دانلود پروپوزال آماده: تعیین نوع، مقدار و چگونگی پخش در محیط عناصر رادیواکتیو آزاد شده از دودکش راکتور تحقیقاتی تهران و محاسبۀ دز جذب شدۀ ناشی از آنها در حالت کارکرد نرمال و تأثیر آن بر رستنی ها

قسمت هایی از پروپوزال:

۱- بیان مسأله:

……………………………

۲- اهمیت و ضرورت تحقیق:

……………………………

۳- پیشینه تحقیق:

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 ^۸۷Kr، ^۸۸Kr، ^۵۸Co، ^۶۰Co، ^۹۰Sr، ^۱۳۴Cs، ^۱۳۷Cs، ^۱۴۴Ce، ^۴۱Ar، ^۱۳۳I، ^۱۳۱I 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 ۴۵۰ متری از دودکش و به میزان ۲٫۴E-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 ۸۹)” عناصر رادیواکتیو خارج شده از دودکش ^۱۰۴Ag، ^۲۴Na، ^۵۲Mn، ^۸۸Y،^۹۱Y ،^۹۱Sr ، ^۱۳۷Cs، ^۱۳۸Cs، ^۱۳۹Ce 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، ۱۳۸۹ ب).

در گزارش TRR-EAR-01/0 ، با عنوان “Environmental Assessment for Tehran Research Reactor (TRR)”   حداکثر دز مؤثر سالیانه حدود ۵/۰ میلی رم در سال، در فاصله ۲۵۰ متر از راکتور و در جهت NNE  محاسبه شده که بر اساس آن حریم ۵۰۰ 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، ۱ میلی سیورت در سال توصیه شده که میزان نرم ملی (برای جمعیت ساکن در اطراف نیروگاه بوشهر) آن ۱/۰ 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 ۵ کیلومتری سایت مرکز تحقیقات هسته ای” عناصر خروجی از دودکش راکتور تهران ^۸۷Kr، ^۸۸Kr، ^۵۸Co، ^۶۰Co، ^۹۰Sr، ^۱۳۴Cs، ^۱۳۷Cs، ^۱۴۴Ce، ^۴۱Ar، ^۱۳۳I، ^۱۳۱I و دز ناشی از آنها، ۵/۰ میلی رم در سال برای فاصله ۲۵۰ 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 ۷۵ سال (در اثر دز دریافتی ذکر شده در بالا) صورت پذیرفته و مقدار این ریسک بین ۰۰۰۰۰۲/۰ تا ۰۰۰۰۱۳/۰ 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 ۰۰۰۰۰۶۵/۰ است (سازمان انرژی اتمی ایران، ۱۳۸۱).

سوابق خارج از کشور:

بلوسوو و همکارن در سال ۲۰۱۰ 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 ۳۰۰ متری راکتور (در جهت جنوب غربی) واقع گردیده است؛ همچنین ترافیک سنگینی در بولواری در فاصله ۱۳۰ 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 پاسکال^[۱]) در ۸  بخش^[۲] 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، ۳۰۰، ۴۰۰، ۵۰۰، ۶۰۰، ۷۰۰، ۸۰۰، ۹۰۰، ۱۰۰۰، ۲۰۰۰، ۳۰۰۰، ۴۰۰۰، ۵۰۰۰ و سه گروه سنی نوزادان ۱ 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 (۱ 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 ^[۳]EURATOM 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 ۲۰۰۸-۲۰۰۲ 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 ۲ 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 ۲۰۰۲ تا ۲۰۰۸ 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 ۲۳% می باشد که نتایج آنالیز آن عناصر ^۷Be، ^۴۰K، ^۱۳۷Cs و ^۲۱۰Pb 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 ۲۰۰۵ 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 ۲۰۰۳ وارد شده که در آن ذرات رها سازی شده ^۱۳۱I، ^۴۱Ar، ^۳H و ^۱۴C (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 ^۴۱Ar تأثیر گذارتر از دیگر عناصر بوده و این در حالی است که در نوزادان عناصر ^۴۱Ar و ^۱۳۱I تأثیر بیشتری را می گذارد. دز مؤثر جذبی در تمامی گروه های سنی (نوزادان، کودکان و بزرگسالان) و در نزدیکترین فاصله (۳۰۰متر) بسیار کمتر از حد مجاز و قانونی آن (۱ میلی سیورت در سال) است.

