two methods including atmospheric simulation and biotracking in 2012. In order to determine the exhaust of the chimney of the reactor, the air was sampled with monitoring pump equipped with fiber glass and charcoal filters and analyzed and analysis with Gamma spectrometry method. Fiber glass and charcoal Filters trap particulate matter bigger than 1 micron and short half-life radioactive fumes, respectively. The chimney output simulation is performed by PC-CREAM software. This software simulated and calculated the rate of effective personal uptake dose at 300, 500, 750, 1000 and 2000 meters distance and 30, 60, 90, 120, 150, 180, 210, 240, 270, 300, 330 and 360 degrees directions and for different groups of 1 year infants, 10 year children, adults and outdoor employed adults by entering data obtained from filters analysis, status of area weather during 2007-2011, target age groups, the rate of inhalation of different groups, consumption rate of native food produced by different age groups, the time of individual presence in the area and time for being a person in one building.
The results show that most effective received dose is 1/3×10 -14 micro sievert in 300 m distance and 150, 180 degree direction. This rate is much lower than national and international standards. For biotracking pine tree (Pinus eldarica) that is an old tree species was used. This part of study has been performed by sampling tree leaves from 6 stations in radius of 300 meters from reactor in June and October. Analysis of the samples has been performed by Gamma spectrometry method equipped with hypergermanium detector. The results show that the only present radioactive element is 7Be and 40k which are part of the natural radioactive elements that means there is no artificial radioactive elements in the samples. In general, based on the results, the normal function of Tehran research reactor is safe for residents and environment.
Key words:
Tehran research reactor, Air pollution, Radioactive elements, simulation, biotracking, PC-CREAM software, Pinus eldarica.
نقد و بررسیها
هنوز بررسیای ثبت نشده است.