3-3-1-2-1- روش پاسکال49
3-3-1-2-2- روش گراديان دماي عمودي49
3-3-1-2-3-روش عدد ريچاردسون49
3-3-1-3-تغيير سرعت باد با ارتفاع50
3-3-2- مدل آماري پخش براي چشمههاي نقطهاي پيوسته50
3-3-2-1- محاسبه ضريب همبستگي در لايههاي مرزي51
3-3-3- مدلهاي مسير ذرات مونت کارلو براي پخش54
3-3-4-پخش پف55
3-3-4-1- محاسبه پارامتر پف57
3-3-4-1-1-رويکرد آماري57
3-3-4-1-2-رويکرد همانندي58
3-3-4-2-کاربردها60
3-3-5- مدلهاي همانندي پخش61
3-3-6-مدلهاي پخش نواحي شهري62
فصل چهارم63
توصيفي از مدل نرمافزاري HYSPLIT64
4-1- ويژگيهاي مدل HYSPLIT65
4-2- فايلهاي ورودي هواشناسي66
4-3- محاسبه ناهمواريها توسط HYSPLIT67
4-4- ساير پارامترهاي ورودي مورد استفاده در مدل HYSPLIT69
4-4-1- تهنشست خشک69
4-4-2- تهنشست مرطوب70
4-4-3- ثابت قانون هنري71
4-4-4- باز تعليق ذرات تهنشست شده71
4-4-5- چگالي، شکل و قطر ذرات71
4-5- روش محاسبه غلظت هوا در HYSPLIT72
4-6- ساختن ورودي براي مدل HYSPLIT74
4-6-1- ورودي گرافيکي74
4-6-2- ورودي متني79
فصل پنجم81
مراحل انجام کار82
5-1- تفاوتهاي کلي بين دو سناريوي عادي و حادثه83
5-2- محاسبه ارتفاع موثر دودکش (بر اساس مومنتوم)83
5-2-1-تاثير ارتفاع موثر دودکش در توزيع غلظت85
5-3- بازه زماني انجام محاسبات85
5-4- انتخاب زمانهاي (روزهاي) اجراي برنامه86
5-5- محاسبه دز معادل موثر کل سالانه87
5-6- مشخصات سايتهاي هستهاي مورد بررسي88
5-7- شبيهسازي و محاسبات در عملکرد عادي راکتور88
5-7-1- چشمه تابشي89
5-7-2- ارتفاع موثر در عملکرد عادي راکتور89
5-7-3- انتخاب بدترين روز از نظر فيزيک بهداشت90
5-7-4- محاسبه دز دريافتي افراد در حالت عملکرد عادي راکتور91
5-8- شبيهسازي و محاسبات پس از وقوع حادثه92
5-8-1- سناريوي حادثه92
5-8-2- چشمه تابشي94
5-8-3- ارتفاع موثر98
فصل ششم99
نتايج و بحث100
6-1- نتايج شبيهسازيها در عملکرد عادي راکتور100
6-1-1- نتايج مربوط به شبيهسازي در تاريخ 9/1/2007102
6-1-2- نتايج مربوط به شبيهسازي در تاريخ 15/5/2009103
6-1-3- نتايج مربوط به شبيهسازي در تاريخ 19/7/2008104
6-1-4- نتايج مربوط به شبيهسازي در تاريخ 5/11/2010105
6-2- نتايج فاز اول شبيهسازيها در سناريوي وقوع حادثه106
6-3- نتايج فاز دوم شبيهسازيها در سناريوي وقوع حادثه107
6-3-1- نتايج مربوط به شبيهسازي پس از وقوع حادثه در 8/1/2006 (ژانويه)108
6-3-2- نتايج مربوط به شبيهسازي پس از وقوع حادثه در 9/2/2006 (فوريه)110
6-3-3- نتايج مربوط به شبيهسازي پس از وقوع حادثه در 5/3/2012 (مارس)111
6-3-4- نتايج مربوط به شبيهسازي پس از وقوع حادثه در 18/4/2012 (آوريل)114
6-3-5- نتايج مربوط به شبيهسازي پس از وقوع حادثه در 23/5/2006 (مي)116
6-3-6- نتايج مربوط به شبيهسازي پس از وقوع حادثه در 15/6/2009 (ژوئن)118
6-3-7- نتايج مربوط به شبيهسازي پس از وقوع حادثه در 25/7/2012 (جولاي)120
6-3-8- نتايج مربوط به شبيهسازي پس از وقوع حادثه در 25/8/2010 (آگوست)122
6-3-9- نتايج مربوط به شبيهسازي پس ازوقوع حادثه در 22/9/2011 (سپتامبر)124
6-3-10- نتايج مربوط به شبيهسازي پس از وقوع حادثه در 13/10/2006 (اکتبر)126
6-3-11- نتايج مربوط به شبيهسازي پس از وقوع حادثه در 10/11/2009 (نوامبر)128
6-3-12- نتايج مربوط به شبيهسازي پس از وقوع حادثه در 26/12/2009 (دسامبر)130
6-4- نتيجهگيري و پيشنهادات132
مراجع134
پيوست الف: نرمافزارهاي مختلف براي تخمين غلظت آلايندههاي جوي137
فهرست اشکال
شکل صفحه
شکل 1-1. چيدمان قلب راکتور 8
شکل 1-2. قلب راکتور قبل از قرارگيري سوخت9
شکل 1-3. قرار دادن يک وسيله آزمايشگاهي درون قلب10
شکل 1-4. نماي کلي مدل پرتوگيري23
شکل 3-1. توضيح شرايط پايدار، طبيعي، ناپايدار44
شکل 3-2. سيستم اندازهگيري باد با روش هاي اويلرين و لاگرانژين45
شکل 3-3. گردباد بزرگ با شعاع R در حال نزديک شدن به بادسنج نصب شده روي يک برج46
شکل 3 4. نشاندهنده مفاهيم مهم در مدل پولوم گوسي48
شکل 3-5. جهت گيري گامهاي m و n در مساله مونت کارلو51
شکل 3-6. مسيرهاي دنبال شده توسط ده ذره نوعي در روش تيلور52
شکل 3 7. حل تحليلي معادله تيلور با فرض (t)=exp?(-t/T)54
شکل ‏0-8. شکلهاي پولوم نسبت به زمان نمونهبرداري (T_s) و زمان سفر (t)56
شکل 4-1. وارد شدن به مدل74
شکل 4-2. وارد شدن به Setup Run براي وارد کردن داده هاي مورد نياز75
شکل 4-3. صفحه اصلي ورودي داده هاي هواشناسي و زمان هاي مورد نياز و مشخصات هستههاي پرتوزا75
شکل 4-4. تعيين روش حرکت عمودي توده76
شکل 4-5. تعيين مقادير مربوط به آلاينده ها، گريدبندي و ته نشست هسته هاي پرتوزا76
شکل 4-6. تعريف آلاينده ها (نام، آهنگ انتشار، تعداد ساعات انتشار و زمان شروع انتشار)77
شکل 4-7. تعيين مشخصات کلي گريدها وتعيين نوع خروجي78
شکل 4-8. پارامترهاي مربوط به ته نشست خشک و مرطوب و ضريب بازتعليق79
شکل 4-9. نمونهاي از فايل ورودي مدل HYSPLIT80
شکل 5-1. ارتفاع فيزيکي و موثر دودکش84
شکل 6-1. غلظت (Bq/m3) ناشي از کل هسته هاي پرتوزا در عملکرد عادي راکتور در ارتفاع 5/1 متري از سطح زمين در 9/1/2007102
