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

دانلود متن کامل پایان نامه مقطع کارشناسی ارشد رشته مهندسی هسته ای 

گرایش : راکتور 

عنوان : بررسی پخش مواد رادیواکتیو از یک راکتور هسته­ای فرضی MW 5

دانشگاه شیراز

 دانشکده­ ی مهندسی مکانیک

 پایان نامه­ی کارشناسی ارشد رشته مهندسی هسته ­ای (راکتور)

بررسی پخش مواد رادیواکتیو از یک راکتور هسته­ای فرضی MW 5 در شرایط بهره ­برداری عادی و بعد از وقوع یک حادثه در سطح شهر تهران

 استادان راهنما:

دکتر کمال حداد

دکتر سید امیرحسین فقهی

برای رعایت حریم خصوصی نام نگارنده پایان نامه درج نمی شود(در فایل دانلودی نام نویسنده موجود است)تکه هایی از متن پایان نامه به عنوان نمونه :(ممکن است هنگام انتقال از فایل اصلی به داخل سایت بعضی متون به هم بریزد یا بعضی نمادها و اشکال درج نشود ولی در فایل دانلودی همه چیز مرتب و کامل است)چکیدهاولین و مهم­ترین مسیر پخش و انتشار آلاینده­های خارج شده از راکتورهای هسته­ای، در عملکرد عادی و پس از وقوع حادثه، جو زمین می­باشد. هدف از این مطالعه، تعیین میزان غلظت و ته­نشست هسته­های پرتوزا در دو سناریوی عملکرد عادی راکتور و سناریوی وقوع حادثه می­باشد. در این تحقیق شبیه­سازی­ها در دوره­ای هشت ساله انجام شده و با استفاده از چشمه­های انتخاب شده از FSAR راکتور تحقیقاتی و کد محیطی HYSPLIT محاسبات مربوطه به توزیع غلظت و ته­نشست انجام شد. در محاسبات از داده­های هواشناسی NOAA (GDAS) استفاده گردید. در ادامه دز معادل موثر کل سالانه (TEDE)، از دو مسیر استنشاق و پرتوگیری خارجی، با استفاده از روش به کار رفته در 12 FGRو 25ICRP و ضرایب تبدیل دز (DCFS) با استفاده از نرم­افزار اکسل محاسبه شد. در نتیجه­ی این تحقیق، میزان TEDE در سناریوی عملکرد عادی راکتور و پس از وقوع حادثه احتمالی کمتر از میزان دز معادل موثر سالانه پذیرفته شده توسط کمیسیون بین­المللی حفاظت در برابر تابش (ICRP) به دست آمد.کلمات کلیدی: ته­نشست، غلظت، دز، HYSPLIT، پخش اتمسفریکعنوان                                                                                      صفحهفهرست مطالب............................................................................. ‌هفصل اول.................................................................................... 1مقدمه..................................................................................... 21-1- مشخصات راکتور مورد مطالعه در عملکرد عادی........................... 61-2- مشخصات راکتور مورد مطالعه در حالت حادثه............................ 71-2-1- نوع راکتور.............................................................. 71-2-2- پارامترهای قلب راکتور................................................ 71-2-3- سیستم خنک­کننده................................................. 101-3- اصول فیزیکی و تئوری پراکندگی......................................... 111-3-1- فرآیند انتقال و مسیر حرکت....................................... 111-3-2- پخش توسط گرداب­های آشفتگی.................................. 121-3-3- فرآیندهای تعدیل مانند فرسایش................................... 131-4- مدل­های پراکندگی جوی.................................................. 141-5- سمیت پرتویی.............................................................. 151-6- تابش و اصطلاح دز......................................................... 191-6-1- دز جذبی.............................................................. 191-6-2- دز معادل.............................................................. 191-6-3- دز موثر................................................................ 201-6-4- دز معادل موثر جمعی............................................... 201-6-5- دز معادل تجمعی.................................................... 201-6-6- ارتفاع گیرنده دز...................................................... 211-7- راه­های پرتوگیری........................................................... 211-7-1- دز ناشی از استنشاق................................................ 241-7-2- دز ناشی از بلع....................................................... 251-7-3- مسیرهای پرتوگیری خارجی........................................ 271-7-3-1- پرتوگیری خارجی از توده پرتوزا................................. 