کاربردهای علوم و تکنولوژی هسته ای

کاربردهای علوم و تکنولوژی هسته ای

خبرگزاری "مهر":در جهان حاضر مرسوم است که مولفه های قدرت ملی یک کشور را مرکب از چهار قدرت علمی و فرهنگی، اقتصادی، سیاسی و نظامی می دانند.

اگرچه امروزه نسبت به اینکه کدامیک از این قدرتهای چهارگانه حرف اول را می زند بحثهای مختلفی وجود دارد، اما بدون شک این چهار قدرت با هم ارتباط تنگاتنگ داشته و هر یک بر دیگری تأثیر (مسقتیم یا غیر مستقیم) خواهد داشت. علوم و تکنولوژی هسته ای از جمله مواردی است که در حال حاضر به صورت یک عامل مهم و تعیین کننده در هر یک از چهار مورد مذکور نقش ایفا می نماید. امروزه تأثیر تکنولوژی هسته ای در گسترش دانش بشری، تسلط بر طبیعت، تأمین رفاه و پیشرفت زندگی بشر غیر قابل تردید است و بدون شک کشورهای مختلف نیز هر یک برحسب توان خود به این تکنولوژی روی آورده اند و هر کشوری براساس مقتضیات زمانی و مکانی، استراتژی و تاکتیک خاصی را برای خود برمی گزیند.

1- مقدمه
انرژی هسته ای از عمده ترین مباحث علوم و تکنولوژی هسته ای است و هم اکنون نقش عمده ای را در تأمین انرژی کشورهای مختلف خصوصا کشورهای پیشرفته دارد. اهمیت انرژی و منابع مختلف تهیه آن، در حال حاضر جزء رویکردهای اصلی دولتها قرار دارد. به عبارت بهتر، از مسائل مهم هر کشور در جهت توسعه اقتصادی و اجتماعی  بررسی ، اصلاح و استفاده بهینه از منابع موجود انرژی در آن کشور است. امروزه بحرانهای سیاسی و اقتصادی و مسائلی نظیر محدودیت ذخایر فسیلی، نگرانیهای زیست محیطی، ازدیاد جمعیت، رشد اقتصادی ، همگی مباحث جهان شمولی هستند که با گستردگی تمام فکر اندیشمندان را در یافتن راهکارهای مناسب در حل معظلات انرژی در جهان به خود مشغول داشته اند.
در حال حاضر اغلب ممالک جهان به نقش و اهمیت منابع مختلف انرژی در تأمین نیازهای حال و آینده پی برده و سرمایه گذاریها و تحقیقات وسیعی را در جهت سیاستگذاری، استراتژی و برنامه های زیربنایی و اصولی انجام می دهند. هم اکنون تدوین استراتژی که مرکب از بررسی تمامی پارامترهای تأثیر گذار در انرژی و تعیین راهکارهای مناسب جهت تمیزتر و کارا ترنمودن انرژی و الگوی بهینه مصرف آن می باشد، در رأس برنامه های زیربنایی اکثر کشورهای جهان قرار دارد. در میان حاملهای مختلف انرژی،انرژی هسته ای جایگاه ویژه ای دارد. هم اکنون بیش از 430 نیروگاه هسته ای در جهان فعال می باشند و انرژی برخی کشورها مانند فرانسه عمدتا از برق هسته ای تأمین می شود.
جمهوری اسلامی ایران بیش از سه دهه است که تحقیقات متنوعی را در زمینه های مختلف علوم و تکنولوژی هسته ای انجام داده و براساس استراتژی خود، مصمم به ایجاد نیروگاههای هسته ای به ظرفیت کل 6000 مگاوات تا سال 1400 هجری شمسی می باشد. در این زمینه، جمهوری اسلامی ایران در نشست گذشته آژانس بین المللی انرژی اتمی، تمایل خود را نسبت به همکاری تمامی کشورهای جهان جهت ایجاد این نیروگاهها و تهیه سوخت مربوطه رسما اعلام نموده است.

 2- انرژی هسته ای
انرژی بدست آمده از فعل و انفعالات هسته ای را انرژی هسته ای می گویند. این انرژی از دو منشاء می تواند سرچشمه بگیرد. یکی شکافت هسته  اتمهای سنگین و دیگری همجوشی یا گداخت هسته اتمهای سبک . ذیلا به اختصار به این دو فعل و انفعال هسته ای که به تولید انرژی هسته ای منجر می گردند پرداخته می شود.