شکل 6-2. غلظت (Bq/m3) ناشي از کل هسته هاي پرتوزا در عملکرد عادي راکتور در ارتفاع 5/1 متري از سطح زمين در 15/5/2009103
شکل 6-3. غلظت (Bq/m3) ناشي از کل هسته هاي پرتوزا در عملکرد عادي راکتور در ارتفاع 5/1 متري از سطح زمين در 19/7/2008104
شکل 6-4.غلظت (Bq/m3) ناشي از کل هسته هاي پرتوزا در عملکرد عادي راکتور در ارتفاع 5/1 متري از سطح زمين در 5/11/2010105
شکل 6-5. توزيع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 8/1/2006 (ژانويه)108
شکل 6-6. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 8/1/2006 (ژانويه)108
شکل 6-7. توزيع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 9/2/2006 (فوريه)110
شکل 6-8. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 9/2/2006 (فوريه)110
شکل 6-9. توزيع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 5/3/2012 (مارس)112
شکل 6-10. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 5/3/2012 (مارس)112
شکل 6-11. توزيع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 18/4/2012 (آوريل)114
شکل 6-12. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 18/4/2012 (آوريل)114
شکل 6-13. توزيع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 23/5/2006 (مي)116

شکل 6-14. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 23/5/2006 (مي)116
شکل 6-15. توزيع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 15/6/2009 (ژوئن)118
شکل 6-16. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 15/6/2009 (ژوئن)118
شکل 6-17. توزيع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 25/7/2012 (جولاي)120
شکل 6-18. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 25/7/2012 (جولاي)120
شکل 6-19. توزيع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 25/8/2010 (آگوست)122
شکل 6-20. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 25/8/2010 (آگوست)122
شکل 6-21. توزيع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 22/9/2011 (سپتامبر)124
شکل 6-22. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 22/9/2011 (سپتامبر)124
شکل 6-23. توزيع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 13/10/2006 (اکتبر)126
شکل 6-24. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 13/10/2006 (اکتبر)126
شکل 6-25. توزيع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 10/11/2009 (نوامبر)128
شکل 6-26. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 10/11/2009 (نوامبر)128
شکل 6-27. توزيع غلظت (Bq/m3) پس از وقوع حادثه در 26/12/2009 (دسامبر)130
شکل 6-28. رسوب کل (Bq/m2) پس از وقوع حادثه در 26/12/2009 (دسامبر)130
فهرست جداول
جدول صفحه
جدول 1-1. طبقه بندي عناصر پرتوزا از نظر سميت پرتوي18
جدول 1-2. ثابت واپاشي و ضرايب تبديل دز30
جدول 3-1. اندازه گردباد چرخشي در دو مدل پف و پولوم58
جدول 3-2. مقايسه دو روش پف و پولوم از نظر زماني59
جدول 4-1. بعضي از پارامترهاي موجود در فايل هاي هواشناسي جهاني GDAS68
جدول 4-2. سرعت ته نشست خشک براي سطوح مختلف و گروه هاي ايزوتوپي مختلف70
جدول 5-1. نرخ انتشار مواد راديواکتيو در عملکرد عادي راکتور تحقيقاتي مورد نظر89
جدول 5-2. مشخصات هندسي دودکش90
جدول 5-3. موجودي محصولات شکافت قلب راکتور97
جدول 5-4. کسرهاي آزادسازي محصولات شکافت98
جدول 6-1. غلظت در بدترين روزها در عملکرد عادي راکتور (Bq/m3)101
جدول 6-2. مجموع غلظت ناشي ازسزيم-137 و يد-131 براي روزهايي با بيشترين مقدار غلظت106
جدول 6-3. مقادير و فواصل تقريبي دز بيشينه در بدترين روزهاي هر ماه بعد از وقوع حادثه131
فهرست نمودارها
نمودار صفحه
نمودار 6-1. نحوه توزيع دز معادل موثر در سناريوي عملکرد عادي راکتور در 9/1/2007102
نمودار 6-2. نحوه توزيع دز معادل موثر در سناريوي عملکرد عادي راکتور در 15/5/2009103
نمودار 6-3. نحوه توزيع دز معادل موثر در سناريوي عملکرد عادي راکتور در 19/7/2008104
نمودار 6-4. نحوه توزيع دز معادل موثر در سناريوي عملکرد عادي راکتور در 5/11/2010105
فصل اول
مقدمه
مواد پرتوزاي طبيعي از بدو تشکيل کره زمين در آن وجود داشته است. ولي با توسعه فنآوري و بهرهبرداري انسان از آن، منابع پرتوزاي ساخت دست بشر، در محيط زيست رو به افزايش گذاشته و مواد پرتوزاي مصنوعي که در نتيجهي فعاليتهاي بشري در رشتههاي گوناگون هسته اي مي باشد، به محيط زيست وارد شده، و به نحوي جزء آلاينده هاي غذايي، آشاميدني و هواي تنفس موجودات زنده و به ويژه انسان محسوب ميگردند.
به منظور حفاظت راديولوژيکي محيط زيست و به تبع آن حفاظت راديولوژيکي موجودات زنده به ويژه انسان، شناسايي توام اکوسيستم (مناطق خاص زندگي که در آن گياهان و جانواران محيط اطراف خود را تقسيم ميکنند) و منابع پرتوزا و نحوه عملکرد، جابجايي، توزيع و رفتار هسته هاي پرتوزا در اجزاي اکوسيستم، ضروري است.
