پایان نامه : بررسی پخش مواد رادیواکتیو از یک راکتور هسته ای فرضی MW 5

کلمات کلیدی: تهنشست، غلظت، دز، HYSPLIT، پخش اتمسفریک

عنوان صفحه

فهرست مطالب………………………………………………………………….. ‌ه

فصل اول………………………………………………………………………… 1

مقدمه…………………………………………………………………………. 2

1-1- مشخصات راکتور مورد مطالعه در عملکرد عادی……………………… 6

1-2- مشخصات راکتور مورد مطالعه در حالت حادثه………………………. 7

1-2-1- نوع راکتور…………………………………………………….. 7

1-2-2- پارامترهای قلب راکتور………………………………………… 7

1-2-3- سیستم خنککننده…………………………………………. 10

1-3- اصول فیزیکی و تئوری پراکندگی………………………………….. 11

1-3-1- فرایند انتقال و مسیر حرکت………………………………… 11

1-3-2- پخش توسط گردابهای آشفتگی……………………………. 12

1-3-3- فرایندهای تعدیل مانند فرسایش…………………………….. 13

1-4- مدلهای پراکندگی جوی………………………………………….. 14

1-5- سمیت پرتویی…………………………………………………….. 15

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 بین المللی حفاظت پرتوشناختی (ICRP)………… 33

1-8-3- سازمان بین المللی انرژی اتمی……………………………….. 34

1-8-4- شورای ملی اندازه گیریها 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 اندازه گیری آشفتگی…………………………………….. 44

3-2-1- اندازه گیری اویلرین………………………………………….. 44

3-2-2- اندازه گیری 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 لایه های 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

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

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- نتیجه گیری 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 بهره برداری انسان از آن، منابع پرتوزای ساخت دست بشر، در محیط زیست رو به افزایش گذاشته و مواد پرتوزای مصنوعی که در نتیجه 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 می کنند) 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، پیش بینی 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 می کنند.

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، می تواند منجر به یک فاجعه بشری شود. بنابراین خطر آزادسازی تصادفی مواد رادیواکتیو به محیط زیست می تواند 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 نتیجه 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 می کنند 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 می کنند 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 می کند 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 خنککننده[5] مایع، می تواند 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 می تواند 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 می کنند 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 قسمت های مختلف توسط بخش فیزیک بهداشت هم در داخل سایت و هم در خارج سایت انجام می شود، 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 بهره برداری 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

موضوعات: بدون موضوع لینک ثابت

فرم در حال بارگذاری ...

فید نظر برای این مطلب