 2-1) شکافت هسته ای
پس از کشف نوترون توسط"چاودیک" در سال 1932، هان و استراسمن، دانشمندان آلمانی، در سال 1939 طی مقاله ای نشان دادند که این ذره می تواند عناصر سنگینی از قبیل اورانیوم را شکافته و آنها را به عناصر دیگر با جرم کمتر تبدیل نماید. شکافت اورانیوم که علاوه بر آزادسازی انرژی یا گسیل چند نوترون نیز همراه می شود، منشا تحولات بسیاری در قرن اخیر شده است. در طی تحقیقاتی که در قبل از جنگ جهانی دوم بویژه در فرانسه و آلمان انجام گرفت، محقق گشت که نوترونهای آزاد شده می توانند تحت شرایط مناسب برای ایجاد شکافت در دیگر هسته های اورانیوم مورد استفاده قرار گیرند و بدین ترتیب یک واکنش زنجیره ای را می توان آغاز نمود که باعث آزادسازی مقدار قابل ملاحظه ای انرژی گردد.
این شکافت بیشتر مربوط به 235-U (اورانیوم با جرم اتمی 235) بود و وجود یک حداقل جرمی از اورانیوم برای یک واکنش زنجیره ای لازم به نظر می رسید. این حداقل را جرم بحرانی نامیدند. در طول جنگ جهانی دوم، این تحقیقات در کشورهای انگلستان، کانادا و عمدتا آمریکا ادامه یافت و نتیجتا به ساخت اولین راکتور اتمی در زیرزمین دانشگاه شیکاگو توسط فرمی و چندی بعد به تولید اولین بمب اتمی منجر گردید که بطور موفقیت آمیزی فجایع اسف بار هیروشیما و ناکازاکی را بوجود آورد. راکتور اتمی نمونه بارز استفاده صلح آمیز از انرژی اتمی بود در حالیکه بمب اتمی بوضوح استفاده غیرصلح آمیز آن را آشکار می ساخت. بهرحال هر دوی این فرایندها به تولید انرژی هسته ای که ناشی از شکافت هسته اتمهای سنگین بود منجر گشتند، البته یکی کنترل شده(راکتور اتمی) و دیگری کنترل نشده (بمب اتمی) به حساب می آمد.

به هر حال شکافت هسته های سنگین به دو هسته سبکتر، همراه با آزاد شدن مقادیر زیادی انرژی است و این فرایند تنها در هسته های سنگینی چون اورانیوم و پلوتونیوم اتفاق می افتد. از بین ایزوتوپهای اورانیوم و پلوتو نیوم نیز U-235 ، Pu-239 وPu-241 قابلیت شکافت را دارند تا ایزوتوپهای دیگر. برای ایجاد شکافت مناسب، باید واکنش هسته ای بصورت زنجیره وار و پیوسته انجام گردد وگرنه نتیجه مطلوب حاصل نخواهد گردید.
در یک واکنش زنجیره ای هسته ای، ابتدا یک نوترون با انرژی مشخص و سرعت مورد نظر به هسته قابل شکافت مثل 235- U برخورد می کند. نتیجه این برهم کنش، نفوذ نوترون به داخل هسته بوده و با برهم خوردن توازن نیروهای جاذبه و دافعه، هسته سنگین به دو هسته شکسته شده و همراه با آن مقادیر زیادی انرژی و چندین نوترون سریع آزاد می گردد. متوسط تعداد نوترونهای تولید شده در شکافت 235- U حدود 5/2 و در 239-PU حدودا 3 درجه می باشد. هرکدام از این نوترونها با برخورد با هسته های دیگر موجب آزاد شدن انرژی و چندین نوترون دیگر خواهند شد. چنانچه شرایط مهیا باشد، این واکنش بطور زنجیره وار ادامه می یابد تا زمانیکه به عللی از جمله کاهش جرم ماده شکافت پذیر متوقف گردد. تعداد نوترونهای ناشی از شکافت را اصطلاحا تحت عنوان فاکتور تکثیر می شناسد و به K نمایش می دهند چنانچه 1< K باشد در این صورت سیستم فوق بحرانی خواهد بود و تکثیر نوترونها و آزاد شدن انرژی با سرعتی بیش از حد تصور ادامه می یابد و این همان فرآیندی است که در سلاحهای هسته ای روی می دهد. چنانچه1= K باشد سیستم را بحرانی می نامند. به عبارت بهتر به ازای هر نوترونی که به هر دلیل در سیستم مصرف و یا از آن خارج می گردد یک نوترون در نتیجه شکافت تولید می شود. اگر 1>K باشد سیستم را زیر بحرانی می دانند. در این سیستم تولید نوترونها در مجموع روبه کاهش رفته و نهایتا فعل و انفعالات هسته ای در سیستم متوقف خواهد گردید. به فرض اینکه 2=K باشد، پس تولید نوترونها در اثر شکافتهای زنجیره ای بصورت تصاعدی 32،16،8،4،2 و ... خواهد بود. در این حالت چنانچه جرم 235- U، یک کیلوگرم (Kg ) بوده و این شکافتها تا 80 بار ادامه یابند، انرژی معادل 20 کیلوتن TNT در زمانی کمتر از1us آزاد خواهد گردید.