به طور کلي هدف از حفاظت راديولوژيکي، پايش انسان و محيط زيست در برابر عملکرد مواد پرتوزاي طبيعي و مصنوعي موجود در محيط ميباشد و منظور از تحقيقات در اين زمينه، پيشبيني مسيرهاي راهيابي مواد پرتوزا به محيط زيست و تخمين ميزان دز دريافتي توسط مردم در مناطق مختلف است تا بتوان ميزان خطر ناشي از پرتوگيريهاي داخلي و خارجي را تعيين کرد.
بنابراين مطالعات و بررسي مداوم، جهت تعيين عملکرد مواد پرتوزا در محيط زيست مورد نياز مي باشد، تا نتيجه مطلوب و اطلاعات مورد نظر حاصل شود. بدين ترتيب حفاظت راديولوژيکي محيط زيست به عنوان يک ضرورت اجتنابناپذير جهت تنظيم اکوسيستم و جلوگيري از پرتوگيري ناخواسته مطرح مي باشد.
يکي از اين منابع پرتوزايي ساخت بشر، راکتورهاي هستهاي هستند که در خلال کار عادي، کسر کوچکي از مواد پرتوزا را از طريق هوا به محيط زيست وارد ميکنند.
انرژي هسته اي در سال هاي اخير به دلايل زير تبديل به يک منبع مهم انرژي شده است:
تقاضاي رو به رشد براي توان الکتريکي
افزايش رقابت جهاني براي سوخت هاي فسيلي
نگراني درباره تابش گازهاي گلخانه اي و تاثير آن روي گرمايش زمين
نياز براي استقلال انرژي
بنابراين در عصر حاضر انرژي هسته‌اي لازمه پيشرفت و خودکفايي هر کشوري است و در اين بين ايران نيز از اين قائده مستثني نيست. از اينرو، گسترش علوم و فنون هسته‌اي و بوميسازي اين فناوري، از اولويت‌هاي نظام جمهوري اسلامي مي‌باشد. با توجه به نياز کشور به توليد راديوايزوتوپ‌ها و راديوداروها جهت درمان بيماران و همچنين توليد برق، ساخت راکتورهاي تحقيقاتي و نيروگاه‌هاي هسته‌اي در کنار راکتورهاي موجود، ضروري به نظر مي‌رسد. بدين منظور و در راستاي سندهاي چشم انداز توسعه کشور، ساخت راکتورهاي هسته‌اي تا توان2000 مگا وات در دستور کار قرار گرفته است.
اگرچه يک نيروگاه هسته اي، يک منبع خوب انرژي است و عمدتا تهديدي براي محيط زيست به شمار نمي آيد، ولي چنانچه حادثه اي مهم براي راکتور رخ دهد، ميتواند منجر به يک فاجعه بشري شود. بنابراين خطر آزادسازي تصادفي مواد راديواکتيو به محيط زيست ميتواند پيامد مهم استفاده از نيروگاه‌هاي هسته اي باشد.
موارد متعددي از حوادث راکتورهاي هسته اي وجود دارد، مانند:
چاک ريور1 در کانادا (1952)
آيداهو فالا2 در آمريکا (1957)
تري مايل آيلند3 در آمريکا (1979)
چرنوبيل در اوکراين (1986)
از بين اين حوادث، حادثه چرنوبيل به طور کلي ادراک بشر را از ريسک تابشي4 دگرگون کرد. در 26 آوريل 1986 در اوکران حادثه اي مهم رخ داد که در نتيجهي آن يک مقدار زيادي ماده راديواکتيو به اتمسفر آزاد شد که اين مواد راديواکتيو در شمال و جنوب اروپا و همچنين در کانادا و ايالات متحده آمريکا حس شد. تنها نيمهي جنوبي کره زمين آلوده نشد. اين حادثه نشان داد که در صورت وقوع يک حادثه مهم و بزرگ هسته اي، نه تنها مکاني که در آن حادثه رخ داده است، بلکه اطراف آن نيز مي تواند تحت تاثير قرار گيرد.
به هر حال راکتور‌هاي هسته اي، ذرات راديواکتيو مايع و گازي ساطع ميکنند و از آن جائيکه اثرات تابشها به طور خاص يک نگراني مهم براي مردم و کشور است، ايمني هستهاي و محافظت انسان و طبيعت در برابر اشعه يونيزان موضوع مهمي است. البته قابل ذکر است که راکتورهاي هستهاي به گونه اي کاملا دقيق طراحي، ساخت و مانيتور مي شوند که تا حد امکان از آزادسازي مواد راديواکتيو جلوگيري شود.
راکتورهاي هسته‌اي به طور معمول و يا در اثر نقص سيستم‌هاي ايمني و همچنين در اثر سوانح هسته‌اي و بلاياي طبيعي، راديونوکلوئيدهايي را از طريق سيستم تهويه در محيط آزاد ميکنند و موجب افزايش دز محيط اطراف راکتور مي‌شوند. پارامترهاي مختلفي در ميزان توزيع و نحوه انتشار مواد راديواکتيو خروجي از راکتورها نقش دارند؛ شکل و حالت مواد راديواکتيو خروجي، کيفيت فيلترهاي جذب و سيستم‌ تهويه، ارتفاع دودکش، سرعت باد، ميزان بارندگي ساليانه منطقه، شرايط آب و هوايي محيط، ارتفاع ساختمان‌هاي ساکنين اطراف راکتور از آن جمله‌اند.

در این سایت فقط تکه هایی از این مطلب با شماره بندی انتهای صفحه درج می شود که ممکن است هنگام انتقال از فایل ورد به داخل سایت کلمات به هم بریزد یا شکل ها درج نشود

شما می توانید تکه های دیگری از این مطلب را با جستجو در همین سایت بخوانید

ولی برای دانلود فایل اصلی با فرمت ورد حاوی تمامی قسمت ها با منابع کامل

اینجا کلیک کنید

هدف در طراحي راکتورهاي هسته اي، کنترل کردن واکنش هاي زنجيره اي و همچنين اطمينان از وجود تغييرات کم در توان خروجي و يا تغييرات مجازي که در زمان هاي زياد (دهها ثانيه) در توان خروجي ايجاد مي شوند، مي باشد.
