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 خانوادگی دانشجو
تاریخ وامضاء
دانشگاه آزاد اسلامی
واحد لاهیجان
دانشکده منابع طبیعی
گروه محیط زیست
پایان نامه کارشناسی ارشد
موضوع:
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
استادان راهنما :
دکتر فاطمه شریعتی فیض آبادی
دکتر سید فرهاد فرنودی
استادان مشاور:
دکتر عبدالکریم کشاورز شکری
مهندس ناهید صادقی
نگارش :
سید محمد موسوی
نیمسال اول92-91
فهرست مطالب
عنوان صفحه
چكيده1
فصل اول: مقدمه و كليات
مقدمه4
کلیات6
1-1 بیان مسئله6
1-2 اهداف پژوهش6
1-3 فرضیه پژوهش7
1-4 ماهیت پرتوزایی7
1-4-1 پرتوزایی آلفا8
1-4-2 پرتوزایی بتا8
1-4-3 شکافت خودبخودی9
1-4-4 تابش گاما9
1-5 واحدهای اندازه گیری9
1-5-1 بکرل9
1-5-2 گری10
1-5-3 سیورت10
1-5-4 نیمه عمر10
1-6 راکتورهای هسته ای10
1-7 انواع راکتورهای هسته ای12
1-8 راکتور تحقیقاتی تهران13
1-9 عملیات چرخه سوخت15
1-10 رادیواکتیویته محیطی18
1-11 مسیرهای انتشار پسماندهای رادیواکتیو18
1-11-1 رهاسازی شاره های رادیواکتیو در اتمسفر19
1-11-1-1 راه های پرتوگیری از هوا20
عنوان صفحه
1-11-2 تخلیه پسماندهای رادیواکتیو در هیدروسفر21
1-11-2-1 مسیرهای بحرانی پرتوگیری از آب22
1-11-3- مسیرهای پرتوگیری از خاک23
1-12 رفتار عناصر رادیواکتیو در محیط زیست23
1-12-1 رفتار عناصر رادیواکتیو در خاک23
1-12-2 رفتار عناصر رادیواکتیو در حیوانات و گیاهان25
1-13 پایش پسماندهای منتشر شده در محیط26
1-13-1 پایش اتمسفر27
1-13-2 پایش محیط های آبی28
1-13-2-1 پایش محیط های آبی سطحی28
1-13-2-2 پایش سفره های آب زیرزمینی29
1-13-3 پایش گیاهان30
1-14 ارزیابی داده های خام پایش31
1-15 اقدامات پیشگیرانه حفاظت محیط زیست31
فصل دوم: پیشینه تحقیق
2-1 سوابق داخل کشور34
2-2 سوابق خارج از کشور36
فصل سوم: مواد و روش ها
3-1 منطقه مطالعاتی42
3-2 نمونه برداری هوا از دودکش راکتور44
3-3 شبیه سازی آلودگی هوای رهاسازی شده در اتمسفر45
3-3-1 اطلاعات نقطه تخلیه اتمسفری46
3-3-2 مدت زمان تأثیرپذیری فرد46
3-3-3 میزان تخلیه اتمسفری46
3-3-4 انتخاب مسیرهای در معرض قرار گرفتن فرد توسط پخش اتمسفری47
3-3-5 موقعیت مکانی فرد گیرنده47
عنوان صفحه
3-3-6 اطلاعات هواشناسی منطقه47
3-3-7 اطلاعات مصرف مواد غذایی49
3-3-8 میزان حضور فرد در منطقه و میزان استنشاق49
3-3-9 اجرای نرم افزار و گرفتن خروجی50
3-4 زیست ردیابی عناصر رادیواکتیو انسانساخت50
3-4-1 روش نمونه برداری، آماده سازی53
3-4-2 آنالیز دستگاهی نمونه ها53
فصل چهارم: نتایج
4-1 نتایج حاصل از نمونه برداری هوا و آنالیز فیلترها55
4-2 نتایج شبیه سازی آلودگی هوای رهاسازی شده در اتمسفر59
4-3 نتایج حاصل از زیست ردیابی عناصر رادیواکتیو انسانساخت64
فصل پنجم: بحث و نتیجه گیری
5-1 شبیه سازی دز مؤثر فردی دریافت شده توسط انسان67
5-2 زیست ردیابی عناصر پرتوزای انسان ساخت در برگ در خت کاج68
5-3 نتیجه گیری69
منابع70
پیوست74
چكيدة انگليسي81

فهرست جداول
عنوان صفحه
جدول 3-1 طبقات پایداری هوا48
جدول 3-2 نحوه به دست آوردن طبقات پایداری هوا بر اساس گرادیان حرارتی و سرعت باد48
جدول 3-3 درصد حضور افراد در داخل ساختمان50
جدول 3-4 میزان استنشاق هوا توسط یک فرد در سال50
جدول 4-1 نتایج آنالیز فیلتر نمونه برداری هوا توسط دتکتور هایپرژرمانیوم با راندمان 40%56
جدول 4-2 نتایج آنالیز فیلتر نمونه برداری هوا توسط دتکتور هایپرژرمانیوم با راندمان نامعلوم58
جدول 4-3 نتایج آنالیز فیلتر نمونه برداری هوا توسط دتکتور سنتیلاتور با راندمان نامعلوم58
