منبع پایان نامه با موضوع استاندارد، محیط زیست، نرم افزار

نوامبر 30, 2018 0 By admin4

از دیدگاه زیست محیطی مورد بررسی قرار گرفته و کلیه مطالعات و اقدامات مستند سازی میشوند. دراین راستا، ضروری است، مواردی چون مکان تاسیسات25، نحوه طراحی سیستم، فرآیند تولید، مدیریت تضمین کیفیت، تحلیل حوادث و مدیریت آن، فوریت های هسته ای، حفاظت در برابر پرتو، پسمانداری، بهره برداری و به طور کلی عملیات لازم در جهت به حداقل رساندن رها سازی عمدی و احتمال نشت مواد رادیواکتیو به محیط زیست (آب ، هوا و خاک) جهت حفظ سلامت کارکنان، مردم و محیط زیست، مورد مطالعه و بررسی قرار گیرد.
در مطالعات فوق الذکر مواردی همچون: مقدار و نوع مواد مصرفی و تولیدی، شرح فرآیندهای تولید، محل قرارگیری؛ اطلاعات و داده های مربوط به موقعیت جغرافیایی محل، ویژگی کارخانه و مناطق اطراف آن، از لحاظ: آب، زمین، هوا، زلزله و جمعیت؛ اهداف اصلی کارخانه شامل: ظرفیت تولید و تنوع محصولات، معیارهای ایمنی سازه ها در برابر حوادث طبیعی مانند بارندگی، سیل، زلزله، باد و یا سوانحی از قبیل برخورد موشک و همچنین سیستم های حفاظتی ایمنی کارخانه مانند حفاظت در برابر پرتو، حریق، حوادث بحرانی هسته ای؛ اطلاعات کلی ساختمان ها و محل قرارگیری آنها، تاسیسات و فرآیندهای پشتیبانی مانند: برق، تهویه، هوای فشرده، بخار، آب، مدار خنک کننده، تصفیه فاضلاب، وسایل ارتباطی و هشدار دهنده، سیستم حفاظت در برابر حریق، نگهداری و تعمیرات و غیره؛ تشریح فرآیندهای تولید مانند: تجهیزات، ابزار دقیق و عملکرد و ویژگی های آنها، فرآیندهای خطرناک؛ همچنین اصول شیمیایی و شیمی- فیزیک فرآیند ، روش نگهداری و انتقال مواد رادیواکتیو، سیستم های کنترلی، نمونه برداری و آنالیز مواد در مراحل مختلف تولید؛ تشریح وظایف مدیریت ایمنی و کارکنان در شرایط حوادث بحرانی هسته ای؛ تحلیل ایمنی فرآیندها، تجهیزات و سیستم های کنترل؛ منابع و مقادیر پسماندهای رادیواکتیو و غیر رادیواکتیو جامد، مایع و گاز؛ همچنین فرآیند تصفیه و پالایش پسماندهای مایع، گاز و نحوه بسته بندی و نگه داری و انتقال پسماندهای جامد، اطلاعات مربوط به روش های مختلف حفاظت در برابر پرتو و میزان دز دریافتی کارکنان در زمان فعالیت عادی کارخانه؛ اطلاعات مربوط به نحوه طراحی تجهیزات، فنون و روش های مورد استفاده در جهت حفظ شرایط استاندارد؛ ارزیابی ایمنی تاسیسات در مقابله با حوادث فرضی، تعیین دامنه حوادث احتمالی، دلایل و پیامدهای هر یک از آنها و تمهیدات لازم جهت مهار و یا جلوگیری از وقوع هر یک؛ جزئیات کامل اعضای گروه اضطراری داخل و خارج از کارخانه هسته ای، وضعیت های اضطراری، آموزش و تعیین مسئولیت های اعضا گروه، لوازم و تجهیزات لازم و نحوه مستند سازی در حالت های اضطراری و در نهایت نحوه اطلاع رسانی و ارتباطات بین اعضاء تیم، ارزیابی و تحلیل می شوند (قنادی مراغه و همکاران، 1388).
فصل دوم
• پیشینه تحقیق
– سوابق دا خل کشور
– سوابق خارج از کشور
پیشینه تحقیق
2-1- سوابق داخل کشور:
در تحقیقی که در گروه ایمنی راکتور تحقیقاتی تهران انجام گرفته به مطالعه رادیونوکلوئیدهای خروجی از دودکش راکتور با هدف تعیین میزان و نوع آلاینده های رادیواکتیو و تخمین ریسک های ناشی از ورود این آلاینده ها به محیط پرداخته شده است. برای رسیدن به این هدف از دو روش مدلسازی رایانه ای با استفاده از کد CAP88 (با استفاده از مدل پخش گوسی) و آنالیز آزمایشگاهی نمونه های جمع آوری شده بهره گیری شده است. داده های ورودی کد رایانه ای از اطلاعات موجود مربوط به راکتور و محیط اطراف آن گردآوری گردیده و نمونه های آزمایشگاهی با بکارگیری فیلتر فایبرگلاس هپا و پمپ نمونه برداری جمع آوری و توسط دستگاه های شمارنده و گاما اسپکترومتری آنالیز گردیده اند. در این تحقیق عناصر رادیواکتیو خارج شده از دودکش 87Kr، 88Kr، 58Co، 60Co، 90Sr، 134Cs، 137Cs، 144Ce، 41Ar، 133I، 131I اعلام شده که میزان آن بسیار پایین و در حد پس زمینه بوده است که نتایج کد را تایید می کند. بالاترین دز مؤثر فردی در فاصله 450 متری از دودکش و به میزان 2.4E-5 msv/year اعلام شده است (Sadeghi and Sadrnia, 2011).