اگر نقصي در راکتور رخ دهد که تغييرات توان بسيار سريع باشد، يک حالت گذرا را در راکتور ايجاد ميکند و متاسفانه راکتورها طوري طراحي ميشوند که با افزايش زمان ناشي از تغييرات توان، ممکن است قلب راکتور ذوب شده و يا حالت يکپارچه خود را از دست دهد. انتقال سريع گرما به يک خنککننده5 مايع، ميتواند موجب افزايش در فشار شود که ممکن است آسيب ساختاري شديد به راکتور (مانند حادثه چرنوبيل) را به همراه داشته باشد. بنابراين واضح است که ريسک، همواره در بهره برداري يک راکتور هستهاي به مانند سيستم هاي پيچيده ديگر مثل نيروگاههاي شيميايي و يا پالايشگاههاي نفتي، بايد در نظر گرفته شود. اما آن چه راکتور هستهاي را با ديگر نمونه هاي ذکر شده متفاوت مي سازد اين است که اگر نقصي در سيستم هاي راکتور رخ دهد، ممکن است باعث انتشار مقادير زيادي از مواد راديواکتيو به محيط خارج شود و اثرات يک رويداد و يا حادثه در راکتور هستهاي ميتواند تا هزاران کيلومتر مربع از اطراف نيروگاه را تحت شعاع خود قرار دهد، در حالي که حوادث شيميايي، چه در بعد مسافت و چه از نظر مدت زمان و يا دوره طولاني آلودگي، اغلب نميتوانند با حوادث هستهاي که در راکتور هسته اي رخ ميدهد، مقايسه شوند.
ملاک ICRP براي تعيين ميزان تابشهاي حرفه اي اين است که ريسک متوسط به پرتوکاران نبايد بيشتر از ريسک متوسط کارکنان صنايع متعارف و امن باشد. ضمن اين که حداکثر دز معادل سالانه در حد 50 ميليسيورت است، ICRP مي تواند ميانگين دز معادل سالانه را برابر با يک دهم حد بالا فرض کند. کارکنان نيروگاه هسته اي، در حدود 5/1 ميليسيورت در سال دريافت ميکنند که معادل ريسک سالانه اي در حدود 1 مورد در 30000 مي باشد. با آميختن تصادفات معمول و ريسکهاي مربوط به اشعه، در مجموع ريسک سالانه مرگ براي کار در نيروگاه، برابر با 1 در 1200 مي شود.
موارد ايمني مربوط به حفاظت از پرتوگيري کارکنايي که در معرض مواد و پسماندهاي راديواکتيو قرار دارند، بايد با دقت، کنترل و مانيتورينگ شود. بنا به توصيه 26ICRP در خصوص پرتوگيري افراد، تابش تک تک افراد جامعه و دز دسته جمعي مردم ناشي از پسماندهاي راديواکتيو بايد به حدي پايين باشد که از نظر منطقي قابل دستيابي گردد و نيز با توجه به ملاحضات اقتصادي و اجتماعي کاهش داده شود.
در سايت يک راکتور هستهاي، نظارت و کنترل مقادير دز مجاز در قسمتهاي مختلف توسط بخش فيزيک بهداشت هم در داخل سايت و هم در خارج سايت انجام ميشود، تا اطمينان حاصل شود که عمليات نيروگاه از نظر مسائل حفاظتي مربوط به پرسنل داخل سايت و افراد جامعه در بيرون سايت به صورت امن و بيخطر انجام مي شود.
بدين منظور تحليل حوادث احتمالي که منجر به خارج شدن مواد راديواکتيو به محيط ميشوند، جهت به دست آوردن نحوه پخش و توزيع مواد راديواکتيو و انديشيدن تمهيداتي متناسب با مقادير مختلف آلودگي در مرحله بعد از تحليل حوادث، الزامي مي باشد.
در بهرهبرداري از يک راکتور هستهاي، سيستمهاي کنترلي و حفاظتي متنوعي طراحي ميشوند که در نهايت قلب راکتور به عنوان اصليترين منبع راديواکتيو، محافظت شده و از ذوب شدن آن جلوگيري خواهد شد.
در حال حاضر بيش از 300 راکتور تحقيقاتي در سراسر جهان موجود مي باشند که بيش از 50 نوع آنها شامل راکتورهاي تريگا 6 و بقيه شامل راکتورهاي شناور در استخرهاي آب سبک و همچنين راکتورهاي آب سنگين تحت فشار با گردش جريان تحميل شده7 و قدرت هاي حرارتي در حدود ده مگاوات يا بيشتر هستند.
راکتورهاي مورد مطالعه در اين تحقيق يک راکتور تحقيقاتي است که قدرت حرارتي اين راکتور 5 مگاوات مي باشد.
1-1- مشخصات راکتور مورد مطالعه در عملکرد عادي
راکتور مورد مطالعه در عملکرد عادي، يک راکتور تحقيقاتي 5 مگاواتي فرضي از نوع استخري با آب سبک به عنوان کندکننده مي باشد. سوخت مورد استفاده در اين راکتور از نوع سوخت جامد ناهمگن است و آب در آن هم به عنوان خنککننده و هم حفاظ مورد استفاده قرار مي گيرد. موارد استفاده اين راکتور در کارهاي پژوهشي، کارآموزي، آموزشي و همچنين براي توليد راديوايزوتوپ ها ميباشد. اين راکتور تحقيقاتي مي-تواند در فيزيک، شيمي، مهندسي و صنعت مورد استفاده قرار گيرد. نوع سوخت اين راکتور، اورانيوم با غناي 20 درصد که به صورت پودر U3O8 در آلومينيوم خالص پخش شده است، ميباشد. سيستم خنککننده راکتور شامل سيستم هاي اوليه، ثانويه و سيستم پالايش مي باشد ]1[.
1-2- مشخصات راکتور مورد مطالعه در حالت حادثه
1-2-1- نوع راکتور
راکتور مورد مطالعه در حالت حادثه، يک راکتور تحقيقاتي است که قدرت حرارتي اين راکتور 5 مگاوات مي باشد. مشخصات آن مشابه راکتور تحقيقاتي MIT بوده که يک راکتور استخري است شامل دو تانک، يک تانک داخلي براي آب سبک (که نقش کندکنندگي و خنک کنندگي را به عهده دارد) ويک تانک بيروني براي رفلکتور آب سنگين. المان-هاي سوخت به شکل هگزاگونال چيده شده اند. توان توسط ميله تنظيمکننده اتوماتيک کنترل مي شود. فشار سيستم عملا اتمسفريک است و دماي بيشنه نهايتا °C50 مي باشد. يک محافظ خارجي ازسيمان، اين امکان را براي کارکنان و دانشآموخته گان فراهم ميسازد که امور آزمايشگاهي و آموزشي را بدون خطرات تابشي انجام دهند ]2[.
