منبع پایان نامه با موضوع آلاینده ها، اندازه گیری، شهر تهران

نوامبر 30, 2018 0 By admin4

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 دار