در گزارش TRR-Rep-OP-22 ، با عنوان “تحلیل چگونگی پخش محیطی ذرات رادیواکتیو از دودکش راکتور و محاسبۀ دز فردی و جمعی حاصل از آن (سه ماهۀ سوم سال 89)” عناصر رادیواکتیو خارج شده از دودکش 104Ag، 24Na، 52Mn، 88Y،91Y ،91Sr ، 137Cs، 138Cs، 139Ce گزارش شده است. در مقایسۀ میزان غلظت عناصر رادیو اکتیو (در حجم هوا) خارج شده از دودکش راکتور تحقیقاتی تهران با استاندارد کمیسیون قوانین و مقررات هسته ای امریکا (غلظت استاندارد عناصر موجود در هوا) ، غلظت این عناصر بسیار پایین تر از حد مجاز اعلام شده و ذکر شده است که این عناصر هیچگونه خطری برای مردم و کارکنان موجود در سایت راکتور تهران و محیط زیست ندارند (سازمان انرژی اتمی ایران، 1389 ب).
در گزارش TRR-EAR-01/0 ، با عنوان “Environmental Assessment for Tehran Research Reactor (TRR)” حداکثر دز مؤثر سالیانه حدود 5/0 میلی رم در سال، در فاصله 250 متر از راکتور و در جهت NNE محاسبه شده که بر اساس آن حریم 500 متر برای راکتور در نظر گرفته شده است. این میزان دز مؤثر سالیانه به مراتب کمتر از حدود مجاز بین المللی و ملی می باشد. بر اساس توصیه آژانس بین المللی انرژی اتمی حد مجاز دز برای مردم، 1 میلی سیورت در سال توصیه شده که میزان نرم ملی (برای جمعیت ساکن در اطراف نیروگاه بوشهر) آن 1/0 میلی سیورت در سال تعیین شده است (Atomic Energy Organization of Iran, 2008).
در گزارش NRC-2003-1 ، با عنوان ” ارزیابی دز و ریسک ناشی از کارکرد نرمال منابع پرتو تا حریم 5 کیلومتری سایت مرکز تحقیقات هسته ای” عناصر خروجی از دودکش راکتور تهران 87Kr، 88Kr، 58Co، 60Co، 90Sr، 134Cs، 137Cs، 144Ce، 41Ar، 133I، 131I و دز ناشی از آنها، 5/0 میلی رم در سال برای فاصله 250 متری و جهت شمال شرق محاسبه شده است. با در نظر گرفتن خروجی دودکش های راکتور تحقیقاتی تهران، مرکز تولید رادیوایزوتوپ و همچنین خروجی کارخانه نیمه صنعتی کانه آرایی، محاسبه ریسک مرگ و میر ناشی از سرطان برای طول عمر 75 سال (در اثر دز دریافتی ذکر شده در بالا) صورت پذیرفته و مقدار این ریسک بین 000002/0 تا 000013/0 در نوسان است. میزان این ریسک در قسمت شمال و شمال شرقی سازمان (با توجه به جهت جریان هوا) بیشتر است و حریم کمتری در جنوب و غرب سازمان را در بر می گیرد. در این رابطه میزان ریسک برای جمعیت ساکن در اطراف مرکز به طور متوسط 0000065/0 است (سازمان انرژی اتمی ایران، 1381).
2-1- سوابق خارج از کشور:
بلوسوو و همکارن در سال 2010 به بررسی و ارزیابی دز جذب شده ناشی از انتشار ذرات هوابرد توسط راکتور IRT-SOFIA در حالت کارکرد نرمال پرداخته اند. راکتور تحقیقاتی IRT در شهر صوفیه، در شرق کشور بلغارستان و در مرزهای مجتمع آکادمی علوم بلغارستان واقع شده است. نزدیکترن منطقه مسکونی در فاصله بیش از 300 متری راکتور (در جهت جنوب غربی) واقع گردیده است؛ همچنین ترافیک سنگینی در بولواری در فاصله 130 متری از ساختمان راکتور (در جهت شمال شرقی) در جریان می باشد که در محاسبه جهات و فواصل تأثیرگذار بوده است. داده های هواشناسی و درصد فراوانی باد منطقه (بر اساس طبقه بندی پایداری هوای پاسکال26) در 8 بخش27 محاسبه و فایل ورودی به نرم افزار آماده سازی شده است؛ نحوه پخش خروجی دودکش این راکتور در شرایط نرمال و دز جذبی ناشی از آن، توسط نرم افزارPC-CREAM98 (برای فواصل، 300، 400، 500، 600، 700، 800، 900، 1000، 2000، 3000، 4000، 5000 و سه گروه سنی نوزادان 1 ساله، کودکان ده ساله و بالغان) مدلسازی شده است. نتایج نشان می دهد که حداکثر دز سالانه مربوط به نوزادان (در حداقل فاصله از دودکش)، به میزان μSv 0.42 می باشد. تمامی نتایج به دست آمده پایینتر از میزان استاندارد جهانی (1 میلی سیورت در سال)، قوانین بلغاری و رهنمودهای شورای اروپا است.