2-2) همجوشی یا گداخت هسته ای
هم جوشی یا گداخت هسته ای را می توان به عنوان فرایند عکس شکافت هسته ای قلمداد کرد، یعنی فرایندی که در آن دست کم یکی از محصولات واکنش هسته ای ازهر یک ازمواد واکنش زای اولیه پر جرمتر باشد . گداخت هسته ای در مواردی که جرم کل هسته های محصول از جرم کل مواد واکنش زاکمتر باشد منجر به رهایی انرژی خواهد شد. این شرط برای هسته های سبک یا اعداد جرم A1  و A2 که برای آنها 60> (A2+A1) باشد، همیشه برقرار است. فعل و انفعالاتی که در ستاره ها رخ می دهد و منجر به تولید انرژی بسیار زیادی می گردد، شناخته شده ترین و بارزترین نمونه های همجوشی یا گداخت هسته ای است. این واکنشها که عموما به زنجیره پروتون - پروتون موسوم می باشند با واکنشی بین دو پروتون و تشکیل یک دوتریوم آغاز می شود. سپس با واکنش یک پروتوم و دوتریوم و تشکیل 3He ادامه یافته و نهایتا با واکنش دو اتم  3He و تشکیل 4He خاتمه می یابد. دراین فرایند حدود 7/24 Mev انرژی آزاد می گردد. برای شبیه سازی همین واکنش در روی زمین تحقیقات بسیاری از اواسط قرن بیستم میلادی انجام گرفته است و هنوز نیز ادامه دارد. دراین تحقیقات مشخص گردید که سطح مقطع واکنش بین دوتریوم (2H) و تریتیوم (3H) و همچنین مقدار انرژی آزاد شده به ازای هر اتمی که در آن واکنش شرکت دارد خیلی بیشتر از واکنشهای مذکور می باشد. در این واکنش در نتیجه همجوشی بین دو تریوم و تریتیوم یک اتم هلیوم همراه با یک نوترون و حدود 6/17 Mev  انرژی آزاد می گردد.

گداخت هسته ای را سرچشمه انرژی فردا می دانند و گمان می رود سوخت یک راکتور گداخت هسته ای همانطور که بیان گردید مخلوطی از دو تریوم و تریتیوم باشد. واکنش همجوشی بین این دو ماده در دمای حدود 10 به توان 7 درجه سانتیگراد صورت می گیرد و گرمای تولید شده بواسطه همجوشی آنها باعث واکنشهای گداخت دیگر نیز خواهد گردیدو این امر یک سری واکنشهای زنجیره ای را بوجود خواهد آورد که می توان با استفاده از انرژی بسیار زیاد تولید شده، توربینهای مولد برق را بکار انداخت. از محسنات راکتورهای گداخت، درجه بالای ایمنی آنهاست و برخلاف راکتورهای شکافت هسته ای که پسمانهای رادیو اکتیو بسیاری تولید می کنند، پسمان راکتورهای گداخت مقدار کمی هلیوم غیر رادیواکتیو است. البته در واکنش همجوشی هسته ای، طبق آنچه بیان گردید، نوترون نیز تولیدمی شود که می تواند به مرور راکتور را رادیو اکتیو کند ولی با انتخاب مواد مناسب می توان به جذب نوترونها اقدام نمود و در نتیجه این مسئله نیز مرتفع خواهد گردید. در حال حاضر دستگاهی که فعل و انفعالات گداخت هسته ای در آن بوقوع می پیوندد تحت عنوان توکامک شناخته می شود پیش بینی ها از دهه 2020 میلادی به عنوان نقطه آغاز به کار راکتورهای تحاری هم جوشی هسته ای حکایت دارند.

 3- کاربردهای علوم و تکنولوژی هسته ای

علیرغم پیشرفت همه جانبه علوم و فنون هسته ای در طول نیم قرن گذشته، هنوز این تکنولوژی در اذهان عمومی ناشناخته مانده است. وقتی صحبت از انرژی اتمی به میان می آید، اغلب مردم ابر قارچ مانند حاصل از انفجارات اتمی و یا راکتورهای اتمی برای تولید برق را در ذهن خود مجسم می کنند و کمتر کسی را می توان یافت که بداند چگونه جنبه های دیگری از علوم هسته ای در طول نیم قرن گذشته زندگی روزمره او را دچار تحول نموده است. اما حقیقت در این است که در طول این مدت در نتیجه تلاش پیگیر پژوهشگران و مهندسین هسته ای، این تکنولوژی نقش مهمی را در ارتقاء سطح زندگی مردم، رشد صنعت و کشاورزی و ارائه خدمات پزشکی ایفاء نموده است. موارد زیر از مهمترین استفاده های صلح آمیز از علوم و تکنولوژی هسته ای می باشند:
1- استفاده از انرژی حاصل از فرآیند شکافت هسته اورانیوم یا پلوتونیوم در راکتورهای اتمی جهت تولید برق و یا شیرین کردن آب دریاها.
2-استفاده از رادیوایزوتوپها در پزشکی، صنعت و کشاورزی
3- استفاده از پرتوهای ناشی از فرآیندهای هسته ای در پزشکی، صنعت و کشاورزی
ایزوتوپهای یک عنصر، هسته هایی شامل تعداد پروتونهای یکسان و تعداد نوترونهای متفاوت می باشند.
یکسان بودن عدد اتمی در ایزوتوپها باعث گشته که خواص شیمیایی و بعضا فیزیکی یکسان داشته باشند اما در عین حال خواص هسته ای متفاوتی دارند. در حالیکه بطور طبیعی اکثر ایزوتوپهای موجود از پایداری نسبی برخوردار هستند، اما ایزوتوپهای ساخته دست انسان، عمدتا غیرپایدار می باشند. پایداری یک ایزوتوپ توسط نیمه عمر آن تعیین می گردد و نیمه عمر زمانی است که مقدار یک ایزوتوپ از طریق تلاشی به نصف می رسد.