جدول 4-4 درصد تأثیر مسیرهای مختلف بر دز مؤثر فردی جذب شده59
جدول 4-5 میزان دز مؤثر فردی دریافت شده طی 1 سال61
جدول 4-6 میزان دز مؤثر فردی دریافت شده طی 5 سال62
جدول 4-7 میزان دز مؤثر فردی دریافت شده طی 50 سال63
جدول 4-8 غلظت عناصر رادیواکتیو یافت شده در نمونه های گیاهی ایستگاه شماره 164
جدول 4-9 غلظت عناصر رادیواکتیو یافت شده در نمونه های گیاهی ایستگاه شماره 264
جدول 4-10 غلظت عناصر رادیواکتیو یافت شده در نمونه های گیاهی ایستگاه شماره 364
جدول 4-11 غلظت عناصر رادیواکتیو یافت شده در نمونه های گیاهی ایستگاه شماره 465
جدول 4-12 غلظت عناصر رادیواکتیو یافت شده در نمونه های گیاهی ایستگاه شماره 565
جدول 4-13 غلظت عناصر رادیواکتیو یافت شده در نمونه های گیاهی ایستگاه شماره 665

فهرست نمودارها
عنوان صفحه
نمودار 3-1 فراوانی وزش باد بر اساس اطلاعات هواشناسی سال 2007 الی 2011 52
نمودار 4-1 درصد تأثیر مسیرهای مختلف بر دز مؤثر جذب شده 59

فهرست تصاوير
عنوان صفحه
تصوير 1-1 راکتور تحقیقاتی تهران14
تصوير 1-2 عملیات چرخه سوخت برای راکتور آب سبک15
تصوير 1-3 چرخه پرتوگیری عموم مردم از تأسیسات هسته ای21
تصوير 3-1 موقعیت سایت و راکتور تحقیقاتی تهران43
تصوير 3-2 نمونه فیلتر فایبر گلاس44
تصوير 3-3 نمونه فیلتر چارکل45
تصوير 3-4 سطح مقطع تنه درخت کاج تهران، واقع در سایت تهران جهت تعیین سن51
تصوير 3-5 موقعیت راکتور تهران و ایستگاه های انتخاب شده جهت نمونه برداری گیاهی52
تصوير 4-1 فایل هواشناسی ساخته شده جهت ورود به نرم افزار60
تصوير الف -1 صفحه نخست بخش پخش اتمسفری نرم افزار PC-CREAM75
تصوير الف -2 وارد کردن ارتفاع دودکش در نرم افزار75
تصوير الف -3 مدت زمان تأثیرپذیری فرد76
تصوير الف -4 میزان اکتیویته خروجی از دودکش بر حسب بکرل در سال76
تصوير الف -5 تعیین گروه های سنی هدف و مسیرهای انتقال آلودگی77
تصوير الف -6 مشخصات نقطه هدف77
تصوير الف-7 انتخاب فایل هواشناسی ساخته شده با استفاده از مشخصه های هواشناسی منطقه78
تصوير الف -8 میزان مصرف مواد غذایی78
تصوير الف -9 میزان مصرف مواد غذایی از محصولات بومی منطقه79
تصوير الف -10 میزان حضور فرد در منطقه و میزان استنشاق در سال79
تصوير الف -11 اجرای نرم افزار و گرفتن خروجی80
چکیده
راکتور تحقیقاتی تهران، یک راکتور آب سبک با قدرت اسمی 5 مگاوات می باشد که با سوخت غنی سازی شدۀ 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 می باشد. 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 سال های 2011-2007، تعیین گروه های سنی هدف، میزان استنشاق گروه های سنی مختلف، میزان مصرف مواد غذایی تولید شدۀ بومی توسط گروه های سنی مختلف، میزان حضور فرد در منطقه و مدت زمانی که فرد در درون ساختمان به سر می برد، 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 گروه های 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 شدۀ فردی 14-10×3/1 میکرو سیورت در فاصله 300 متری و در جهات 150 و 180 درجه می باشد 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 گونۀ 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 نمونه ها با روش اسپکترومتری گاما و بهره گیری از آشکارساز هایپرژرمانیوم اجرا شده و نتایج آنالیز نمونه های گیاهی نشان می دهد که تنها عناصر رادیواکتیو موجود در آنها 40K و 7Be بوده که جزء عناصر رادیواکتیو طبیعی محسوب می شوند و به بیان دیگر این نمونه ها فاقد عناصر رادیواکتیو مصنوعی هستند.
