رشته حقوق

منابع مقاله درباره پرتوزای

دانلود پایان نامه

این کار باعث کاهش تمرکز تنش در روتور خواهد شد .
سیکل آب و بخار نیروگاه اتمی بوشهر این گونه است که بخار تولید شده در مولدهای بخار به ساختمان توربین هدایت و با حداکثر، رطوبت ۲/۰% و فشار bar8/58 r وارد توربین فشار قوی شده و پس از انجام کار به علت کاهش فشار و حرارت اولیه مرطوب می شود. برای این که این رطوبت به پره های توربین فشار ضعیف  آسیب نرساند، بخار خشک و مجدداً گرم می شود تا به پارامترهای مطلوب دست یابد و پس از آن با فشار bar8/6 r به توربین فشار ضعیف هدایت می شود، به دنبال آن در کندانسور تغییر حالت داده، طی مراحلی احیا شده (پیش گرم و گاززدایی گردیده و تا C˚ ۲۲۲گرم می شود) و مجدداً به مولدهای بخار باز می گردد.
واحد توربین نیروگاه اتمی بوشهر دارای مدار پیشرفته احیاء از جمله چهار مرحله هیتر فشار پایین، دئراتور (هوازدا)، یک مرحله هیتر فشار بالا و پمپ انتقال کندانس بخار گرم کننده است. تمام هیترهای فوق به غیر از دئراتور که از نوع مخلوطی است. از نوع تبادل حرارت سطحی می باشند. تمام هیترهای احیاء کننده غیر از هیتر فشار پایین شماره چها ر و دئراتور، شامل دو پوسته می باشند و در دو خط موازی قرار دارند .
ژنراتور : ژنراتور نیروگاه اتمی بوشهر از نوع سنکرون سه فاز می باشد که سیم پیچ استاتور آن با آب خنک میگردد. خنک کننده روتور و هسته استاتور آن نیز هیدروژن می باشد. قدرت خروجی آن ۱۰۰۰ مگاوات و دارای دو قطب بوده و با مارک صنعتی TBB – ۱۰۰۰- ۲۷/۲ – T3 معرفی می گردد. ولتاژ خروجی استاتور آن نیز kv27 می باشد.
پست : نیروگاه اتمی بوشهر دارای دو پست kv230 و kv400 می باشد که پست kv400 از نوع GIS (گاز ایزوله کننده بین کنتاکت ها) بوده و از طریق دو خط به پست چغادک و شبکه سراسری متصل می گردد و پست kv230 از نوع AIS (هوا ایزوله کننده بین کنتاکت ها) می باشد و اتصال آن به شبکه سراسری توسط دو خط و از طریق پست بوشهر صورت می پذیرد.
نیروگاه آب تحت فشار PWR : نیروگاه اتمی بوشهر از این نوع است . سازمان انرژی اتمی ایران پس از بررسی پیشنهادهای سازندگان رآکتورهای PWR پیشنهاد شراکف ورک یونیون آلمان غربی را پذیرفت . واحد اول نیروگاه هسته ای بوشهر از راکتور آب تحت فشار نوع VVER – ۱۰۰۰ مدل V-446 تشکیل یافته که از نظر ساختاری و اساس کار، کاملاً با نیروگاه هسته ای چرنوبیل متفاوت بوده و متناظر با نیروگاه های هسته ای غربی با راکتور PWR می باشد که دارای ایمنی ذاتی هستند، بدین معنی که با افزایش قدرت نوترونی راکتور، دمای آب در آن افزایش یافته که این نیز به نوبه خود باعث کاهش قدرت نوترونی و مهار واکنش زنجیره ای شکافت پایا در قلب راکتور می گردد. در صورت به خطر افتادن نیروگاه و پایین آمدن شاخص های ایمنی آن، طبق دستورالعمل های بهره برداری نیروگاه، قدرت راکتور تا سطح لازم کاهش داده شده، یا اساساً خاموش می‌گردد تا ایمنی راکتور به سطح مورد نظر رسانده شود. در صورت بروز احتمالی حادثه، سیستم‌های چهارکاناله ایمنی، وظیفه خاموش کردن راتور و برداشت انرژی حرارتی پسماند قلب راکتور را به عهده دارند. وجود یک کانال و عملکرد درست آن در هنگام بروز حادثه کاملاً کفایت می‌کند و وجود سه کانال دیگر جهت بالا بردن ضریب اطمینان عمل سیستم در نظر گرفته شده است. این کانال ها کاملاً از همدیگر جدا بوده و مستقل عمل می‌کنند.