271-7-3-2- پرتوگیری خارجی از پرتوزایی ته­نشست شده.................. 281-8- ضرورت حفاظت در برابر تابش......................................... 311-8-1- استانداردهای حفاظت در برابر اشعه............................... 321-8-2- کمیسیون بین­المللی حفاظت پرتوشناختی (ICRP)............ 331-8-3- سازمان بین­المللی انرژی اتمی...................................... 341-8-4- شورای ملی اندازه­گیری­ها و حفاظت در برابر تابش............... 341-8-5- معیارهای اصلی ایمنی تابش........................................ 34فصل دوم................................................................................. 36مروری بر تحقیقات انجام شده........................................................ 37فصل سوم................................................................................. 41تئوری انواع مدل­های پخش........................................................... 423-1- تعریف پایداری.............................................................. 433-2- روش­های اندازه­گیری آشفتگی............................................ 443-2-1- اندازه­گیری اویلرین.................................................. 443-2-2- اندازه­گیری لاگرانژین ............................................... 453-2-3- نسبت زمان لاگرانژین به اویلرین (β).............................. 453-3- مدل­های پراکندگی مواد................................................... 473-3-1- مدل ستونی گوسی برای چشمه­های پیوسته..................... 473-3-1-1- شکل مدل گوسی............................................. 483-3-1-2- محاسبه مقدار پارامترهای پراکندگی y? و z?................ 493-3-1-2-1- روش پاسکال................................................... 493-3-1-2-2- روش گرادیان دمای عمودی.................................. 493-3-1-2-3-روش عدد ریچاردسون......................................... 493-3-1-3-تغییر سرعت باد با ارتفاع......................................... 503-3-2- مدل آماری پخش برای چشمه­های نقطه­ای پیوسته.............. 503-3-2-1- محاسبه ضریب همبستگی در لایه­های مرزی.................. 513-3-3- مدل­های مسیر ذرات مونت کارلو برای پخش.................. 543-3-4-پخش پف.............................................................. 553-3-4-1- محاسبه پارامتر پف............................................... 573-3-4-1-1-رویکرد آماری................................................... 573-3-4-1-2-رویکرد همانندی................................................ 583-3-4-2-کاربردها............................................................. 603-3-5- مدل­های همانندی پخش............................................ 613-3-6-مدل­های پخش نواحی شهری........................................ 62فصل چهارم.............................................................................. 63توصیفی از مدل نرم­افزاری HYSPLIT............................................ 644-1- ویژگی­های مدل HYSPLIT............................................ 654-2- فایل­های ورودی هواشناسی................................................ 664-3- محاسبه ناهمواری­ها توسط HYSPLIT................................ 674-4- سایر پارامترهای ورودی مورد استفاده در مدل HYSPLIT........... 694-4-1- ته­نشست خشک..................................................... 694-4-2- ته­نشست مرطوب.................................................... 704-4-3- ثابت قانون هنری.................................................... 714-4-4- باز تعلیق ذرات ته­نشست شده...................................... 714-4-5- چگالی، شکل و قطر ذرات.......................................... 714-5- روش محاسبه غلظت هوا در HYSPLIT.............................. 724-6- ساختن ورودی برای مدل HYSPLIT................................. 744-6-1- ورودی گرافیکی...................................................... 744-6-2- ورودی متنی.......................................................... 79فصل پنجم................................................................................ 81مراحل انجام کار........................................................................ 825-1- تفاوت­های کلی بین دو سناریوی عادی و حادثه......................... 835-2- محاسبه ارتفاع موثر دودکش (بر اساس مومنتوم)........................ 