ضمناً در این پژوهش ذکر گردیده است که این نوع ارزیابی زیست محیطی، بنا بر توصیه و حمایت مالی آژانس بین المللی انرژی اتمی و بر اساس درخواست پیمان 28EURATOM و آژانس تنظیم مقررات هسته ای بلغارستان صورت پذیرفته است. مدلسازی توسط این نرم افزار یک روش جامع است که با استفاده از مدل های ریاضی، طیف گسترده ای از رادیونوکلوئیدهای هوابرد ر اشامل می شود و توانایی تعیین میزان تأثیر پذیری محیط زیست (خشکی و آبی) را دارد و با قابلیت محاسبه دز فردی و جمعی، می تواند تأثیرپذیری مردم را از خروجی راکتورها محاسبه کند.
پاپوویک و همکاران در فواصل سال های 2008-2002 با استفاده از روش زیست ردیابی به بررسی عناصر کمیاب و پرتوزا در هوای شهر بلگراد پرداخته اند. در این روش خزه و برگ درختان بلوط و نمدار به عنوان زیست ردیاب انتخاب گردیده است. بلگراد، پایتخت صربستان، حدود 2 میلیون نفر جمعیت دارد و در محل تلاقی رودخانه های ساوا و دانوب واقع شده است؛ آب و هوای قاره ای با زمستان نسبتاً سرد و تابستان های گرم دارد؛ در فصل زمستان آلودگی شدیدی این شهر و مخصوصاً بخش مرکزی آن را فرا می گیرد و به طور کلی دارای آب و هوای آرام و با ثبات است. در این پژوهش از آنالیز خزه و برگ درختان با هدف تعیین میزان عناصر کمیاب و پرتوزا در هوای شهر بلگراد طی سال های 2002 تا 2008 میلادی بهره گرفته شده است. گونه های درختی مورد استفاده در این پژوهش شاه بلوط هندی Aesculus hippocatanum ، دو گونۀ نمدار Tilia tomentosa و Tilia cordata می باشند که بر اساس روش استاندارد و مورد تأیید آژانس بین المللی انرژی اتمی آماده سازی و جهت تعیین میزان رادیونوکلوئیدهای موجود در آن از طریق اسپکترومتری گاما آنالیز گردیده اند. دتکتور استفاده شده در این تحقیق HPGe با راندمان 23% می باشد که نتایج آنالیز آن عناصر 7Be، 40K، 137Cs و 210Pb را نشان می دهد. در انتها نتایج این تحقیق علاوه بر اینکه میزان آلودگی موجود در نمونه ها را نشان می دهد، اثبات می کند گونه های به کار رفته، توانایی این را دارند که به عنوان شاخص عناصر تشکیل دهنده آلودگی هوا (مخصوصاً در محیط های شهری) مورد استفاده قرار گیرند.
کلینگ در سال 2005 به بررسی و نظارت بر خروجی دودکش راکتور RPI پرتغال و ارزیابی اثرات رادیولوژیکی آن پرداخته است. راکتور تحقیقاتی پرتغال (RPI) با زیرساختی منحصر به فرد در شبه جزیره Iberia واقع شده است. این پژوهش به بررسی میزان خروجی ذرات هوابرد رادیواکتیو از دودکش راکتور (در شرایط کارکرد نرمال) و تعیین اثرات رادیولوژیک آن با استفاده از نرم افزار PC-CREAM پرداخته است. داده های ورودی نرم افزار بر اساس اطلاعات سال 2003 وارد شده که در آن ذرات رها سازی شده 131I، 41Ar، 3H و 14C (و ذرات معلق دیگر) معرفی گردیده است. جهت یک تخمین محافظه کارانه برای تعیین میزان دز جذبی، وضعیت هواشناسی در این تحقیق نامساعد فرض شده است. نتایج نشان می دهد که در گروه سنی کودکان و بزرگسالان عنصر 41Ar تأثیر گذارتر از دیگر عناصر بوده و این در حالی است که در نوزادان عناصر 41Ar و 131I تأثیر بیشتری را می گذارد. دز مؤثر جذبی در تمامی گروه های سنی (نوزادان، کودکان و بزرگسالان) و در نزدیکترین فاصله (300متر) بسیار کمتر از حد مجاز و قانونی آن (1 میلی سیورت در سال) است.
سازمان علوم و فناوری هسته ای استرالیا ANSTO در گزارش سالیانه خود در سال 2004 اعلام می دارد که طی کارکرد نرمال تأسیسات این سازمان در بازۀ زمانی 2003 تا 2004، آلاینده های رادیواکتیو در محیط زیست منتشر شده