رآکتور : رآکتور نیروگاه هسته ای بوشهر از نوع آب سبک تحت فشار می‌باشد که توان تولید Mw(t)3000انرژی گرمایی را داشته و متشکل از یک پوسته از جنس فولاد کربنی است که با فولاد ضد زنگ پوشش داده شده است و درون آن قلب راکتور (Core)، سپر حرارتی و نوترونی (Core baffle)، نگهدارنده قلب (Core barrel، محافظ کانال‌های هادی (Protective Tube Unit) قرار گرفته و توسط درپوش راکتور (Upper Unit) بسته می‌شود. آب که به عنوان کند کننده نوترون و خنک کننده استفاده می‌شود، توسط پمپ‌های مدار اول با فشار bar157 و حرارت ˚C291 از طریق  ۴ نازل خط سرد (Cold Leg) وارد راکتور می‌شود و پس از برداشت حرارت از قلب راکتور با حرارت ˚C321 از طریق ۴ نازل خط گرم (Hot Leg) به سمت مولدهای بخار هدایت شده، و در آنجا با تبادل حرارت با آب مدار دوم بخار تولید می‌شود.
منبع تولید گرما، سوخت هسته ای از نوع دی اکید اورانیوم غنی شده با غنای ۰۲/۴%، ۶۲/۳%، ۴/۲%، ۶/۱% می‌باشد. سوخت هسته‌ای به صورت قرص‌های استوانه‌ای به قطر ۵۷/۷ و ارتفاع ۱۲ میلی متر ساخته شده که درون میله‌های سوخت قرار دارد. تعداد ۳۱۱ میله سوخت با آرایش شش ضلعی، یک مجتمع سوخت را می‌سازند و تعداد ۱۶۳ مجتمع سوخت در کنار هم قلب راکتور را تشکیل می‌دهند. مکانیزم تولید گرما، واکنش هسته‌ای شکافت اورانیوم و تبدیل آن به پاره های شکافت سبک تر است که همراه با آزاد شدن انرژی و تولید نوترون برای ادامه این زنجیره است.
کنترل واکنش هسته‌ای و در نتیجه کنترل راکتور به کمک اسیدبوریک محلول در آب، به همراه میله‌های کنترل که به محرک‌های سیستم کنترل و حفاظت متصل است، انجام می‌شود.
علیرغم پیچیدگی فناوری یک نیروگاه هسته ای از نوع نیروگاه بوشهر، فرآیند تولید انرژی الکتریکی در نیروگاه هسته ای را می توان به طور ساده به سه مرحله کاملاً مجزا تقسیم نمود که در سه مدار مستقل شامل مدار اول، مدار دوم و مدار خنک کننده انجام می پذیرد.
مدار اول : شکافت اورانیوم غنی شده در راکتور منبع تولید انرژی به صورت گرمایی است. این انرژی گرمایی توسط آب مدار اول که در یک مسیر بسته (چهار حلقه) جریان دارد به مولد های بخار منتقل می شود. مولد بخار یک مبدل حرارتی است که آب مدار اول درون لوله های U شکل فولادی آن جریان دارد و آب مدار دوم در یک سیکل کاملاً مجزا با گردش در اطراف این لوله ها، ضمن برداشت حرارت به بخار تبدیل می شود. آب مدار اول پس از خروج از مولد بخار توسط پمپ مدار اول برای برداشت مجدد گرما به راکتور بازگردانده می شود.
مدار دوم : در مدار دوم، بخار تولید شده درمولد بخار به توربین هدایت شده و در آن جا به انرژی مکانیکی تبدیل می شود (چرخش توربین به طور مستقیم ژنراتور نیروگاه را به حرکت درآورده، که منجر به تولید انرژی الکتریکی می شود). سپس بخار خروجی از توربین، به وسیله کندانسور به آب تبدیل شده و مجدداً برای تکمیل و تکرار این چرخه به مولد بخار بازگردانده می شود.