در کل با مشاهده نتایج به دست آمده از هر دو روش می توان 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 می باشد.
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 پسماند های راد یوا کتیو
– رفتار عناصر راد یوا کتیو در محیط زیست
– پایش پسما ند های منتشر شده در محیط
– ارزیابی داده های 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 منطقه ای است. فعالیت های انسانی در صنعت هسته ای شامل: تولید سوخت هسته ای، ساخت چشمه های هسته ای، داروئی و استفاده از آنها، نیروگاه های تولید برق هسته ای 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 فعالیت های انسانی، بعد از سال 1940 در مرحله اول با سلاح های هسته ای و بعدها از طریق کاربرد پرتوها درتمام عرصه زندگی بشر، به رادیواکتیویته طبیعی اضافه شده است.
در صنایع هسته ای فرآیندهای تولید و مصرف به گونه ای طراحی و ساخته می شوند، که تا حد امکان آلاینده های رادیواکتیو تولید نشوند. متاسفانه، از نظر فنی مهندسی ایجاد شرایط و سیستم های لازم برای نیل به هدف فوق به طور کامل، امکان پذیر نیست. برای حذف و یا کاهش آلاینده های رادیواکتیو در شاره های گازی و یا مایع (که بر حسب اجبار از تاسیسات هسته ای در اتمسفر و یا در هیدروسفر رها می شوند) از روش های کنترلی بسیار پیشرفته و دقیق استفاده می شود. با وجود استقرار تمام عوامل پیشگیرانه و کنترلی (مانند سیستم های فیلتراسیون با کارائی بسیار بالا) درصد ناچیزی از مواد رادیواکتیو از این سیستم ها عبور کرده و وارد محیط زیست می شوند. این مقدار ناچیز مواد، رادیواکتیویته بوده و در دراز مدت و در اثر استمرار می تواند آلودگی عمده ای 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 سیستم های پایش و تهیه و تدوین مقررات و قوانین ایمنی، ضرورت دارد.
مستقل از فرآیندهای تولید و مصرف عناصر رادیواکتیو، آلاینده های مرتبط بیشتر از طریق هوا بصورت شاره های گازی حمل می شوند. شاره های گازی از عناصر گازی شکل مانند: (_ ^3) H ،(_ ^131) I ، (_ ^40)Ar و ذرات جامد و یا مایع معلق در هوا، تشکیل می گردند. این آلاینده ها بطور عموم در زمان تولید، مصرف و بازفرآوری سوخت هسته ای تولید می شوند. همچنین، دفع شاره های مایع و پسماندهای جامد رادیواکتیو در زمین و در آبها (بخصوص در دریا) نیز انجام می شود. بطور کلی، با توجه به برنامه توسعه صنعت هسته ای کشورها، آلاینده های رادیواکتیو گازی، مایع و جامد که در این تاسیسات تولید می شوند، در آینده مشکل ساز خواهند شد. لذا لازم است تا رفتار فیزیکی، شیمیایی، هسته ای 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 فناوری های هسته ای (و دستاورد های ارزشمند آن) در ایران، مطالعه بر روی آلودگی های 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 محاسبۀ دز مؤثر دریافت شدۀ 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 فعالیت های تحقیقاتی مورد استفاده قرار می گیرد. 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 کاملا در بافت شهری واقع شده است. یکی از مهم ترین مواردی که در زمینه ایمنی راکتورهای تحقیقاتی باید مورد بررسی قرارگیرد، سنجش میزان آلودگی محیط اطراف راکتور می باشد که به دلیل حضور اجتناب ناپذیر کارکنان در داخل سایت و سکونت مردم عادی در محدوده خارج سایت از اهمیت ویژه ای برخوردار است. بدین جهت پژوهش در این راستا (شبیه سازی پخش آلودگی هوای راکتور تهران در حالت کارکرد نرمال، تعیین تاثیر احتمالی آن بر مردم منطقه و نمونه برداری گیاهی از محیط پیرامون راکتور) می تواند 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 شدۀ ناشی از آنها در شرایط کارکرد نرمال کمتر از میزان استاندارد است.
