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 بین­المللی حفاظت پرتوشناختی (ICRP)………… 33

 

1-8-3- سازمان بین­المللی انرژی اتمی……………………………….. 34

 

1-8-4- شورای ملی اندازه­گیری­ها 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 اندازه­گیری آشفتگی…………………………………….. 44

 

3-2-1- اندازه­گیری اویلرین………………………………………….. 44

 

3-2-2- اندازه­گیری 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 لایه­های 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- نتیجه­گیری 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 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.