مدار خنک کننده : برای چگالش بخار خروجی از توربین، آب دریا به عنوان خنک کننده، در یک مدار کاملاً مجزا از مدار دوم توسط پمپ های سیرکولاسیون به کندانسور هدایت می شود و پس از برداشت گرما، از طریق یک کانال روباز به طول ۴۰۰ متر و به دنبال آن چهار تونل ۱۲۰۰ متری در زیر بستر دریا، در عمق ۷ متری به دریا باز می گردد.
1-7-4 منابع پرتوزا
منابع پرتوزا به دو دسته‌ی کلی تقسیم می‌شوند: منابع پرتوزای طبیعی و منابع پرتوزای مصنوعی. مواد پرتوزای طبیعی از بدو تشکیل کره زمین در آن وجود داشته و بهره‌برداری انسان از معادن و منابع مختلف یکی از عواملی است که باعث برهم خوردن نظم و آرایش و تعادل طبیعی این مواد شده و در نتیجه، بسیاری از مواد پرتوزای طبیعی از این طریق به محیط زیست افزوده شده‌اند. از دیگر عوامل برهم زننده نظم و تعادل یاد شده می‌توان به پدیده‌های طبیعی مثل زلزله، سیل و رانش زمین اشاره نمود. با این وجود، مواد پرتوزای طبیعی موجود در کره زیست و به تبع آن در کلیه عناصر تشکیل دهنده از قبیل آب، خاک، هوا و بدن موجودات زنده، عواملی را تشکیل می‌دهند که با محیط بیولوژیکی در تعادل هستند. یکی دیگر از منابع، مواد پرتوزای مصنوعی می‌باشند که در نتیجه فعالیت‌های بشری در رشته‌های گوناگونِ هسته‌ای، به محیط زیست راه یافته‌اند. بر اساس اطلاعات ارائه شده توسط کمیته علمی سازمان ملل در زمینه اثرات پرتوهای اتمی، متوسط پرتوگیری هر شخص از منابع پرتوزای طبیعی معادل 4/2 میلی سیورت در سال برآورد گردیده است. حال آنکه متوسط پرتوگیری وی از کلیه فعالیت‌های هسته‌ای شامل ریزش‌های ناشی از انفجارات اتمی، حوادث هسته‌ای، کارکرد عادی نیروگاه‌های اتمی و همچنین پرتوگیری‌های پزشکی (تشخیص و درمان) در اثر کاربرد مواد پرتوزا و دستگاه‌های پرتوساز، حدود 8/0 میلی سیورت در سال تخمین زده شده است. به طور کلی منابع پرتوزای طبیعی شامل هسته‌های پرتوزای اولیه و یا وابسته به تشکیل زمین با نیمه عمر طولانی، و همچنین پرتوها و هسته‌های پرتوزای کیهانی هستند. مواد پرتوزای مصنوعی نیز بعد از انفجار اولین بمب اتمی آزمایشی در تاریخ شانزدهم ژولای سال 1945 میلادی در نزدیکی شهر آلاموگوردو در ایالت نیومکزیکوی آمریکا به محیط زیست وارد گردید. گرچه تولید هسته‌های پرتوزای مصنوعی پس از شروع بکار اولین راکتور اتمی در دوم دسامبر 1942 میلادی در شیکاگو آمریکا و کمتر از 4 سال پس از کشف پدیده شکافت هسته‌ای شروع شده بود.
1-7-4 منابع پرتوزای طبیعی: منابع پرتوزای طبیعی به دو دسته هسته‌های پرتوزای اولیه و پرتوها و هسته‌های پرتوزای کیهانی تقسیم می‌گردند.