سازمان علوم و فناوری هسته ای استرالیا ANSTO در گزارش سالیانه خود در سال ۲۰۰۴ اعلام می دارد که طی کارکرد نرمال تأسیسات این سازمان در بازۀ زمانی ۲۰۰۳ تا ۲۰۰۴، آلاینده های رادیواکتیو در محیط زیست منتشر شده است. این انتشار به طور مداوم تحت نظارت است و تلاش شده است با پیشگیری، درمان و فیلتراسیون قبل از تخلیه به حداقل رسانده شود. به دلیل ناچیز بودن میزان انتشار آلودگی، تشخیص تأثیر مستقیم آن بر محیط زیست مقدور نیست بنابراین تعیین تأثیرپذیری محیط اطراف تأسیسات از پخش اتمسفری و دز دریافتی عموم مردم با استفاده از مدل پراکندگی امکان پذیر است. در این راستا از مدل شناخته شدۀ PC-CREAM استفاده شده است. حداکثر پتانسیل دز دریافتی عمومی در این بازۀ زمانی ۰۰۴/۰ میلی سیورت بوده که کمتر از ۵/۰ درصد حد مجاز آن (۱ ملی سیورت در سال- مورد تأیید بهداشت ملی و شورای تحقیقات پزشکی) بوده است (Australian Nuclear Science and Technology Organisation, 2004).

فریس و همکاران در سال ۲۰۰۳ به مطالعه نحوه انتشار آلودگی و ارزیابی اثرات زیست محیطی ناشی از تاسیسات مرکز علم و فناوری LHTC واقع در استرالیا پرداخته اند. سازمان علوم و فناوری هسته ای استرالیا (ANSTO) که تاسیسات هسته ای ملی ای نظیر تنها راکتور تحقیقاتی استرالیا (HIFAR) را در اختیار دارد، عهده دار تولید رادیو داروها و رادیو ایزوتوپها در این کشور است. اکثر تاسیسات این سازمان در مرکز علم و فناوری LHTC (در ارتفاعات لوکاس ، ۴۰ کیلومتری شهر سیدنی) متمرکز شده و ۱٫۶ کیلومتر منطقه بافر برای آن در نظر گرفته شده است. در این مقاله، خلاصه ای از پایش زیست محیطی در بازۀ زمانی ژانویه ۲۰۰۲ تا ژوئن ۲۰۰۳ آورده شده است. نمونه برداری هوا از ۱۶ دودکش موجود در این مرکز صورت پذیرفته که در آن از فیلتر هپا^[۴] جهت گیراندازی ذرات معلق^[۵] و از فیلتر چارکل^[۶] جهت تاخیر و گیراندازی بخارات رادیواکتیو با عمر کوتاه استفاده شده است. نتایج آنالیزها فیلترها و اطلاعات هواشناسی منطقه به عنوان ورودی وارد نرم افزار PC-CREAM شده است تا مدلسازی پخش اتمسفری جهت محاسبه دز مؤثر فردی صورت پذیرد. نتیجه این بررسی بیانگر این مطلب است عامل اصلی در معرض تابش قرار گرفتن عموم مردم، پخش ذرات هوابرد و در سطح پایینتر، پساب خروجی از تاسیسات است. دز مؤثر فردی (محاسبه شده برای یک فرد فرضی که در معرض ذرات هوابرد منتشر شده از راکتور در شرایط کارکرد نرمال، قرار دارد – با کمک نرم افزار) برابر ۰٫۰۰۶ میلی سیورت در سال بوده  که کمتر از میزان ایده آل آن (۰۲/۰ میلی سیورت در سال بر اساس اصل ALARA^[7]) و کمتر از ۱% میزان استاندارد حد دز عمومی، یعنی ۱ میلی سیورت در سال است.