1-4- ماهیت پرتوزایی1
هسته یک اتم از نوکلئون ها تشکیل شده که شامل پروتون های باردار مثبت و نوترون های خنثی می باشند و هردوی آنها توسط نیروهای عظیم هسته ای که بر دافعه الکتروستاتیک بین پروتون ها غلبه می کند، محصور شده اند. ابری از الکترون های 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 الکترون ها با بارهای مثبت پروتون ها در تعادل هستند و تعداد الکترون ها و بار هسته نشان دهندۀ آن است که عنصر به کدام اتم تعلق دارد و خواص شیمیایی اش کدام است.
یک اتم معمولاً در جریان یک واکنش شیمیایی یا از طریق فرآیندهای فیزیکی یک یا چند الکترون می گیرد یا از دست می دهد. سپس به یک یون باردار منفی یا مثبت تبدیل می شود که از نظر شیمیایی خیلی فعالتر از اتم خنثی است و فرآیند این عمل، یونیزاسیون نامیده می شود.
اتم های یک عنصر شیمیایی تعداد پروتون های برابری دارند، اما تعداد نوترون های آنها ممکن است متفاوت باشد. این متغیرها به عنوان ایزوتوپ شناخته شده اند و خواص شیمیایی یکسان دارند، ولی جرم هستۀ آن ها متفاوت است. بر این اساس 99 درصد کربن موجود در طبیعت که هسته ای حاوی 6 پروتون و 6 نوترون دارد و به شکل کربن-12 یا 12C نشان داده می شود، چون هسته اش 12 نوکلئون دارد.
اما یک درصد شامل 7 نوترون است و به شکل کربن-13 نشان داده می شود. هردوی این ها ایزوتوپ های پایداری هستند، اما بعضی ایزوتوپ های 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 پروتون ها به نوترون ها که با نشر ذره و انرژی همراه است، جبران می شود. این خاصیت به عنوان پرتوزایی شناخته شده و حالات ناپایدار، رادیوایزوتوپ یا رادیونوکلوئید هستند. هر رادیوایزوتوپ تغییر هسته ای و شکل نشر ویژۀ خود را دارد (کلارک، 1380).
1-4-1- پرتوزایی آلفا (α)
هستۀ ناپایدار، ذرۀ α نشر می کند که از دو پروتون و دو نوترون تشکیل شده است. وقتی که هسته دوبار مثبت از دست می دهد، اتم به عنصری که در دو خانه قبل از خودش در جدول تناوبی قرار دارد، تبدیل می گردد. ذرات α نسبتاً کند حرکت کرده و انرژی خود را در فاصله خیلی کوتاهی از دست می دهند. آنها بعد از چند سانتیمتر حرکت در هوا یا فقط μm 40 در بافت، متوقف می شوند و ماده ای راکه از آن می گذرند، شدیداً یونیزه می سازند. این ذرات نسبت به آنهایی که مسیر طولانی تری طی میکنند، موجب بروز صدمۀ بیشتری می شوند. بنابراین اگر هسته های 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 هستۀ ناپایدار، یک نوترون خودبخود به پروتون تبدیل می شود و بالعکس، در نتیجه اتمی حاصل می شود که در جدول تناوبی به ترتیب یک خانه جلوتر با عقب تر از اتم مزبور قرار می گیرد. برای توازن بار، یک ذرۀ β منتشر می شود. اگر یک نوترون به یک پروتون تبدیل گردد، بتا یک ذرۀ باردار منفی است یا اگر یک پروتون به یک نوترون تغییر کند، معادل باردار مثبت آن پوزیترون2 می باشد. انرژی ذرات β خیلی متغیر است، اما بیشتر آن را در مسیر نسبتاً کوتاهی از دست می دهند و آنها را می توان تا چند میلی متر در پرسپکس3 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 خودبخودی4
هستۀ تعدادی از عناصر ناپایدار سنگین همیشه مقدار اضافی نوترون دارد. هسته به دو ذرۀ بزرگ از عناصر میانی جدول و چند نوترون آزاد شکسته می شود. این فرآیند به عنوان شکافت خودبخودی شناخته شده است و مواد حاصل از آن نیز ناپایدارند. نوترون ها فقط در اثر برخورد با هسته های دیگر کند می شوند. به دلیل ندرت وقوع این پدیده، نوترون ها تا مسافت قابل توجهی در ماده نفوذ می کنند. اگرچه آنها هیچ بار الکتریکی را حمل نمی کنند و سبب یونیزاسیون نمی شوند، اما هسته ای که با آن برخورد می کند، در فاصله کوتاهی سبب یونیزاسیون می شود (مانند ذرات α هسته ای که نهایتاً نوترون را جذب می کند، تابش قوی γ دارد) (کلارک، 1380).