نیمه عمرها می توانند از کسری از ثانیه تا صدها میلیون سال تغییر یابند. ایزوتوپهای رادیواکتیو(رادیوایزوتوپها) زمانیکه متلاشی می گردند سه نوع تابش را منتشر می سازند:
1- ذرات آلفا که دارای بار مثبت بوده و مرکب از دو پروتون و دو نوترون هستند(++4He)
2- ذرات بتا که الکترونهای انرژتیک با بار منفی یا پوزیترونها با بار مثبت می باشند
3- تابشهای گاما که بدون بار بوده و بسیار نافذ هستند.
برخی از عناصر رادیواکتیو مثل رادیوم و یا ایزوتوپهای رادیواکتوی مثل 235-U در طبیعت یافت می شوند ولی اکثر آنها در راکتورهای اتمی و یا بوسیله شتابدهنده ها تولید می گردند. 82-Br و58- Co و131-Iو32-Pو42-Kو111-Agو64-Cuو38-Cl  از مهمترین رادیو ایزوتوپهای تولید شده در راکتورهای اتمی می باشند و از آن طرف رادیو ایزوتوپهای 7-Beو206-Biو18-Fو132-I  د ر شتابدهنده ها ساخته می شوند. امروزه از رادیو ایزوتوپها و پرتوهای ناشی از فرایندهای هسته ای جهت بهبود محصولات غذایی، نگهداری مواد غذایی، تعیین منابع آبهای زیرزمینی، استرلیزه کردن منابع و تولیدات پزشکی، آنالیز هورمونها، کنترل فرایندهای صنعتی و بررسی آلودگی محیط زیست استفاده فراوانی به عمل می آید.

تولید گونه هایی از محصولات غذایی دارای حاصلخیزی بیشتر، تولید گونه های مقاوم نسبت به آفات و کم آبی، استفاده موثر تر از منابع آبی و جمع آوری آنها، کنترل نابودی آفات، جلوگیری از فساد محصولات در هنگام نگهداری، از مهمترین موارد استفاده از علوم و تکنولوژی هسته ای در کشاورزی است. کاربرد روشهای هسته ای در علوم پزشکی نسبت به سایر بخشها معروفتر و عمومی تر است. بیش از 100 سال است که دانشمندان با خواص اشعه ایکس آشنا شده اند و از آن برای تشخیص پزشکی استفاده می کنند. تصویربرداری، تشخیص، پیش بینی و درمان برخی بیماریها در نتیجه استفاده از پرتودهی و رادیوایزوتوپها حاصل می گردد. بطور مثال ید 131(131-I) برای تشخیص محل و مکان تومورهای مغزی مورد استفاده قراز می گیرد و یا از آن برای تعیین فعالیت غده تیروئید و کبد استفاده می شود. کرم -51(51-Cr ) برای تحقیقات خون شناسی، 75-Se برای بررسی لوزالمعده، 57- Co برای تشخیص کم خونی، 14-C برای تحقیقات بیولوژیکی و داروسازی، 137- Cs جهت درمان غدد سرطانی، 67-Cu برای از بین بردن غدد سرطانی از رایج ترین رادیوداروها در امر پزشکی می باشند. استفاده از پرتو گاما تولید شده از کبالت -60(60-Co ) از موثرترین و مقرون به صرفه ترین روشها در زمینه سترون نمودن وسایل، ابزار آلات و تولیدات پزشکی است.

طی نیم قرن گذشته، تکنولوژی هسته ای کاربردهای گسترده ای در صنعت یافته است. تسهیل عملیات اکتشاف و استخراج معادن زیرزمینی نفت و گاز، تشخیص محل نشت سیالات در لوله ها و مخازن، تعیین میزان خوردگی فلزات، اندازه گیری دقیق قطرسنجی، ضخامت سنجی و سطح سنجی، تعیین فرسودگی غشاء داخلی کوره های صنعتی، استفاده از اثرات متقابل پرتوها با مواد جهت بهینه سازی عملکرد آنها در صنعت و... تماما از مهمترین استفاده های صنعت از علوم و فنون هسته ای است. در این زمینه بطور مثال 241- Am  جهت تعیین محل حفاری چاههای نفت، 109- Cd جهت آزمایش عیار فلزات، 14- C برای تحقیقات باستان شناسی، 85- Kr جهت اندازه گیری ضخامت صفحات و الیاف بکار می روند.

4- برق هسته ای

از مهمترین منابع استفاده صلح آمیز از انرژی اتمی، ساخت راکتورهای هسته ای جهت تولید برق می باشد. راکتورهسته ای وسیله ای است که در آن فرایند شکافت هسته ای بصورت کنترل شده انجام می گیرد. در طی این فرایند انرژی زیاد آزاد می گردد به نحوی که مثلا در اثر شکافت نیم کیلوگرم اورانیوم انرژی معادل بیش از 1500 تن زغال سنگ بدست می آید. هم اکنون در سراسر جهان، راکتورهای متعددی در حال کار وجود دارند که بسیاری از آنها برای تولید قدرت و به منظور تبدیل آن به انرژی الکتریکی، پاره ای برای راندن کشتیها و زیردریائیها، برخی برای تولید رادیو ایزوتوپوپها و تحقیقات علمی و گونه هایی نیز برای مقاصد آزمایشی و آموزشی مورد استفاده قرار می گیرند. در راکتورهای هسته ای که برای نیروگاههای اتمی طراحی شده اند (راکتورهای قدرت)، اتمهای اورانیوم و پلوتونیم توسط نوترونها شکافته می شوند و انرژی آزاد شده گرمای لازم را برای تولید بخار ایجاد کرده و بخار حاصله برای چرخاندن توربینهای مولد برق بکار گرفته می شوند.

