پایان نامه با کلید واژه های محیط زیست، گازهای گلخانه ای، ایالات متحده آمریکا

دانلود پایان نامه ارشد

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 ریور1 در کانادا (1952)
آیداهو فالا2 در آمریکا (1957)
تری مایل آیلند3 در آمریکا (1979)
چرنوبیل در اوکراین (1986)
از بین این حوادث، حادثه چرنوبیل به طور کلی ادراک بشر را از ریسک تابشی4 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.
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 میکند 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 خنککننده5 مایع، میتواند 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 میتواند 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 میکنند 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 قسمتهای مختلف توسط بخش فیزیک بهداشت هم در داخل سایت و هم در خارج سایت انجام میشود، 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 بهرهبرداری 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 گردش جریان تحمیل شده7 و قدرت های حرارتی در حدود ده مگاوات یا بیشتر هستند.
راکتورهای مورد مطالعه در این تحقیق یک راکتور تحقیقاتی است که قدرت حرارتی این راکتور 5 مگاوات می باشد.

1-1- مشخصات راکتور مورد مطالعه در عملکرد عادی

راکتور مورد مطالعه در عملکرد عادی، یک راکتور تحقیقاتی 5 مگاواتی فرضی از نوع استخری با آب سبک به عنوان کندکننده می باشد. سوخت مورد استفاده در این راکتور از نوع سوخت جامد ناهمگن است و آب در آن هم به عنوان خنککننده و هم حفاظ مورد استفاده قرار می گیرد. موارد استفاده این راکتور در کارهای پژوهشی، کارآموزی، آموزشی و همچنین برای تولید رادیوایزوتوپ ها میباشد. این راکتور تحقیقاتی میتواند در فیزیک، شیمی، مهندسی و صنعت مورد استفاده قرار گیرد. نوع سوخت این راکتور، اورانیوم با غنای 20 درصد که به صورت پودر U3O8 در آلومینیوم خالص پخش شده است، میباشد. سیستم خنککننده راکتور شامل سیستم های اولیه، ثانویه و سیستم پالایش می باشد ]1[.

1-2- مشخصات راکتور مورد مطالعه در حالت حادثه

1-2-1- نوع راکتور
راکتور مورد مطالعه در حالت حادثه، یک راکتور تحقیقاتی است که قدرت حرارتی این راکتور 5 مگاوات می باشد. مشخصات آن مشابه راکتور تحقیقاتی MIT بوده که یک راکتور استخری است شامل دو تانک، یک تانک داخلی برای آب سبک (که نقش کندکنندگی و خنک کنندگی را به عهده دارد) ویک تانک بیرونی برای رفلکتور آب سنگین. المانهای سوخت به شکل هگزاگونال چیده شده اند. توان توسط میله تنظیمکننده اتوماتیک کنترل می شود. فشار سیستم عملا اتمسفریک است و دمای بیشنه نهایتا °C50 می باشد. یک محافظ خارجی ازسیمان، این امکان را برای کارکنان و دانشآموخته گان فراهم میسازد که امور آزمایشگاهی و آموزشی را بدون خطرات تابشی انجام دهند ]2[.

1-2-2- پارامترهای قلب راکتور
قلب شامل 27 موقعیت است که بیشتر آنها با المانهای سوخت پر شدهاند، مانند آن چه در شکل (1-1) در موقعیت C-9 نشان داده شده است. دو تا چهار موقعیت دیگر با تجهیزات آزمایشگاهی پر شدهاند.

شکل 1-1. چیدمان قلب راکتور ]2[

در هر طرف قلب هگزاگونال یک تیغه فلزی از جنس استیل-برن، قرار دارد که در کل شش تیغه می شود که هر کدام قادرند راکتور را خاموش کنند. این تیغهها به الکترومغناطیسهایی متصلند که قادرند این تیغه ها را درون قلب بیندازند و راکتور را در کمتر از یک ثانیه خاموش کنند.
میله تنظیمکننده، یک میله از جنس آلومینیوم-کادمیم است که برای کنترل خوب راکتور استفاده میشود. با حرکت این میله توان راکتور دقیقا پایا باقی میماند. راکتور مورد نظر برای کنترل توان راکتور همچنین از تکنولوژی کنترل دیجیتال استفاده میکند.
شکل (1-2)، نمایی از بالا از تانک قلب راکتور است. بدنهی خالی قلب در مرکز، مشهود است و المان های سوخت در رینگ ذخیره سوخت دور قلب دیده میشوند.

شکل 1-2. قلب راکتور قبل از قرارگیری سوخت ]2[

این راکتور شامل پنجاه صفحه سوخت در یک المان لوزی شکل است. هر صفحه سوخت شامل یک سوخت ساندویچ شده بین پوشش آلومینیومی است که برای افزایش سطح انتقال حرارت، مجهز به فین می باشد.
سوختگیری مجدد راکتور سالانه 3 تا 4 بار، بسته به استفاده راکتور، اتفاق می افتد. سوختگیری مجدد میتواند به سادگی تعویض دو یا سه المان سوخت با سوخت تازه و یا تعویض چیدمان کلی قلب باشد. یک المان سوخت عادی در موقعیتهای مختلف در قلب، در حدود سه سال باقی میماند. در شکل (1-3) نحوهی قرار دادن یک وسیله آزمایشگاهی درون قلب نشان داده شده است. سوختگیری مجدد نیز به طور مشابه، با استفاده از وسایل نگهداری مخصوص انجام می شود ]2[.

شکل1-3. قرار دادن یک وسیله آزمایشگاهی درون قلب ]2[

1-2-3- سیستم خنککننده
راکتور تحقیقاتی مورد نظر، علاوه بر نوترون، گرما نیز تولید میکند. در یک راکتور توان، گرما باید از طریق بخار به الکتریسیته تبدیل شود. در این راکتور 5000 کیلو وات گرما در دمای خیلی پایین (°C50- در حدود دمای آب گرم حمام) تولید میشود. بنابراین این راکتور به درد تولید توان نمیخورد. گرما از طریق مبدلهای حرارتی و یک مدار ثانویه آب، به برجهای خنککننده حمل می شود.
آب خنککننده از طریق کانالهای ورودی به سمت پایین جریان دارد و سپس از بین المانهای سوخت به سمت بالا حرکت میکند تا راکتور را خنک نگه دارد. آبی که به درون قلب جریان دارد علاوه بر عمل اصلی کندکنندگی، وظیفه خنککنندگی را نیز به عهده دارد. آب در مدار بسته اولیه، از قلب به سمت

پایان نامه
Previous Entries پایان نامه با کلید واژه های محیط زیست، آلاینده ها، ضریب همبستگی Next Entries پایان نامه با کلید واژه های شرایط آب و هوایی، محیط زیست، شبیه سازی