1-4-4- تابش گاما (γ)
پرتوهای γ مشابه اشعۀ x است و مانند آن به طور عمیق در مواد نفوذ کرده و به شدت آنها را یونیزه می نماید. بافت های زنده در مقابل تابش γ باید توسط مواد سنگین نظیر سرب و بتون با ضخامت قابل توجه حفاظت شوند. علاوه بر نشر از طریق هستۀ بمباران شده با نوترون ها، مقداری از انرژی آزاد شده توسط نشر کننده های α و β به ویژه β نیز به شکل اشعۀ γ می باشند (کلارک، 1380).
1-5- واحدهای اندازه گیری
1-5-1- بکرل5 (Bq)
پرتوزایی با فرکانس که طی آن واپاشی مادۀ پرتوزا انجام می شود، اندازه گیری می گردد. بکرل یک واپاشی هسته ای در ثانیه است. مقدار بالایی پرتوزایی ممکن است به ترابکرل6 برسد. بکرل جایگزین واحد قدیمی پرتوزایی، کوری7 (Ci) شده است که مقدار پرتوزایی معادل یک گرم رادیم (226Ra) بوده و برابر 1010×7/3 بکرل است (کلارک، 1380).
1-5-2- گری8 (Gy)
بکرل ماهیت واپاشی را در نظر نگرفته و تنها به فرکانس آن توجه می کند. برای مطالعات زیستي، 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 می شود 1 کیلوگرم از بافت یک ژول انرژی جذب کند، تعریف می شود. واحد قدیمی که Gy جایگزین آن شده، راد9 است که 01/0 گری می باشد (کلارک، 1380).
1-5-3- سیورت10 (Sv)
ضرر انواع تابش با انرژی یکسان برای بافت زنده متفاوت است و نوترون ها 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، رم11 می باشد که 01/0 سیورت است (کلارک، 1380).
1-5-4- نیمه عمر12
پرتوزایی یک ماده با گذشت زمان کاهش می یابد. بعد از یک نیمه عمر پرتوزایی نصف می شود. 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 ماده ای با نیمه عمر زیاد، پرتوزایی کمی دارد (کلارک، 1380).
1-6- راکتورهای هسته ای
دردهۀ چهل قرن بیستم، اولین راکتور هسته ای پا به عرصه ظهور گذاشت و بدین طریق، استفاده از انرژی هسته ای آغاز شد. راکتورهای هسته ای، در ابتدا بیشتر برای اهداف نظامی مورد استفاده قرار می گرفتند. به عنوان مثال، از دهۀ چهل تا اوایل دهۀ پنجاه، در آمریکا راکتورهایی ساخته شد که هدف اصلی آن تهیه پلوتونیوم مورد نیاز در ساخت سلاح های هسته ای بود. با توجه به مزایای استفاده از انرژی هسته ای به عنوان نیروی محرکه در زیردریایی ها، بعد از جنگ جهانی دوم آمریکا تحقیقات زیادی را بر روی ساخت این گونه زیر دریایی ها متمرکز کرده، و در سال 1955 اولین زیر دریایی هسته ای 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 هسته ای و در سال 1964، یک نیروگاه هسته ای آب جوشان گرافیتی با قدرت (MW)100 ساختند. بعد از دهۀ 60 ، جهان روند صلح آمیزی به خود گرفت و صنایع رشد سریعی پیدا کردند. بنابراین، جنبه های صلح آمیز انرژی هسته ای، بیشتر مورد توجه قرار گرفتند. می توان گفت که دهۀ 60 و 70 ، دوران رشد و توسعه نیروگاه های هسته ای می باشند.