835-2-1-تاثیر ارتفاع موثر دودکش در توزیع غلظت.......................... 855-3- بازه زمانی انجام محاسبات.................................................. 855-4- انتخاب زمان­های (روزهای) اجرای برنامه.................................. 865-5- محاسبه دز معادل موثر کل سالانه........................................ 875-6- مشخصات سایت­های هسته­ای مورد بررسی.............................. 885-7- شبیه­سازی و محاسبات در عملکرد عادی راکتور......................... 885-7-1- چشمه تابشی........................................................ 895-7-2- ارتفاع موثر در عملکرد عادی راکتور................................ 895-7-3- انتخاب بدترین روز از نظر فیزیک بهداشت........................ 905-7-4- محاسبه دز دریافتی افراد در حالت عملکرد عادی راکتور........ 915-8- شبیه­سازی و محاسبات پس از وقوع حادثه.............................. 925-8-1- سناریوی حادثه...................................................... 925-8-2- چشمه تابشی........................................................ 945-8-3- ارتفاع موثر............................................................ 98فصل ششم............................................................................... 99نتایج و بحث.......................................................................... 1006-1- نتایج شبیه­سازی­ها در عملکرد عادی راکتور........................ 1006-1-1- نتایج مربوط به شبیه­سازی در تاریخ 9/1/2007................ 1026-1-2- نتایج مربوط به شبیه­سازی در تاریخ 15/5/2009.............. 1036-1-3- نتایج مربوط به شبیه­سازی در تاریخ 19/7/2008.............. 1046-1-4- نتایج مربوط به شبیه­سازی در تاریخ 5/11/2010.............. 1056-2- نتایج فاز اول شبیه­سازی­ها در سناریوی وقوع حادثه............... 1066-3- نتایج فاز دوم شبیه­سازی­ها در سناریوی وقوع حادثه.............. 1076-3-1- نتایج مربوط به شبیه­سازی پس از وقوع حادثه در 8/1/2006 (ژانویه)        1086-3-2- نتایج مربوط به شبیه­سازی پس از وقوع حادثه در 9/2/2006 (فوریه)        1106-3-3- نتایج مربوط به شبیه­سازی پس از وقوع حادثه در 5/3/2012 (مارس)       1116-3-4- نتایج مربوط به شبیه­سازی پس از وقوع حادثه در 18/4/2012 (آوریل)     1146-3-5- نتایج مربوط به شبیه­سازی پس از وقوع حادثه در 23/5/2006 (می)        1166-3-6- نتایج مربوط به شبیه­سازی پس از وقوع حادثه در 15/6/2009 (ژوئن)       1186-3-7- نتایج مربوط به شبیه­سازی پس از وقوع حادثه در 25/7/2012 (جولای)    1206-3-8- نتایج مربوط به شبیه­سازی پس از وقوع حادثه در 25/8/2010 (آگوست)   1226-3-9- نتایج مربوط به شبیه­سازی پس ازوقوع حادثه در 22/9/2011 (سپتامبر)    1246-3-10- نتایج مربوط به شبیه­سازی پس از وقوع حادثه در 13/10/2006 (اکتبر)   1266-3-11- نتایج مربوط به شبیه­سازی پس از وقوع حادثه در 10/11/2009 (نوامبر)  1286-3-12- نتایج مربوط به شبیه­سازی پس از وقوع حادثه در 26/12/2009 (دسامبر) 1306-4- نتیجه­گیری و پیشنهادات................................................. 132مراجع................................................................................. 134پیوست الف: نرم­افزارهای مختلف برای تخمین غلظت آلاینده­های جوی.... 137مقدمهمواد 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.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 خنک­کننده[5] 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 شده[7] 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 عادیراکتور 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 می‑تواند 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[.تعداد صفحه :173قیمت : 14000تومان

بلافاصله پس از پرداخت ، لینک دانلود پایان نامه به شما نشان داده می شود

و در ضمن فایل خریداری شده به ایمیل شما ارسال می شود.

پشتیبانی سایت :        09309714541 (فقط پیامک)        info@arshadha.ir

در صورتی که مشکلی با پرداخت آنلاین دارید می توانید مبلغ مورد نظر برای هر فایل را کارت به کارت کرده و فایل درخواستی و اطلاعات واریز را به ایمیل ما ارسال کنید تا فایل را از طریق ایمیل دریافت کنید.

--  -- --

مطالب مشابه را هم ببینید

فایل مورد نظر خودتان را پیدا نکردید ؟ نگران نباشید . این صفحه را نبندید ! سایت ما حاوی حجم عظیمی از پایان نامه های دانشگاهی است. مطالب مشابه را هم ببینید. برای یافتن فایل مورد نظر کافیست از قسمت جستجو استفاده کنید. یا از منوی بالای سایت رشته مورد نظر خود را انتخاب کنید و همه فایل های رشته خودتان را ببینید