راکتورهای اتمی را معمولا برحسب خنک کننده، کند کننده، نوع و درجه غنای سوخت در آن طبقه بندی می کنند. معروفترین راکتورهای اتمی، راکتورهایی هستند که از آب سبک به عنوان خنک کننده و کند کننده و اورانیوم غنی شده(2 تا 4 درصد اورانیوم 235) به عنوان سوخت استفاده می کنند. این راکتورها عموما تحت عنوان راکتورهای آب سبک(LWR ) شناخته می شوند. راکتورهای WWER,BWR,PWR از این دسته اند. نوع دیگر، راکتورهایی هستند که از گاز به عنوان خنک کننده، گرافیت به عنوان کند کننده و اورانیوم طبیعی یا کم غنی شده به عنوان سوخت استفاده می کنند. این راکتورها به گاز- گرافیت معروفند. راکتورهای HTGR,AGR,GCR از این نوع می باشند. راکتور PHWR راکتوری است که از آب سنگین به عنوان کندکننده و خنک کننده و از اورانیوم طبیعی به عنوان سوخت استفاده می کند. نوع کانادایی این راکتور به CANDU موسوم بوده و از کارایی خوبی برخوردار می باشد. مابقی راکتورها مثل FBR (راکتوری که از مخلوط اورانیوم و پلوتونیوم به عنوان سوخت و سدیم مایع به عنوان خنک کننده استفاده کرده و فاقد کند کننده می باشد) LWGR(راکتوری که از آب سبک به عنوان خنک کننده و از گرافیت به عنوان کند کننده استفاده می کند) از فراوانی کمتری برخوردار می باشند. در حال حاضر، راکتورهای PWR و پس از آن به ترتیب PHWR,WWER,BWR فراوانترین راکتورهای قدرت در حال کار جهان می باشند.

 به لحاظ تاریخی اولین راکتور اتمی در آمریکا بوسیله شرکت "وستینگهاوس" و به منظور استفاده در زیر دریائیها ساخته شد. ساخت این راکتور پایه اصلی و استخوان بندی تکنولوژی فعلی نیروگاههای اتمیPWR را تشکیل داد. سپس شرکت جنرال الکتریک موفق به ساخت راکتورهایی از نوع BWR گردید. اما اولین راکتوری که اختصاصا جهت تولید برق طراحی شده، توسط شوروی و در ژوئن 1954در "آبنینسک" نزدیک مسکو احداث گردید که بیشتر جنبه نمایشی داشت، تولید الکتریسیته از راکتورهای اتمی در مقیاس صنعتی در سال 1956 در انگلستان آغاز گردید. تا سال 1965 روند ساخت نیروگاههای اتمی از رشد محدودی برخوردار بود اما طی دو دهه 1966 تا 1985 جهش زیادی در ساخت نیروگاههای اتمی بوجود آمده است. این جهش طی سالهای 1972 تا 1976 که بطور متوسط هر سال 30 نیروگاه شروع به ساخت می کردند بسیار زیاد و قابل توجه است. یک دلیل آن شوک نفتی اوایل دهه 1970 می باشد که کشورهای مختلف را برآن داشت تا جهت تأمین انرژی مورد نیاز خود بطور زاید الوصفی به انرژی هسته ای روی آورند. پس از دوره جهش فوق یعنی از سال 1986 تاکنون روند ساخت نیروگاهها به شدت کاهش یافته بطوریکه بطور متوسط سالیانه 4 راکتور اتمی شروع به ساخت می شوند.

کشورهای مختلف در تولید برق هسته ای روند گوناگونی داشته اند. به عنوان مثال کشور انگلستان که تا سال 1965 پیشرو در ساخت نیروگاه اتمی بود، پس از آن تاریخ، ساخت نیروگاه اتمی در این کشور کاهش یافت، اما برعکس در آمریکا به اوج خود رسید. کشور آمریکا که تا اواخر دهه 1960 تنها 17 نیروگاه اتمی داشت در طول دهه های 1970و 1980 بیش از 90 نیروگاه اتمی دیگر ساخت. این مسئله نشان دهنده افزایش شدید تقاضای انرژی در آمریکاست. هزینه تولید برق هسته ای در مقایسه با تولید برق از منابع دیگر انرژی در امریکا کاملا قابل رقابت می باشد. هم اکنون فرانسه با داشتن سهم 75 درصدی برق هسته ای از کل تولید برق خود درصدر کشورهای جهان قرار دارد. پس از آن به ترتیب لیتوانی(73درصد)، بلژیک(57درصد)، بلغارستان و اسلواکی(47درصد) و سوئد (8/46درصد) می باشند. آمریکا نیز حدود 20 درصد از تولید برق خود را به برق هسته ای اختصاص داده است.