بعد از آن نیروگاه های هسته ای از نظر تعداد، تنوع، ظرفیت و فن آوری رشد یافتند. با توجه به رشد سریع جوامع انسانی و صنعت، منابع محدود سوخت های فسیلی به سرعت مصرف می شوند. طبق برآوردهای متخصصان انرژی، سوخت های فسیلی حداکثر تا چند قرن دیگر به کلی مصرف خواهند شد. علاوه بر سوخت های فسیلی ، منابع دیگری از قبیل: هسته ای، باد، آب، خورشید، امواج دریا و زمین گرمایی وجود دارند. در این میان انرژی هسته ای منبع جدیدی است که در صنعت کاربرد وسیعی پیدا کرده و فن آوری آن به خوبی شناخته شده است.
انرژی هسته ای 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 سوخت های فسیلی موجود است. یکی از کاربردهای اساسی راکتورهای هسته ای، استفاده آنها در زیر دریایی ها و یا سفینه های فضایی، است. در زیر دریایی هسته ای برای احتراق سوخت نیازی به هوا نیست و این یک امتیاز محسوب می شود.
زیر دریایی های هسته ای از نظر صوتی سر و صدای کمتر و قابلیت اعتماد بالایی دارند. با توجه به بالا بودن چگالی حجمی انرژی هسته ای، سوخت آن دوام بیشتری دارد. این مطلب در مواردی که مصرف سوخت بالاست، اهمیت زیادی خواهد داشت.
انرژی حاصل از شکافت کامل یک کیلوگرم (_ ^235)U ، بطور تقریبی با انرژی حاصل از احتراق 2800 تن استاندارد زغال سنگ و یا 2100 تن نفت، برابر است.
تجربه سال های اخیر نشان داده است که انرژی هسته ای از نظر اقتصادی، ایمنی و پاکی، یکی از مهمترین منابع انرژی محسوب می شود. در این نیروگاه ها، CO_2 ، SO_2 و دیگر گازهای مضر و موثر در گرمایش جهانی، تولید نمی شوند.
علیرغم بروز سه حادثه مهم در صنعت نیروگاه های هسته ای (تری مایل ایلند در آمریکا ، چرنوبیل در اتحاد جماهیر شوروی سابق و فوکوشیما در ژاپن) احتمال بروز چنین حوادثی در مقایسه با تعداد راکتورهای در حال کار در جهان، بسیار کم است. ایمن سازی راکتورهای هسته ای فرآیندی پویاست و کارهای تحقیقاتی و مهندسی زیادی در این زمینه صورت گرفته و می گیرد. به طوری که صنعت نیروگاه های هسته ای از ایمن ترین صنایع آینده خواهد بود (قنادی مراغه و همکاران، 1388).
1-7- انواع راکتورهای هسته ای
برای استفاده از انرژی هسته ای علاوه بر مواد شکافت پذیر، مواد دیگری مورد نیاز هستند که باعث طبقه بندی انواع راکتورها می شوند. در طبقه بندی راکتورها : نوع سوخت، انرژی نوترون و نحوه برداشت حرارت از راکتور، از مهم ترین عوامل موثر هستند. نوع سوخت می تواند از سه نوع اورانیوم 235، اورانیوم 233 و پلوتونیوم 239 باشد.
از آن جائی که اورانیوم 235 بمقدار کمی در طبیعت وجود دارد، در بعضی راکتورها عوامل دیگری مانند: کند کننده نوترون یا خنک کننده (سیال برداشت کننده حرارت)، نیاز به غنی سازی و افزایش مقدار هسته های اورانیوم 235 در طبقه بندی راکتور موثر هستند.
برای کاهش انرژی نوترون در راکتور نوع حرارتی به کند کننده نیاز است. مواد حاوی عناصری با اتم های با جرم کم، مانند هیدروژن بصورت آب معمولی (با دو اتم هیدروژن و یک اتم اکسیژن)، دوتریوم (ایزوتوپ هیدروژن با یک نوترون و یک پروتون بصورت آب سنگین)، بریلیوم و یا کربن بصورت گرافیت (که سطح مقطع جذب نوترونی آنها کم است) بعنوان کند کننده نوترون بکار رفته و موجب طبقه بندی راکتورها بر اساس ماده کند کننده می شوند.