1-2-2- پارامترهاي قلب راکتور
قلب شامل 27 موقعيت است که بيشتر آنها با المانهاي سوخت پر شدهاند، مانند آن چه در شکل (1-1) در موقعيت C-9 نشان داده شده است. دو تا چهار موقعيت ديگر با تجهيزات آزمايشگاهي پر شدهاند.
شکل 1-1. چيدمان قلب راکتور ]2[
در هر طرف قلب هگزاگونال يک تيغه فلزي از جنس استيل-برن، قرار دارد که در کل شش تيغه مي شود که هر کدام قادرند راکتور را خاموش کنند. اين تيغهها به الکترومغناطيسهايي متصلند که قادرند اين تيغه ها را درون قلب بيندازند و راکتور را در کمتر از يک ثانيه خاموش کنند.
ميله تنظيمکننده، يک ميله از جنس آلومينيوم-کادميم است که براي کنترل خوب راکتور استفاده ميشود. با حرکت اين ميله توان راکتور دقيقا پايا باقي ميماند. راکتور مورد نظر براي کنترل توان راکتور همچنين از تکنولوژي کنترل ديجيتال استفاده ميکند.
شکل (1-2)، نمايي از بالا از تانک قلب راکتور است. بدنهي خالي قلب در مرکز، مشهود است و المان هاي سوخت در رينگ ذخيره سوخت دور قلب ديده ميشوند.
شکل 1-2. قلب راکتور قبل از قرارگيري سوخت ]2[
اين راکتور شامل پنجاه صفحه سوخت در يک المان لوزي شکل است. هر صفحه سوخت شامل يک سوخت ساندويچ شده بين پوشش آلومينيومي است که براي افزايش سطح انتقال حرارت، مجهز به فين مي باشد.
سوختگيري مجدد راکتور سالانه 3 تا 4 بار، بسته به استفاده راکتور، اتفاق مي افتد. سوختگيري مجدد ميتواند به سادگي تعويض دو يا سه المان سوخت با سوخت تازه و يا تعويض چيدمان کلي قلب باشد. يک المان سوخت عادي در موقعيت-هاي مختلف در قلب، در حدود سه سال باقي ميماند. در شکل (1-3) نحوهي قرار دادن يک وسيله آزمايشگاهي درون قلب نشان داده شده است. سوختگيري مجدد نيز به طور مشابه، با استفاده از وسايل نگهداري مخصوص انجام مي شود ]2[.
شکل1-3. قرار دادن يک وسيله آزمايشگاهي درون قلب ]2[
1-2-3- سيستم خنککننده
راکتور تحقيقاتي مورد نظر، علاوه بر نوترون، گرما نيز توليد ميکند. در يک راکتور توان، گرما بايد از طريق بخار به الکتريسيته تبديل شود. در اين راکتور 5000 کيلو وات گرما در دماي خيلي پايين (°C50- در حدود دماي آب گرم حمام) توليد ميشود. بنابراين اين راکتور به درد توليد توان نميخورد. گرما از طريق مبدلهاي حرارتي و يک مدار ثانويه آب، به برجهاي خنککننده حمل مي شود.
آب خنککننده از طريق کانالهاي ورودي به سمت پايين جريان دارد و سپس از بين المانهاي سوخت به سمت بالا حرکت ميکند تا راکتور را خنک نگه دارد. آبي که به درون قلب جريان دارد علاوه بر عمل اصلي کندکنندگي، وظيفه خنککنندگي را نيز به عهده دارد. آب در مدار بسته اوليه، از قلب به سمت مبدلهاي حرارتي در گردش است و دوباره به سمت قلب بر ميگردد و گرماي توليد شده در قلب به آبي که خنککننده اوليه نام دارد، منتقل ميشود. در مبدلهاي حرارتي، آب از مدار ثانويه گرما را ميگيرد و به بيرون برجهاي خنککننده که در بيرون ساختمان راکتور قرار دارد، حمل ميکند و از برج هاي خنککننده، حرارت به هوا منتقل ميشود. چون آب در مدار ثانويه در تماس با آب مدار اوليه يا قلب راکتور نيست، هيچ ماده راديواکتيوي را حمل نميکند ]2[.
1-3- اصول فيزيکي و تئوري پراکندگي
اتمسفر مهم ترين راه انتقال راديونوکلوئيدهاي آزاد شده از يک حادثه هستهاي درفراز مسافت ها است. در سند فني شماره 379 آژانس بينالمللي انرژي اتمي، پديده پخش اتمسفريک، مدل پخش اتمسفريک و ويژگيهاي اتمسفر که پخش را تحت تاثير قرار ميدهد، توضيح داده شده است. در اين سند اشاره شده است که پخش اتمسفريک به انتقال آلاينده8 به وسيله بادها و پخش همزمان به وسيله آشفتگي اتمسفريک بستگي دارد ]3[. يک مدل پخش اتمسفريک يک رابطه رياضي بين مقدار يا نرخ آزادسازي آلاينده و توزيع غلظت در اتمسفر ميباشد. فرآيندهايي که در پخش نقش دارند، ميتوانند به دسته هاي زير تقسيم شوند:
الف- فرآيند انتقال ومسير حرکت (پهنرفت9، به معناي حرکت افقي توده اي از هوا در اثر تغيير درجه حرارت)
ب- پخش توسط گرداب هاي آشفتگي10
ج- فرآيندهاي تعديل مانند فرسايش ]3[
1-3-1- فرآيند انتقال و مسير حرکت
بيشتر مدلها، چشمه را به عنوان يک چشمه نقطهاي در نظر ميگيرند که مستقل از انرژي آزادسازي و شرايط محيط مي باشد. ولي به هر حال اندازه چشمههاي واقعي محدود است و نيروي شناوري و اندازه حرکت دارند. با افزايش دماي محيط، آشفتگي ايجاد شده و اين باعث ميشود که پولوم11 همزمان با پخش، به بالاتر از نقطه آزادسازي برود. اين اثرات در ناحيه نزديکتر به چشمه مهم است. براي مسافتهاي طولانيتر، فرض چشمهي نقطهاي ايده آل، براي آزادسازي راديونوکلوئيد ها مناسبتر است.