گرچه ساخت نیروگاههای هسته ای و تولید برق هسته ای در جهان از رشد انفجاری اواخر دهه 1960 تا اواسط 1980 برخوردار نیست اما کشورهای مختلف همچنان درصدد تأمین انرژی مورد نیاز خود از طریق انرژی هسته ای می باشند. طبق پیش بینی های به عمل آمده روند استفاده از برق هسته ای تا دهه های آینده همچنان روند صعودی خواهد داشت. در این زمینه، منطقه آسیا و اروپای شرقی به ترتیب مناطق اصلی جهان در ساخت نیروگاه هسته ای خواهند بود. در این راستا، ژاپن با ساخت نیروگاههای اتمی با ظرفیت بیش از 25000 مگا وات درصدر کشورها قرار دارد. پس از آن چین، کره جنوبی، قزاقستان، رومانی، هند و روسیه جای دارند. استفاده از انرژی هسته ای در کشورهای کاندا، آرژانتین، فرانسه، آلمان، آفریقای جنوبی، سوئیس و آمریکا تقریبا روند ثابتی را طی دو دهه آینده طی خواهد کرد.

5- چرخه سوخت هسته ای

اورانیوم متداولترین سوخت برای راکتورهای هسته ای است. در مقایسه با اورانیوم، کاربرد توریوم و پلوتونیوم خیلی محدودتر است. اورانیوم را می توان به صورت خالص یعنی اورانیوم فلزی یا به صورت ترکیب مثل اکسید اورانیوم(UO2) و یا کربوراورانیوم(CU) بکار برد، اما اکسید اورانیوم متداولترین ماده برای سوخت راکتورهای تجاری است. اورانیوم به طور طبیعی به شکل مخلوطی از اکسیدهای مختلف است که به طور وسیعی در پوسته زمین به صورتهای پراکنده یافت می شود. غلظت اورانیوم در پوسته زمین حدود 2ppm است که نشاندهنده فراوانی آن حتی بیشتر از عناصری مثل جیوه و نقره می باشد.

برای استفاده از اورانیوم به عنوان سوخت، ابتدا باید آنرا از سنگهای معدنی استخراج و جداسازی نمود (مرحله فراوری سنگ معدن اورانیوم). سپس با تبدیل و غنی سازی ، آنرا آماده برای تهیه سوخت کرد(مرحله تبدیل و غنی سازی اورانیوم). پس از آن با روشهای شیمیایی و فیزیکی مختلف به تولید سوخت هسته ای مناسب مبادرت نمود(مرحله تولید سوخت هسته ای) و نهایتا پس از استفاده سوخت در راکتوراتمی به بازفرآوری سوخت مصرف شده و جداسازی اورانیوم، پلوتونیوم و محصولات شکاف دیگر پرداخت(مرحله بازفرآوری). به مجموعه این فرایندها، چرخه سوخت هسته ای گفته می شود. بعبارت بهتر، به مجموعه فرایندها و مراحل تولید سوخت هسته ای تا مصرف و سپس بازفرآوری آن چرخه سوخت هسته ای می گویند. لفظ چرخه بدان جهت بکار می رود که عناصر شکاف پذیر پس از مصرف در راکتورهای هسته ای تحت بازفرآوری قرار گرفته و مجددا برای مصرف آماده می گردند. مراحل مختلف چرخه سوخت هسته ای عبارتند از:
1- فراوری سنگ معدن اورانیوم
2- تبدیل و غنی سازی اورانیوم
3- تولید سوخت هسته ای
4- بازفرآوری
شکل زیر شمایی از چرخه سوخت هسته ای را نمایش می دهد.

هم اکنون به لحاظ صنعتی، کشورهای فرانسه، ژاپن، روسیه، آمریکا و انگلستان دارای تمامی مراحل تکنولوژی فراوری اورانیوم در تمامی مراحل چرخه سوخت هسته ای در اشل صنعتی می باشند. چنانچه اشل غیرصنعتی منظور گردد، کشورهای دیگری مثل هند نیز به لیست فوق اضافه خواهند شد. کشورهای کانادا و فرانسه در مجموع دارای بزرگترین کارخانه های تبدیل اورانیوم هستند که محصولات آنها شامل UO3,UO2,UF6 می باشند، پس از آنها به ترتیب کشورهای امریکا، روسیه و انگلستان قرار دارند. در زمینه غنی سازی، بی تردید امریکا و روسیه دارای بزرگترین شبکه غنی سازی جهان می باشند. در اشل صنعتی این دو کشور کار غنی سازی را از سال 1945 در امریکا و 1949 در شوروی آغاز نموده اند. پس از آنها، به ترتیب فرانسه، هلند و انگلستان بیشترین غنی سازی را انجام می دهند. درحال حاضر، امریکا بزرگترین تولید کننده سوخت هسته ای در جهان است که تمامی سوخت آن جهت استفاده در نیروگاههای BWR,PWR می باشد. پس از امریکا، کانادا تولید کننده اصلی سوخت هسته ای در جهان(برای راکتورهای PHWR) می باشد. به نظر می رسد کشور کانادا از پرسابقه ترین کشورها جهت تولید سوخت هسته ای است که فعالیت خود را در این زمینه از سال 1956 آغاز نموده است. پس از امریکا و کانادا، کشورهای انگلستان، روسیه ، ژاپن، فرانسه، آلمان، هند، کره جنوبی و سوئد تولید کنندگان اصلی سوخت هسته ای می باشند. در زمینه بازفرآوری سوخت مصرف شده، امریکا بیشترین سهم بازفراوری سوخت هسته ای را در جهان داراست. پس از آن فرانسه، انگلستان، روسیه، هند و ژاپن قرار دارند. درحال حاضر بین کشورهای جهان سوم، هندوستان پیشرفته ترین کشور در زمینه دانش فنی چرخه سوخت هسته ای می باشد.

