بررسی پخش مواد رادیواکتیو از یک راکتور هسته­ ای فرضی MW …

1-6- تابش و اصطلاح دز………………………………………………… 19

1-6-1- دز جذبی…………………………………………………….. 19

1-6-2- دز معادل…………………………………………………….. 19

1-6-3- دز موثر………………………………………………………. 20

1-6-4- دز معادل موثر جمعی……………………………………….. 20

1-6-5- دز معادل تجمعی……………………………………………. 20

1-6-6- ارتفاع گیرنده دز……………………………………………… 21

1-7- راه­های پرتوگیری………………………………………………….. 21

1-7-1- دز ناشی از استنشاق………………………………………… 24

1-7-2- دز ناشی از بلع………………………………………………. 25

1-7-3- مسیرهای پرتوگیری خارجی…………………………………. 27

1-7-3-1- پرتوگیری خارجی از توده پرتوزا…………………………… 27

1-7-3-2- پرتوگیری خارجی از پرتوزایی ته­نشست شده……………… 28

1-8- ضرورت حفاظت در برابر تابش………………………………….. 31

1-8-1- استانداردهای حفاظت در برابر اشعه…………………………. 32

1-8-2- کمیسیون بین­المللی حفاظت پرتوشناختی (ICRP)………… 33

1-8-3- سازمان بین­المللی انرژی اتمی……………………………….. 34

1-8-4- شورای ملی اندازه­گیری­ها و حفاظت در برابر تابش…………… 34

1-8-5- معیارهای اصلی ایمنی تابش…………………………………. 34

فصل دوم……………………………………………………………………… 36

مروری بر تحقیقات انجام شده……………………………………………….. 37

فصل سوم……………………………………………………………………… 41

تئوری انواع مدل­های پخش………………………………………………….. 42

3-1- تعریف پایداری…………………………………………………….. 43

3-2- روش­های اندازه­گیری آشفتگی…………………………………….. 44

3-2-1- اندازه­گیری اویلرین………………………………………….. 44

3-2-2- اندازه­گیری لاگرانژین ……………………………………….. 45

3-2-3- نسبت زمان لاگرانژین به اویلرین (β)………………………… 45

3-3- مدل­های پراکندگی مواد…………………………………………… 47

3-3-1- مدل ستونی گوسی برای چشمه­های پیوسته………………… 47

3-3-1-1- شکل مدل گوسی……………………………………… 48

3-3-1-2- محاسبه مقدار پارامترهای پراکندگی y? و z?……………. 49

3-3-1-2-1- روش پاسکال…………………………………………… 49

3-3-1-2-2- روش گرادیان دمای عمودی……………………………. 49

3-3-1-2-3-روش عدد ریچاردسون………………………………….. 49

3-3-1-3-تغییر سرعت باد با ارتفاع………………………………….. 50

3-3-2- مدل آماری پخش برای چشمه­های نقطه­ای پیوسته………….. 50

3-3-2-1- محاسبه ضریب همبستگی در لایه­های مرزی……………… 51

3-3-3- مدل­های مسیر ذرات مونت کارلو برای پخش……………… 54

3-3-4-پخش پف…………………………………………………….. 55

3-3-4-1- محاسبه پارامتر پف……………………………………….. 57

3-3-4-1-1-رویکرد آماری…………………………………………… 57

3-3-4-1-2-رویکرد همانندی………………………………………… 58

3-3-4-2-کاربردها……………………………………………………. 60

3-3-5- مدل­های همانندی پخش…………………………………….. 61

3-3-6-مدل­های پخش نواحی شهری…………………………………. 62

فصل چهارم…………………………………………………………………… 63

توصیفی از مدل نرم­افزاری HYSPLIT…………………………………….. 64

4-1- ویژگی­های مدل HYSPLIT…………………………………….. 65

4-2- فایل­های ورودی هواشناسی………………………………………… 66

4-3- محاسبه ناهمواری­ها توسط HYSPLIT………………………….. 67

4-4- سایر پارامترهای ورودی مورد استفاده در مدل HYSPLIT……….. 69

4-4-1- ته­نشست خشک…………………………………………….. 69

4-4-2- ته­نشست مرطوب……………………………………………. 70

4-4-3- ثابت قانون هنری……………………………………………. 71

4-4-4- باز تعلیق ذرات ته­نشست شده……………………………….. 71

پایان نامه

4-4-5- چگالی، شکل و قطر ذرات…………………………………… 71

4-5- روش محاسبه غلظت هوا در HYSPLIT………………………… 72

4-6- ساختن ورودی برای مدل HYSPLIT…………………………… 74

4-6-1- ورودی گرافیکی……………………………………………… 74

4-6-2- ورودی متنی…………………………………………………. 79

فصل پنجم…………………………………………………………………….. 81

مراحل انجام کار……………………………………………………………… 82

5-1- تفاوت­های کلی بین دو سناریوی عادی و حادثه……………………. 83

5-2- محاسبه ارتفاع موثر دودکش (بر اساس مومنتوم)…………………… 83

5-2-1-تاثیر ارتفاع موثر دودکش در توزیع غلظت…………………….. 85

5-3- بازه زمانی انجام محاسبات………………………………………….. 85

5-4- انتخاب زمان­های (روزهای) اجرای برنامه……………………………. 86

5-5- محاسبه دز معادل موثر کل سالانه…………………………………. 87

5-6- مشخصات سایت­های هسته­ای مورد بررسی………………………… 88

5-7- شبیه­سازی و محاسبات در عملکرد عادی راکتور……………………. 88

5-7-1- چشمه تابشی……………………………………………….. 89

5-7-2- ارتفاع موثر در عملکرد عادی راکتور………………………….. 89

5-7-3- انتخاب بدترین روز از نظر فیزیک بهداشت…………………… 90

5-7-4- محاسبه دز دریافتی افراد در حالت عملکرد عادی راکتور…….. 91

5-8- شبیه­سازی و محاسبات پس از وقوع حادثه………………………… 92

5-8-1- سناریوی حادثه……………………………………………… 92

5-8-2- چشمه تابشی……………………………………………….. 94

5-8-3- ارتفاع موثر…………………………………………………… 98

فصل ششم……………………………………………………………………. 99

نتایج و بحث……………………………………………………………….. 100

6-1- نتایج شبیه­سازی­ها در عملکرد عادی راکتور…………………… 100

6-1-1- نتایج مربوط به شبیه­سازی در تاریخ 9/1/2007……………. 102

6-1-2- نتایج مربوط به شبیه­سازی در تاریخ 15/5/2009………….. 103

6-1-3- نتایج مربوط به شبیه­سازی در تاریخ 19/7/2008………….. 104

یک مطلب دیگر :

6-1-4- نتایج مربوط به شبیه­سازی در تاریخ 5/11/2010………….. 105

6-2- نتایج فاز اول شبیه­سازی­ها در سناریوی وقوع حادثه…………… 106

6-3- نتایج فاز دوم شبیه­سازی­ها در سناریوی وقوع حادثه………….. 107

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 پیشنهادات…………………………………………. 132

مراجع……………………………………………………………………… 134

پیوست الف: نرم­افزارهای مختلف برای تخمین غلظت آلاینده­های جوی…. 137

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 ریور[1] در کانادا (1952)
  • آیداهو فالا[2] در آمریکا (1957)
  • تری مایل آیلند[3] در آمریکا (1979)
  • چرنوبیل در اوکراین (1986)

از بین این حوادث، حادثه چرنوبیل به طور کلی ادراک بشر را از ریسک تابشی[4] 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.

Be the first to comment

Leave a Reply

ایمیل شما نمایش داده نخواهد شد


*