پف12 عبارتي است که در مدلهايي که حرکت اجرام هوايي را دنبال ميکنند، استفاده ميشود. يک پف از گاز خنثي (که آلودگي ناميده ميشود) وقتي به اتمسفر آزاد ميشود، با باد حرکت ميکند و به تدريج به دليل وجود گردابهاي آشفتگي، به يک ابر گسترده تبديل ميگردد. انتشارات پيوسته باعث توليد مجموعهاي از پفهاي پي در پي ميگردد که مسير حرکت آن ها با ميدان باد و با زمان متغير است.
انتقال يک آلودگي ساکن به دور کره زمين، به ميدان باد و عرض جغرافيايي وابسته است. در عرضهاي مياني، اين گردش سه هفته به طول ميانجامد. آلودگيهاي غير ساکن به طور پيوسته در مدت پخش، در معرض فرآيند فرسايش قرار ميگيرند و ممکن است هرگز به مسافت هاي طولاني گسترده نشوند ]3[.
1-3-2- پخش توسط گرداب هاي آشفتگي
سرعت و جهت باد به طور پيوسته با زمان در هر سه بعد تغيير ميکند. ثبت جهت باد در يک دوره طولاني، يک در هم آميزي نوسانات سريع را نشان ميدهد. اين نواسانات پيوسته، توربولانس ناميده ميشود و يک ويژگي اساسي حرکت اتمسفر است که موجب توليد گرداب هاي چرخشي ميشود.
بخشي از گرداب هاي چرخشي که در فرآيند پخش شرکت ميکند، به اندازه توده مواد پراکنده شده، بستگي دارد. گرداب هاي چرخشي که بسيار کوچکتر از توده ها يا اندازه پولوم ميباشند، باعث يک دوباره پخششدگي کوچک گرداب ها درون پولوم ميشوند و وقتي گرداب ها بسيار بزرگ تر از پولوم يا توده باشند، باعث مي شود که بدون تغييري در توزيع غلظت درون پولوم، به طور فيزيکي شيفت پيدا کند.
هنگامي که توده در جهت باد حرکت ميکند، اندازه حرکت گرداب که ايجاد کننده پخش اتمسفريک است، به طور پيوسته افزايش مييابد ]3[.
1-3-3- فرآيندهاي تعديل مانند فرسايش
فرآيندي که راديونوکلوئيدها را از اتمسفر مي زدايد و همچنين واکنش راديونوکلوئيدها با سطح زمين، براي مدلسازي انتقال اتمسفريک و پيامدهاي آزادسازي اتفاقي هستهاي بسيار مهم هستند. مخصوصا براي پيامدهاي بلند مدت، راديواکتيويتي رسوب کرده، نقش بيشتري را در دز کلي بشر نسبت به پرتوگيري مستقيم از پولوم، ايفا ميکند ]4[. سه مکانيزم اساسي زدايش که در کاهش بيشتر فعاليت موثر ميباشند، عبارتند از ته نشست خشک، ته نشست مرطوب و واپاشي راديواکتيو.
ته نشست خشک نقش مهمي براي بيشتر راديونوکلوئيدها به غير از گازهاي نجيب، ايفا ميکند. به گونهاي که مواد متفاوت، ته نشست خشک متفاوتي روي سطوح متفاوت دارند. ته نشست خشک، همچنين به شرايط آب و هوايي که شامل سرعت باد و پايداري اتمسفريک مي باشد، وابسته است. ته نشست خشک، به خصوص براي ذرات سنگين (شعاع بزرگتر از يک ميکرومتر)، شديدا تحت تاثير رسوب ناشي از گرانش مي باشد ]4[. اين کميت در فصل چهارم به طور مفصل توضيح داده خواهد شد.
مواد همچنين ميتوانند بر اثر بارندگي که ميتواند باران، برف و يا انواع ديگر بارش باشد، به سطح زمين انتقال يابند. دو فرآيند متفاوت در اينجا مورد بحث قرار ميگيرند که عبارتند از انتقال زير ابر و انتقال درون ابر . هر دو اين موارد به شدت به اندازه ذره بستگي دارند. اما در بيشتر مدل هاي پخش اين وابستگي در نظر گرفته نمي شود ]4[.
اثر واپاشي راديواکتيو به طور همزمان براي هستههاي پرتوزاي دختر توليد شده و هستههاي پرتوزاي مادر در پولوم، براي همه گروههاي هستههاي پرتوزا در فرمولاسيون زنجيره واپاشي پرداخته ميشود ]5[. غلظت راديونوکلوئيدهاي با نيمه عمر کوتاه در هوا، به سرعت با فاصله از چشمه کاهش مييابد. به همين دليل، راديونوکلوئيدهاي با نيمه عمر چند ساعت يا کمتر، از نظر راديولوژيکي در مسافتهاي طولاني مهم نيستند. با سرعت باد معمولي در حدود ms-110، گاز نجيب زنون-135، که نيمه عمر آن 2/9 ساعت است، به حدود يک هشتم از فعاليت اوليهاش در زماني که 1000 کيلومتر را پيموده است، کاهش مييابد. به عبارت ديگر، بعضي راديونوکلوئيدها که اساسا در مواد آلاينده هواي تاسيسات هستهاي يافت ميشوند، نيمه عمر راديواکتيو بسيار طولاني دارند و به علاوه چون آنها گاز هستند، به طور موثر از پولوم به وسيله فرآيندهاي مانند ته نشست خشک و مرطوب زدوده نميشوند. معروفترين و مهمترين راديونوکلوئيد، کريپتون-85 با نيمه عمر 7/10 سال است ]6[.
باز تعليق اتمسفريک هستههاي پرتوزا از روي سطح زمين، ميتواند يک منبع ثانويه آلودگي بعد از توقف انتشار باشد. اين مورد در حادثه چرنوبيل، تبديل به منبع مهم پرتوگيري براي ماموران تصفيه و ساير مردمي که درنزديکي مکان حادثه زندگي مي کردند، شد ]7[.
1-4- مدل هاي پراکندگي جوي
مدلهاي پخش اتمسفريک قابل توجهي در طول سالها به وجود آمده اند. مدلهاي موجود از گوسي ساده که مبتني بر يک حل تحليل از معادلات پخش و انتقال است، تا مدلهاي عددي سه بعدي که نيازمند پيشبيني متغيرهاي هواشناسي است، گسترده شدهاند. اين طيف از قابليت مدلها ميتوانند به سه دسته عمومي تقسيم شوند ]8[:
نوع اول: مدلهاي گوسي.