6- دیدگاههای اقتصادی و زیست محیطی برق هسته ای

جمهوری اسلامی ایران در فرایند توسعه پایدار خود به تکنولوژی هسته ای چه از لحاظ تأمین نیرو و ایجاد جایگزینی مناسب در عرصه انرژی و چه از نظر دیگر بهره برداریهای صلح آمیز آن در زمینه های صنعت، کشاورزی، پزشکی و خدمات نیاز مبرم دارد که تحقق این رسالت مهم به عهده سازمان انرژی اتمی ایران می باشد، بدیهی است در زمینه کاربرد انرژی هسته ای به منظور تأمین قسمتی از برق مورد نیاز کشور قیود و فاکتورهای بسیار مهمی از جمله مسایل اقتصادی و زیست محیطی مطرح می گردند.

1-6) دیدگاه اقتصادی استفاده از برق هسته ای
امروزه کشورهای بسیاری بویژه کشورهای اروپایی سهم قابل توجهی از برق مورد نیاز خود را از انرژی هسته ای تأمین می نمایند. بطوریکه آمار نشان می دهد از مجموع نیروگاههای هسته ای نصب شده جهت تأمین برق در جهان به ترتیب 35 درصد به اروپای غربی، 33 درصد به آمریکای شمالی، 5/16 درصد به خاور دور، 13 درصد به اروپای شرقی و نهایتا فقط 74/0 درصد به آسیای میانه اختصاص دارد. بدون شک در توجیه ضرورت ایجاد تنوع در سیستم عرضه انرژی کشورهای مذکور، انرژی هسته ای به عنوان یک گزینه مطمئن اقتصادی مطرح است. بنابراین ابعاد اقتصادی جایگزینی نیروگاههای هسته ای با توجه به تحلیل هزینه تولید(قیمت تمام شده) برق در سیستمهای مختلف نیرو قابل تأمل و بررسی است. از اینرو در اغلب کشورها، نیروگاههای هسته ای با عملکرد مناسب اقتصادی خود از هر لحاظ با نیروگاههای سوخت فسیلی قابل رقابت می باشند.

بهرحال طی چند دهه گذشته کاهش قیمت سوختهای فسیلی در بازارهای جهانی، سبب افزایش هزینه های ساخت نیروگاههای هسته ای به دلیل تشدید مقررات و ضوابط ایمنی، طولانی تر شدن مدت ساخت و بالاخره باعث ایجاد مشکلات تأمین مالی لازم و بالا رفتن قیمت تمام شده هر واحد الکتریسیته در این نیروگاهها شده است. از یک طرف مشاهده میشود که طی این مدت حدود 40 درصد از هزینه های چرخه سوخت هسته ای کاهش یافته است و از سویی دیگر با توجه به پیشرفتهای فنی و تکنولوژی حاصل از طرحهای استاندارد و برنامه ریزیهای دقیق بمنظور تأمین سرمایه اولیه مورد نیاز مطمئن و به هنگام احداث چند واحد در یک سایت برای صرفه جوئیهای ناشی از مقیاس مربوط به تأسیسات و تسهیلات مشترک مورد نیاز در هر نیروگاه، همچنان مزیت نیروگاههای اتمی از دیدگاه اقتصادی نسبت به نیروگاههای با سوخت فسیلی در اغلب کشورها حفظ شده است.

سایر دیدگاههای اقتصادی در مورد آینده انرژی هسته ای حاکی از آن است که براساس تحلیل سطح تقاضا و منابع عرضه انرژی در جهان، توجه به توسعه تکنولوژیهای موجود و حقایقی نظیر روند تهی شدن منابع فسیلی در دهه های آینده، مزیتهای زیست محیطی انرژی اتمی و همچنین استناد به آمار و عملکرد اقتصادی و ضریب بالای ایمنی نیروگاههای هسته ای، مضرات کمتر چرخه سوخت هسته ای نسبت به سایر گزینه های سوخت و پیشرفتهای حاصله در زمینه نیروگاههای زاینده و مهار انرژی گداخت هسته ای در طول نیم قرن آینده، بدون تردید انرژی هسته ای یکی از حاملهای قابل دسترس و مطمئن انرژی جهان در هزاره سوم میلادی به شمار می رود. در این راستا شورای جهانی انرژی تا سال 2020 میلادی میزان افزایش عرضه انرژی هسته ای را نسبت به سطح فعلی حدود 2 برابر پیش بینی می نماید. با توجه به شرایط موجود چنانچه از لحاظ اقتصادی هزینه های فرصتی فروش نفت و گاز را با قیمتهای متعارف بین المللی در محاسبات هزینه تولید(قیمت تمام شده) برای هر کیلووات برق تولیدی منظور نمائیم و همچنین تورم و افزایش احتمالی قیمتهای این حاملها(بویژه طی مدت اخیر) را براساس روند تدریجی به اتمام رسیدن منابع ذخایر نفت و گاز جهانی مدنظر قرار دهیم، یقینا در بین گزینه های انرژی موجود در جمهوری اسلامی ایران، استفاده از حامل انرژی هسته ای نزدیکترین فاصله ممکن را با قیمت تمام شده برق در نیروگاههای فسیلی خواهد داشت.