1-7-4-1 هسته‌های پرتوزای اولیه: این دسته مواد پرتوزا، خود به دو صورت هسته‌های پرتوزای منفرد و هسته‌های پرتوزای زنجیره‌ای طبقه‌بندی شده‌اند:
هسته‌های پرتوزای منفرد: مهم‌ترین هسته‌های پرتوزای طبیعی منفرد که سهم قابل توجهی در پرتوگیری انسان دارند عبارتند از: 40K ، 87Rb و 50V . سایر هسته‌های منفرد پرتوزا در طبیعت بسیار ناچیز هستند و بدین دلیل حائز اهمیت نمی‌باشند.
هسته‌های پرتوزای زنجیره‌ای: دو زنجیره مهم واپاشی هسته‌های پرتوزای اولیه و وابسته به تشکیل زمین عبارتند از 238U و 232Th . زنجیره سوم، 235U یا سری اکتینیم می‌باشد که از درصد فراوانی ناچیزی برخوردار است. چنانچه هسته‌های پرتوزای تولید شده در این سه زنجیره درون یک بلور بدون آسیب دیدگی یا به طور کلی بدون هوازدگی باقی بمانند، کلیه هسته‌های پرتوزای هریک از این سه زنجیره در حالت تعادل پرتوزایی پایدار به سر می‌برند. بعبارت دیگر میزان پرتوزایی کلیه هسته‌های پرتوزای تولید شده در هر زنجیره برابر می‌باشد.
در میان هسته‌های پرتوزای تولید شده ، 226Ra از زنجیره واپاشی 238U با نیمه عمر حدود 1600 سال و ساطع کننده پرتوهای آلفا، به لحاظ مشابهت‌های فیزیکی و شیمیایی با عنصر کلسیم از درجه اهمیت بالایی برخوردار است. همچنین هسته‌ پرتوزای دختر این رادیوایزوتوپ یعنی گاز 222Rn با نیمه عمر 92 ساعت (82/3روز) به لحاظ بی اثر بودن و دختران آن مثل 218Po با نیمه عمر حدود 3 دقیقه و ساتع کردن ذرات آلفا با انرژی بیش از MeV5 به راحتی وارد سیستم تنفسی می‌شوند و در پرتوگیری داخلی انسان از این طریق سهم به سزایی دارند. از هسته‌های پرتوزای مهم در زنجیره 232Th می‌توان به 228Ra با نیمه عمر 8/5 سال و ساطع کننده پرتوهای بتا، 224Ra با نیمه عمر 6/3 روز و ساطع کننده پرتوهای آلفا و گاز تورن یا 220Rn با نیمه عمر 6/55 ثانیه و ساطع کننده پرتوهای آلفا اشاره نمود. هر سه زنجیره 232Th، 235Uو 238U پس از واپاشی‌های متوالی در نهایت به ایزوتوپ‌های پایدار سرب تبدیل می‌گردند. ( ابراهیم کارخانه ای ، 1381 ، ص 367 )
نمودار زنجیره واپاشی 235U
زنجیره واپاشی اورانیم و توریم
نیمه عمر ایزوتوپها با رنگ سبز نمایش داده شده است.
واپاشی آلفا با فلش قرمز و واپاشی بتا با فلش آبی نمایش داده شده است.
1-7-5 پرتوها و هسته‌های پرتوزای کیهانی: پرتوهای اولیه با انرژی بالا که از فضای کهکشان‌ها به جو زمین یا اتمسفر وارد می‌شوند، اساساً شامل پروتون‌ها و در حدود 10 درصد 4He می‌باشند. این ذرات طی برخوردهای آبشارگونه با هسته‌های موجود، در خلال از دست دادن انرژی به ازاء طی مسافت در کهکشان‌ها و اتمسفر به پروتون و نوترون‌ها و سپس به میون‌ها تبدیل می‌شوند (پرتوهای کیهانی ثانویه).
پرتوهای کیهانی نیز ضمن برخورد و برهمکنش با هسته‌های موجود در هوا، آب و خاک، هسته‌های پرتوزا تولید می‌کنند که این هسته‌ها پس از ورود به دستگاه تنفسی و سیستم گوارشی باعث پرتوگیری انسان می‌شوند. مهمترین هسته‌های پرتوزای کیهانی عبارتند از 3H، 7Be، 14Cو 22Na . میزان پرتوگیری ناشی از پرتوها و هسته‌های پرتوزای کیهانی با افزایش ارتفاع از سطح دریاها (سطح مبنا) افزایش می‌یابد و به ازاء هر 1500 متر ارتفاع از سطح دریاها، تقریباً دو برابر می‌شود. به علاوه، پرتوگیری در منطقه استوا قدری کمتر از مناطق با عرض جغرافیایی بالاتر است.
1-7-5-1 مناطق با پرتوزایی طبیعی بالا:
مناطق با پرتوزایی طبیعی بالا ناشی از کانی‌زایی اورانیم و توریم
مناطق با پرتوزایی طبیعی بالا ناشی از ارتفاع زیاد
پرتوگیری از منابع پرتوزای طبیعی:

