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:

موضوعات: بدون موضوع  لینک ثابت


فرم در حال بارگذاری ...