بمنظور برداشت حرارت تولید شده حاصل از شکافت و بهره برداری از آن در توربین ها، از خنک کننده استفاده می شود؛ که می توانند سیالاتی مانند: آب سبک، آب سنگین، گازهای دی اکسید کربن و هلیوم و یا فلز مذاب باشند. انتخاب این مواد به: نوع سوخت، سریع یا حرارتی بودن نوترون و نوع کند کننده بستگی دارد. در برخی راکتورها می توان از خنک کننده بعنوان کند کننده نیز استفاده کرد، و در بعضی دیگر کند کننده و خنک کننده می توانند یک جنس باشند؛ لیکن بدلیل ملاحظات اقتصادی از هم جدا بوده، و یا حتی نوع آنها یکی نبوده و از هم جدا در نظر گرفته می شوند. در راکتورهای سریع (که نوترون کند نمی شود) نیازی به کند کننده نیست و خنک کننده نیز نباید خاصیت کند کنندگی داشته باشد ضمن آنکه لازم است قابلیت برداشت حرارت را دارا باشد. در این راکتورها از فلز مذاب استفاده می شود (قنادی مراغه و همکاران، 1388).
1-8- راکتور تحقیقاتی تهران
راکتور تحقیقاتی تهران با قدرت 5 مگاوات از نوع استخری بوده و در ابتدای شروع به کار با سوخت غنی شده 235U 93% تحت بهره برداری بوده است. ساخت این راکتور در سال 1340 توسط کمپانی 13A.M.F آغاز و در مدت 6 سال عملیات ساختمانی و سوخت گذاری انجام شده و از سال 1346 راکتور رسما مورد بهره برداری قرار گرفته است (علی زاده، 1388).
این راکتور ابتدا تحت نظر دانشکده علوم دانشگاه تهران و از سال 1356 و با تاسیس سازمان انرژی اتمی ایران به این سازمان منتقل گردید در سال 1356 سیستم کنترل راکتور توسط شرکت امریکایی GA از لامپی به ترانزیستوری تبدیل گردید. در حوالی سال 1360، در آب استخر راکتور مقداری از عناصر پاره های شکافت دیده شد و بنظر رسید که سوخت راکتور دچار آسیب دیدگی شده و عمر آن به پایان رسیده است و لذا برای خرید سوخت جدیدی که بتواند جایگزین سوخت آسیب دیده شود با کشور های مختلف مذاکره و نهایتا درسال 1368 با کمپانی آرژانتینی INVAP قراردادی برای طراحی و ساخت جدید منعقد گردید. در همان سالها، طبق تصویب آژانس بین المللی انرژی اتمی، استفاده از سوخت های با غنا بالا در راکتورهای تحقیقاتی ممنوع و مقرر گردیده بود که سوخت های راکتورهای تحقیقاتی باید کمتر از 20 درصد باشند. بدیهی است که به علت همین تغییر غنا، طراحی قلب و محاسبات نوترونیک باید مجددا انجام می گرفت. همان کمپانی آرژانتینی عهده دار شد که ضمن طراحی قلب جدید، سوخت با غنا پایین را نیز ساخته و تحویل نماید. با توافق کارشناسان سازمان انرژی اتمی ایران، سیستم کنترل و جاذب مستقر در قلب راکتور از نوع جاذب میله ای به نوع چنگالی تغییر یافت. نهایتا طراحی قلب با آرایش جدید و انجام و سوخت راکتور در سال 1372 تحویل و در قلب جایگذاری شد. راکتور با قلب و سوخت جدید ساخت آرژانتین در اواخر سال 1372 راه اندازی و از آن تاریخ تا اواخر سال 1390 مورد بهره برداری قرار گرفته است (علی زاده، 1388). در ماه های آخر سال 1390، مجتمع سوخت میله ای (حاوی اورانیوم با غنای 5/3 درصد) که با تلاش دانشمندان و متخصصین سازمان انرژی اتمی ایران، طراحی و ساخته شده بود، در قلب راکتور تهران قرار گرفت (سازمان انرژی اتمی ایران، 1390).