مطلب مشابه :  مسئولیت پذیری اجتماعی

دانلود پایان نامه

اینجا فقط تکه های از پایان نامه به صورت رندم (تصادفی) درج می شود که هنگام انتقال از فایل ورد ممکن است باعث به هم ریختگی شود و یا عکس ها ، نمودار ها و جداول درج نشوندبرای دانلود متن کامل پایان نامه ، مقاله ، تحقیق ، پروژه ، پروپوزال ،سمینار مقطع کارشناسی ، ارشد و دکتری در موضوعات مختلف با فرمت ورد می توانید به سایت  40y.ir  مراجعه نمایید.

رشته حقوق همه گرایش ها : عمومی ، جزا و جرم شناسی ، بین الملل،خصوصی…

در این سایت مجموعه بسیار بزرگی از مقالات و پایان نامه ها با منابع و ماخذ کامل درج شده که قسمتی از آنها به صورت رایگان و بقیه برای فروش و دانلود درج شده اند

بنابر اساس اطلاعات ارائه شده توسط کمیته علمی سازمان ملل در زمینه اثرات پرتوهای اتمی، متوسط پرتوگیری هر شخص از منابع پرتوزای طبیعی معادل 4/2 میلی سیورت در سال برآورد گردیده است. جدول زیر میانگین پرتوگیری سالیانه یک شخص را بر روی کره زمین ناشی از منابع پرتوزای طبیعی نشان می‌دهد. همانگونه که مشاهده می‌شود، نیمی از این پرتوگیری ناشی از استنشاق گاز رادن و مابقی متعلق به پرتوگیری‌های داخلی و خارجی ناشی از پرتوها و هسته‌های پرتوزای کیهانی و هسته‌های پرتوزای وابسته به تشکیل زمین (زنجیره‌های اورانیم، توریم و هسته پرتوزای منفرد 40K ) می‌باشد. در مناطق با پرتوزایی طبیعی بالا، میزان یاد شده به بیش از دهها برابر افزایش می‌یابد.
1-7-5-2 منابع پرتوزای مصنوعی
استفاده صلح‌جویانه از انرژی اتمی بعد از برگزاری اولین کنفرانس بین‌المللی ملل متحد در پائیز سال 1955 میلادی در ژنو آغاز شد. حال آنکه در ایالات متحده آمریکا و اتحاد جماهیر شوروی سابق تولید انرژی هسته‌ای همزمان با کاربرد نظامی آن در سال 1942 میلادی شناخته شده بود. از آن تاریخ به بعد عملا مواد پرتوزای مصنوعی به محیط زیست وارد گردیده و تدریجاً کاربرد گوناگون مواد پرتوزای مصنوعی یا ساخته دست بشر در علوم و فنون مختلف از قبیل پزشکی (تشخیص و درمان)، صنایع (کمیت سنجی و پرتونگاری)، تحقیقات، کشاورزی و غیره رو به گسترش نهاده است. در این بخش به آن دسته از مواد پرتوزا و هسته‌های پرتوزای مصنوعی اشاره می‌شود که از دیدگاه حفاظت رادیولوژیکی محیط زیست حائز اهمیت می‌باشند. به عبارتی دیگر آن دسته از هسته‌های پرتوزا مصنوعی ناشی از کاربرد‌های مواد پرتوزا مهم می‌باشند که توانسته‌اند به محیط زیست راه یابند و به نحوی جزء آلاینده‌های مواد غذائی، آشامیدنی و هوای تنفسی موجودات زنده و بویژه انسان محسوب گردند. مهمترین این منابع عبارتند از:
الف- راکتورهای اتمی : محصولات شکافت هسته‌ای و همچنین فعال‌سازی بوسیله نوترون، در طی واکنش‌‌های هسته‌ای در راکتور‌های اتمی تولید می‌شوند . محصولات شکافت از طریق جذب نوترون بوسیله هسته‌های قابل شکافت مانند 235U و 239Pu تولید می‌شوند. از میان هسته‌های پرتوزای مهم از دیدگاه رادیواکولوژی که در راکتورهای اتمی تولید می‌شوند، می‌توان به 90Sr و 137Cs به ترتیب با نیمه‌عمرهای 28 و 30 سال اشاره نمود. از دیگر محصولات عمده شکافت هسته‌ای میتوان به 131I با نیمه‌عمر 8 روز و 89Sr با نیمه‌عمر 5/50 روز و 91Y با نیمه‌عمر 8/58 روز اشاره نمود.
محصولات فعال‌سازی نوترون نیز خود به دو گروه محصولات خورنده و عناصر ترانس اورانیک تقسیم می‌شوند. از هسته‌های پرتوزای گروه اول، می‌توان به 60Co با نیمه‌عمر 3/5 سال و از عناصر ترانس اورانیک به 239Pu با نیمه‌عمر 104*4/2 سال، 230Pu با نیمه‌عمر 8/87 سال، 240Pu با نیمه‌عمر 6563 سال، 231Pu با نیمه‌عمر 9/14 سال و 241Am با نیمه‌عمر 433 سال اشاره نمود. ( ابراهیم کارخانه ای ، 1381 ، ص 369 )
هسته پرتوزای 134Cs با نیمه‌عمر 752 روز از دیگر محصولات فعال‌سازی می‌باشد که میزان پرتوزائی آن در راکتورهای هسته‌ای

برای دانلود متن کامل فایل این  پایان نامه می توانید  اینجا کلیک کنید

دیدگاهتان را بنویسید