اچاواری در سال ۲۰۰۰ به بررسی و مقایسه آلودگی ناشی از دو مرحله چرخه سوخت (استخراج معدن و تاسیسات آسیاب اورانیوم) پرداخته است. آژانس انرژی اتمی (NEA) یک سازمان تخصصی است و تحت نظر سازمان همکاری اقتصادی و توسعه (OECD) فعالیت می کند که یک سازمان بین دولتی کشورهای صنعتی بوده و در شهر پاریس فرانسه مستقر است. این سازمان در تحقیقی که به مقایسه اثرات رادیولوژیک دو مرحلۀ چرخه سوخت (استخراج معدن و تأسیسات آسیاب اورانیوم) پرداخته از نرم افزار PC-CREAM در جهت ارزیابی میزان انتشار مواد رهاسازی شده در اتمسفر و محیط های دریایی استفاده کرده است. این مطالعه با کمک های داوطلبانۀ کشورهای عضو مانند بلژیک، دانمارک، فنلاند، فرانسه، آلمان، ایرلند، ژاپن، کره، هلند، سوئیس، انگلستان و همچنین کمسیون اروپا صورت پذیرفته است. داده های مربوط به معدنکاری و تأسیسات آسیاب از ارزیابی معادن کانادا و استرالیا استخراج شده و در بخش پخش اتمسفری مفروضاتی مانند: میزان شرایط پایداری هوا ۶۰% طبقه D (شرایط جوی خنثی در استاندار میزان پایداری هوای پاسکال^[۸])، ۳۰ متر ارتفاع مؤثر رهاسازی برای استخراج معدن و آسیاب کردن آن، انتخاب پنج دودکش برای گاز رادون خارج شده از باطله های آسیاب (دودکش مرکزی با ارتفاع مؤثر ۳۰ متر و چهار دودکش خارجی با ارتفاع مؤثر ۱۰ متر با سطح رهاسازی ۱۰۰ هکتار) لحاظ گردیده است. در محاسبات شرایط جذب آلوگی، استنشاق خروجی دودکش، مصرف مواد غذایی و تماس خارجی با رادیونوکلوئیدهای خارج شده از تأسیسات مد نظر قرار گرفته و در تمامی موارد جمعیت بحرانی در شعاع ۱ کیلومتری محاسبه گردیده است. دز سالیانه حاصل از استنشاق پخش اتمسفری در معدنکاری و آسیاب (با توجه به مفروضات پژوهش) ۱۶/۰ میلی سیورت و در بازدم باطله های آسیاب ۳/۰ میلی سیورت محاسبه شده است.

هافمن و همکاران در سال ۲۰۰۰ طی پژوهشی به نظارت بر محیط زیست و پساب در سایت ANSTO پراخته اند. طی نظارت به عمل آمده بر انتشار آلودگی در دو سایت متعلق به اداره ANSTO (مرکز علم و فناوری واقع در ارتفاعات لوکاس LHSTC و مرکز ملی پزشکی سیکلوترون NMC) مشخص شد که خروجی این تأسیسات منطبق بر قوانین و مقررات زیست محیطی وضع شده است. دز مؤثر بالقوه برای عموم (ناشی از خروجی این تأسیسات) توسط نرم افزار PC-CREAM محاسبه شده و برابر ۰۱/۰ میلی سیورت در سال بیان شده است (در شعاع ۶/۱ کیلومتری منطقه بافر و فراتر از آن). این میزان ۱ درصد میزان استاندارد آن یعنی ۱ میلی سیورت در سال (توصیه شده توسط بهداشت ملی و شورای تحقیقات پزشکی) و ۳/۳ درصد محدودیت ایجاد شده برای سایت یعنی ۳/۰ میلی سیورت در سال می باشد.