این راکتور از نوع راکتورهای استخری ناهمگون بوده (علی زاده، 1388) و به 3 منظور آزمایش، تحقیق و تولید رادیوایزوتوپهای مختلف داروئی و صنعتی و آموزش و فراگیری دانشجویان طراحی شده است (سازمان انرژی اتمی ایران، 1389 الف). استخر آن از جنس سیمان و بتون است و دارای دو قسمت می باشد، که قلب در هر کدام از آنها می تواند در حال کار باشد. روی استخر کوچکتر یک پل متحرک نصب شده است که قلب بوسیله پایه های آلومینیومی از آن آویزان می باشد. کنترل راکتور بوسیله وارد کردن و بیرون کشیدن میله های کنترل جاذب نوترون در داخل قلب انجام می شود. علاوه بر سیستم کنترل، راکتور دارای ضریب بالای راکتیویته منفی می باشد که این مسئله سبب کنترل خودکار راکتور می شود. حرارت تولید شده بوسیله واکنش های هسته ای توسط سیستم خنک کننده مدار اولیه و از طریق مبدل به مدار ثانویه منتقل شده و سپس در اتمسفر رها می شود (علی زاده، 1388).
سیستم تهویه موجود در راکتور تهران شامل هوای ورودی به سیستم و سیستم تخلیه هوا می باشد. سیستم ورودی هوا شامل مجاری ورودی، هوارسان، فیلترها، کانال های هوا و دریچه های هوا می باشد. و سیستم تخلیه شامل دریچه، کانال فیلتر هپا، فن اگزاست و دودکش خروجی می باشد. سیستم موجود طبق اسناد موجود بر اساس استاندارد جامعه مهندسین مکانیک آمریکا14 طراحی و ساخته شده است (علی زاده، 1388).
تصویر 1-1- راکتور تحقیقاتی تهران (رویترز، 1389)
1-9- عملیات چرخه سوخت
سوخت هسته ای که در طبیعت یافت می شود اورانیوم 235 است. چرخه های سوختی که به این نوع سوخت مربوط می شوند، شباهت هایی در فرآیند مختلف خود دارند.
تصویر(1-2)، عملیات چرخه سوخت برای یک راکتور نوع آب سبک را نمایش می دهد. اولین گام در چرخه سوخت، اکتشاف کانسارهای اورانیوم و برآورد مقدار اورانیوم موجود در آنها و تعین هزینه مترتب بر استخراج آن می باشد. چرا که عیار اورانیوم در سنگ معدن اغلب در گستره چند صدم گرم در تن (ppm) می باشد. پس از انجام مطالعات امکان سنجی و اثبات اقتصادی بودن کانسار مورد نظر، معدن تلقی شده و عملیات استخراج سنگ معدن و سپس استحصال و تغلیظ توسط تجهیزات کانه آرایی کانسنگ اورانیوم دار انجام می گیرد. این عملیات به منظور کاهش هزینه حمل ونقل در نزدیکی معدن انجام خواهد شد.
فرآیندهای تغلیظ و فرآوری اورانیوم مرحله بعدی عملیات در چرخه سوخت بوده که شامل: فروشویی، رسوب گیری، استخراج توسط حلال و تبادل یون است.
حاصل عملیات کانه آرایی و تغلیظ (فرآوری) کانسنگ های اورانیوم دار محصولی بنام «کیک زرد» است، که علت این نام گذاری رنگ زرد روشن سدیم دی اورانات یا آمونیوم دی اورانات بوده که در این عملیات بدست آمده و در نهایت به U_3 O_8 تبدیل می شود. این عملیات نیز ترجیحا در نزدیکی معدن انجام میپذیرد. محصول U_3 O_8 کارخانه تغلیظ (فرآوری) اورانیوم به منظور انجام سایر عملیات به کارخانه تخلیص و تبدیل اورانیوم منتقل می گردد.
تصویر 1-2- عملیات چرخه سوخت برای راکتور آب سبک (قنادی مراغه و همکاران، 1388)
در کارخانه تبدیل اورانیوم، ناخالصی شیمیایی باقیمانده در کیک زرد حذف شده و اورانیوم تخلیص شده به ترکیب شیمیایی مورد نیاز برای قسمت بعدی چرخه سوخت (که عموما بصورت دی اکسید اورانیوم می باشد) تبدیل می شود.
پس از آن بسته به نیاز سوخت به غنی سازی، فرآیندهای شیمیایی مشخص می شوند. به



قیمت: تومان

دسته بندی : پایان نامه

پاسخ دهید