اين مدلها ميتوانند فرآيندهاي پراکندگي را براي مسافتهاي 5 تا 10 کيلومتر دورتر از چشمه، محاسبه کنند. با اين حال مدلهاي گوسي نميتوانند شبيه سازي فرآيند هاي پراکندگي را براي مناطق پيچيده (داراي ناهمواري) انجام دهند.
نوع دوم: مدل هاي مسير حرکت يا پف دو بعدي.
اين مدل ها ميتوانند سرعت هاي چندگانه باد و همچنين جهت هاي مختلف باد را براي بيش از يک نقطه قبول کنند. بدين ترتيب برآوردي واقعيتري از مسير حرکت پولوم و الگوهاي مختلف غلظت براي مسافت هاي بيش از 5 تا 10 کيلومتر را فراهم ميآورند.
نوع سوم: مدلهاي سه بعدي.
اين مدلهاي عددي از اندازه ي سرعت هاي چندگانه باد در هر دو جهت عمودي و افقي استفاده ميکنند که شامل اثرات ناهمواريها و تاثير متغيرهايي مانند زبري سطح، ته نشست و پايداري جوي ميباشد. اين مدلها همچنين از اطلاعاتي که در مورد ساختار دمايي جو نيز وجود دارد، استفاده ميکنند و ميتوانند در مطالعه انتقال ذرات معلق بلند برد و محاسبه ته نشست مواد پرتوزا پس از حادثه به صورت گسترده اي مورد استفاده قرار گيرند ]8[.
1-5- سميت پرتويي
علمي که به بررسي عوارض فيزيکي و بيولوژيکي ناشي از ورود و نشست عناصر پرتوزا در بدن ميپردازد، به نام سمشناسي پرتويي خوانده ميشود. ولي در مفهوم وسيعتر واژه مزبور دربرگيرنده عملکرد و اثرات عناصر پرتوزا در محيط زيست نيز مي باشد. اساساً، عوامل موثر در سميت عناصر پرتوزا در بدن به شرح زير است:
– خصوصيات شيميايي عناصر پرتوزا، که در واقع همان خصوصيات شيميايي عنصر مربوطه ميباشد و ماهيت ترکيب حامل عنصر پرتوزا نيز عامل موثري در اين رابطه است. اين خصوصيات تعيين کننده عملکرد عنصر پرتوزا در بدن يا به عبارت ديگر رفتار آن در بدن مي باشد که شامل موارد زير مي گردد:
* جذب عنصر پرتوزا از روده، ريه و يا ساير قسمت هاي ورودي به بدن
* راه و سرعت دفع از بدن
* انتقال و ابقا در قسمت هاي نشست در بدن
* گردش مجدد و انتقال به قسمت هاي ثانويه نشست
* سميت شيميايي عنصر
– مقدار پرتوزايي نشست کرده در بدن، که عامل اساسي در تعيين دز وارده به بدن مي باشد.
– نوع پرتوهاي ساطع شده از هستههاي پرتوزا، که عامل اساسي در تعيين سميت آنها در بدن ميباشد. بر اين اساس عناصر ساطع کننده پرتوهاي داراي انتقال انرژي خطي (LET) بالا نظير آلفا، داراي سميت پرتوي بالاتري نسبت به عناصر پرتوزاي ساطع کننده پرتوهاي با LET پايين نظير ايکس و گاما، ميباشد.
– نيمه عمر فيزيکي عناصر پرتوزا، براي عناصر پرتوزاي داراي نيمه عمر بيولوژيکي بالا، زياد بودن نيمه عمر فيزيکي موجب افزايش نيمه عمر موثر و در نتيجه، باعث کندي کاهش پرتوزايي در بدن و بالا رفتن سميت پرتوي خواهد شد.
– نيمه عمر بيولوژيکي عناصر پرتوزا، که بر اساس رفتار آن عنصر در بدن تعيين ميگردد. براي مثال 99mTc داراي نيمه عمر بيولوژيکي چند روز، 131I نيمه عمر در حدود 138 روز و 239Pu‌ نيمه عمر حدود 65000 روز ميباشند. با توجه به نيمه عمر بيولوژيکي عنصر پرتوزا نيمه عمر ديگري استنتاج ميشود که آن را نيمه عمر موثر مينامند که پارامتر کلي تعيين کننده سرعت کاهش پرتوزايي از بدن ميباشد. براي مثال نيمه عمر موثر 3H (آب 3H دار) در بدن حدود 10 روز (با وجودي که نيمه عمر فيزيکي آن حدود 12 سال است) و نيمه عمر موثر 239PU به دليل بالا بودن هر دو نيمه عمر فيزيکي و بيولوژيکي حدود 65000 روز مي باشد.
– وجود يا عدم وجود عنصر خاص، براي مثال کمبود يد پايدار در بدن باعث افزايش جذب يد پرتوزا در غده تيروئيد خواهد شد.
– سن و وضعيت فيزيکي شخص، که عامل مهم و موثر در رفتار عناصر پرتوزا در بدن از جمله جذب و نشست آنها در بدن ميباشد.
– در برخي موارد، نظير سرطانزائي، وجود يا عدم وجود عوامل کمککننده ميتوانند باعث افزايش اثر پرتو يونساز گردند.
– وجود يا عدم وجود و مقدار ساير پرتوگيريها، اعم از خارجي يا داخلي.
– تندي دز پرتو
نتيجهي کلي که با توجه به اکثر موارد فوقالذکر به دست ميآيد اين است که اثرات بيولوژيکي ناشي از يک دز جذبي معين، از يک پرتو معين در يک بافت معين، صرف نظر از اين که کدام عنصر پرتوزا دز مزبور را به بافت ميدهد، از نظر کمي يکسان ميباشد. اين اصل مربوط به راديوتوکسيکولوژي، عمدتاً بر خلاف وضعيت در سمشناسي شيميايي است که در آن اثرات يک عنصر معين ممکن است با آگاهي داشتن از اثرات ساير عناصر، حتي عناصر نزديک به آن عنصر، قابل پيشبيني نباشد [6 و 9]. جدول (1-1) گونهاي از طبقهبندي عناصر پرتوزا از نقطه نظر سميت پرتوي را نشان ميدهد.