مورین و مرل سرمنتا در سال ۱۹۹۹ به بررسی تاثیر دزیمتریک ناشی از تخلیه اتمسفری یک نیروگاه هسته ای در کشور فرانسه پرداخته اند. Saint-Alban یکی از نیروگاه های هسته ای فرانسه است که در ساحل رودخانۀ Rhone و در جنوب شهر Lyon واقع شده است و دارای دو راکتور آب تحت فشار ۱۳۰۰ مگاواتی است. این پژوهش به ارزیابی اطلاعات خروجی دودکش راکتورها در سال ۱۹۹۶و در ارتفاع ۸۲ متری، با استفاده از نرم افزار PC-CREAM پرداخته است و عناصر خارج شده از دودکش را ^۳H، ^۴۱Ar، ^۸۵Kr، ^۱۳۳Xe، ^۱۳۵Xe، ^۱۳۱I، ^۱۳۳I، ^۵۸Co، ^۶۰Co، ^۱۳۴Cs و ^۱۳۷Cs معرفی کرده است. آنها تأثیر دزیمتریک را برای گروه سنی بزرگسالان در دو روستا (Saint-Maurice در جهت ۱۰۰ درجه و فاصلۀ ۱ کیلومتری از سایت و Saint-Pierre در جهت ۱۸۰ درجه و فاصلۀ ۵/۲ کیلومتری از سایت) بررسی و دز مؤثر جذبی را به ازای هر رادیو نوکلوئید محاسبه کرده اند. میزان کل دز جذبی مؤثر در روستای Saint-Maurice         ^۹-۱۰×۲/۳ سیورت و این میزان در روستای Saint-Pierre ^8-10×۱/۲ سیورت می باشد.

[۱] Pasquill stability classification

[۲] Sector

[۳] The European Atomic Energy Community

[۴] Hepa

[۵] Particles

[۶] Charcoal

[۷] آنقدر کم که منطقاً دستیافتنی باشد (As Low As Reasonably Achievable): بایستی میزان دز دریافتی موجه بوده و به حداقل ممکن، کاهش یابد ( غیاثی نژاد و کاتوزی، ۱۳۸۵).

[۸] Pasquill

……………………………

۴- اهداف تحقیق:

…………………………………….

۵- فرضيه ‏هاي تحقیق:

…………………………………….

۶- مدل تحقیق

…………………………

۷- سوالات تحقیق:

…………………………………….

۸- تعريف واژه‏ها و اصطلاحات فني و تخصصی (به صورت مفهومی و عملیاتی):

…………………………………….

۹- بیان جنبه نوآوری تحقیق:

………………………….

۱۰- روش شناسی تحقیق:

الف: شرح كامل روش تحقیق بر حسب هدف، نوع داده ها و نحوه اجراء (شامل مواد، تجهيزات و استانداردهاي مورد استفاده در قالب مراحل اجرايي تحقيق به تفكيك):

………………………….

ب- متغيرهاي مورد بررسي در قالب یک مدل مفهومی و شرح چگونگی بررسی و اندازه گیری متغیرها:

…………………………………….

ج – شرح کامل روش (ميداني، كتابخانه‏اي) و ابزار (مشاهده و آزمون، پرسشنامه، مصاحبه، فيش‏برداري و غيره) گردآوري داده‏ها :

…………………………………….

د – جامعه آماري، روش نمونه‏گيري و حجم نمونه (در صورت وجود و امکان):

…………………………………….

ر- روش نمونه گیری و حجم نمونه:

…………………………………….

ز- ابزار تحقیق:

…………………………………….

هـ – روش‌ها و ابزار تجزيه و تحليل داده‏ها:

…………………………………….

منابع :

…………………………………….

آسان داک: www.Asandoc.com

دانلود نمونه پروپوزال تکمیل شده، پروژه پر شده، طرح پیشنهادیه آماده