جدول 1-1. طبقه بندي عناصر پرتوزا از نظر سميت پرتويي ]6[
گروه با سميت بالا?252?_CF?251?_CF?250?_CF?249?_CF?243?_AM?242M?_AM?241?_AM?227?_AC?254?_CM?248?_CM?246?_CM?245?_CM?244?_CM?243?_CM?242?_CM?254?_CF?240?_PU?239?_PU?238?_PU?210?_PO?210?_PB?231?_PA?237?_NP?255?_ES?230?_TH?228?_RA?227?_TH?228?_RA?226?_RA?223?_RA?242?_PU?241?_PU?234?_U?233?_U?232?_U?230?_Uگروه با سميت متوسط بالا?249?_BK?210?_BI?207?_BI?140?_BA?211?_AT?242?_AM?110M?_AG?228?_AC?134?_CS?60?_CO?247?_CM?36?_CI?253?_CF?144?_CA?115M?_CD?45?_CA?256?_FM?255?_FM?154?_EU?114M?_IN?152?_(EU(13YR))?254M?_ES?253?_ES?137?_CS?22?_NA?54?_MN?192?_IR?106?_RU?131?_I?131?_I?126?_I?181?_HF?46?_SC?125?_SB?124?_SB?127?_TE?224?_RA?244?_PU?212?_PB?230?_PA?204?_TL?234?_TH?129M?_TH?160?_TB?182?_TA?90?_SR?89?_SR?95?_ZR?91?_Y?236?_U?170?_TMگروه با سميت متوسط پائين?77?_AS?76?_AS?74?_AS?73?_AS?244?_AM?111?_AG?105?_AG?41?_A?250?_BK?212?_BI?206?_BI7_BE?131?_BA?199?_AU?198?_AU?196?_AU?38?_CL?143?_CE?141?_CE?115?_CD?109?_CD?47?_C?14?_C?82?_BR?166?_DY?165?_CY?64?_CU?136?_CS?131?_CS?51?_CO?58?_CO?57?_CO?59?_FE?55?_F?18?_F?155?_EU?152?_ER?152?_ER?171?_ER?169?_ER?166?_HO?203?_HG?197M?_HG?197?_HG?159?_GD?153?_(GD(9hr.))?72?_GA?254?_FM?85M?_KR?42?_K?194?_IR?190?_IR?115?_I N?135?_I?134?_I?132?_I?93M?_NB?24?_NA?99?_MO?56?_MN?52?_MU?177?_LU?140?_LA?87?_KR?240?_U?240?_NP?239?_NP?65?_NI?63?_ND?149?_ND?147?_ND?95?_NB?109?_PD?103?_PD?203?_PB?233?_PA?32?_OS?193?_OS?191?_OS?185?_OS?243?_PU?197?_PT?193?_PT?191?_PT?143?_PR?142?_PR?149?_PM?147?_PM?97?_RU?222?_RN?220?_RN?105?_RH?188?_RE?186?_RE?183?_RE?86?_RB?31?_SI?75?_SC?48?_SC?47?_SC?122?_SB?35?_S?105?_RU?103?_RU?96?_TC?92?_SR?91?_SR?85?_SR?125?_SN?113?_SN?153?_SM?151?_SM?132?_TE?131M?_TE?129?_TE?127?_TE?125?_TC?99?_TC?97M?_TC?97?_TC?185?_W?181?_W?48?_V?171?_TM?202?_TL?201?_TL?200?_th?231?_th?175?_YB?93?_Y?92?_Y?90?_Y?135?_We?187?_W?69M?_zn?65?_zn?97?_zrگروه با سميت پائين?129?_I3_H?71?_CE?135?_CS?134M?_C?58M?_CO?249?_CM?37?_A?193M?_PT?191M?_OS?59?_NI?144?_ND?97?_NB?85?_KR?115?_IN?113M?_IN?99M?_TC?96M?_TC?85M?_SR?147?_SM1?03M?_RH1?87?_RE?87?_RB?197M?_PT?91M?_Y?133?_XE?131M?_XE?238?_U?235?_U?NAT?_U?232?_TH?NAT?_TH?93?_ZR?69?_zN
1-6- تابش و اصطلاح دز
وقتي تابش يوننده از ميان مادهاي عبور ميکند مقداري از انرژي را در ماده به جا ميگذارد. ميزان انرژي به جا مانده به وسيله تابش را به اصطلاح دز مينامند [6]. دز داراي چند نوع مختلف ميباشد که در ادامه به توضيح آنها ميپردازيم.
1-6-1- دز جذبي
دز جذبي کميتي است که انرژي جذب شده از کليه پرتوها در واحد جرم هر ماده را اندازهگيري ميکند. يکاي دز در دستگاه بينالمللي يکاها، ژول بر کيلوگرم ميباشد که نام ويژه آن گري است و با Gy نشان داده ميشود.
يک گري عبارت است از انرژي معادل يک ژول، ناشي از انواع پرتوها که به يک کيلوگرم از ماده منتقل ميگردد. يکاي قديمي دز جذبي راد (rad) ميباشد. يک راد معادل انرژي 01/0 ژول ناشي از انواع پرتوهاست که به يک کيلوگرم از ماده منتقل ميشود [6 و 9].
1-6-2- دز معادل
دز معادل کميتي است که اثرات بيولوژيکي ناشي از جذب انواع پرتوها در بافت را در نظر ميگيرد و برابر با حاصلضرب متوسط دز جذب شده از پرتو R در بافت T در ضريبي به نام ضريب توزين پرتو ميباشد. ضريب توزين پرتو ضريبي است که کيفيت پرتو (نوع و انرژي پرتو) را جهت محاسبه دز معادل در نظر ميگيرد. لازم به ذکر است که ضريب توزين پرتو فقط براي بررسي اثرات احتمالي مورد استفاده قرار مي-گيرد. يکاي جديد دز معادل در دستگاه بينالمللي يکاها، همانند يکاي دز جذبي ژول بر کيلوگرم است که نام ويژه آن سيورت ميباشد و با Sv نشان داده ميشود. همچنين يکاي قديم دز معادل، رم است که هر سيورت معادل با 100 رم ميباشد. بايد توجه کرد که گري فقط به عوامل فيزيکي و سيورت به هر دو عامل فيزيکي و زيستشناختي بستگي دارند [6]. همچنين توجه به اين نکته حائز اهميت است که حدود دز يا بيشينههاي دز مجاز تابش بر حسب يکاي سيورت يا ميلي سيورت داده مي شود.


پاسخی بگذارید