2-6) دیدگاه زیست محیطی استفاده از برق هسته ای
افزایش روند روزافزون مصرف سوختهای فسیلی طی دو دهه اخیر و ایجاد انواع آلاینده های خطرناک و سمی و انتشار آن در محیط زیست انسان، نگرانیهای جدی و مهمی برای بشر در حال و آینده به دنبال دارد. بدیهی است که این روند به دلیل اثرات مخرب و مرگبار آن در آینده تداوم چندانی نخواهد داشت. از اینرو به جهت افزایش خطرات و نگرانیها تدریجی در مورد اثرات مخرب انتشار گازهای گلخانه ای ناشی از کاربرد فرایند انرژیهای فسیلی، واضح است که از کاربرد انرژی هسته ای بعنوان یکی از رهیافتهای زیست  محیطی برای مقابله با افزایش دمای کره زمین و کاهش آلودگی محیط زیست یاد می شود. همچنانکه آمار نشان می دهد، در حال حاضر نیروگاههای هسته ای جهان با ظرفیت نصب شده فعلی توانسته اند سالانه از انتشار 8 درصد از گازهای دی اکسید کربن در فضا جلوگیری کنند که در این راستا تقریبا مشابه نقش نیروگاههای آبی عمل کرده اند.

چنانچه ظرفیتهای در دست بهره برداری فعلی تولید برق نیروگاههای هسته ای، از طریق نیروگاههای با خوراک ذغال سنگ تأمین می شد، سالانه بالغ بر 1800 میلیون تن دی اکسید کربن، چندین میلیون تن گازهای خطرناک دی اکسید گوگرد و نیتروژن، حدود 70 میلیون تن خاکستر و معادل 90 هزار تن فلزات سنگین در فضا و محیط زیست انسان منتشر می شد که مضرات آن غیرقابل انکار است. لذا در صورت رفع موانع و مسایل سیاسی مربوط به گسترش انرژی هسته ای در جهان بویژه در کشورهای در حال توسعه و جهان سوم، این انرژی در دهه های آینده نقش مهمی در کاهش آلودگی و انتشار گازهای گلخانه ای ایفا خواهد نمود.

درحالیکه آلودگیهای ناشی از نیروگاههای فسیلی سبب وقوع حوادث و مشکلات بسیار زیاد بر محیط زیست و انسانها می شود، سوخت هسته ای گازهای سمی و مضر تولید نمی کند و مشکل زباله های اتمی نیز تا حد قابل قبولی رفع شده است، چرا که در مورد مسایل پسمانداری با توجه به کم بودن حجم زباله های هسته ای و پیشرفتهای علوم هسته ای بدست آمده در این زمینه در دفن نهایی این زباله ها در صخره های عمیق زیرزمینی با توجه به حفاظت و استتار ایمنی کامل، مشکلات موجود تا حدود زیادی از نظر فنی حل شده است و طبیعتا در مورد کشور ما نیز تا زمان لازم برای دفع نهایی پسمانهای هسته ای، مسائل اجتماعی باقیمانده از نظر تکنولوژیکی کاملا مرتفع خواهد شد.

از سوی دیگر بنظر می رسد که بیشترین اعتراضات و مخالفتها در زمینه استفاده از انرژی اتمی بخاطر وقوع حوادث و انفجارات در برخی از نیروگاههای هسته ای نظیر حادثه اخیر در نیروگاه چرنوبیل می باشد، این در حالی است که براساس مطالعات بعمل آمده احتمال وقوع حوادثی که منجر به مرگ عده ای زیاد بشود نظیر تصادف هوایی، شکسته شدن سدها، انفجارات زلزله، طوفان، سقوط سنگهای آسمانی و غیره، بسیار بیشتر از وقایعی است که نیروگاههای اتمی می توانند باعث گردند.

به هر حال در مورد مزایای نیروگاههای هسته ای در مقایسه با نیروگاههای فسیلی صرفنظر از مسایل اقتصادی علاوه بر اندک بودن زباله های آن می توان به تمیزتر بودن نیروگاههای هسته ای و عدم آلایندگی محیط زیست به آلاینده های خطرناکی نظیر SO2,NO2,CO,CO2 ، پیشرفت تکنولوژی و استفاده هرچه بیشتر از این علم جدید، افزایش کارایی و کاربرد تکنولوژی هسته ای در سایر زمینه های صلح آمیز در کنار نیروگاههای هسته ای اشاره نمود.

در مجموع ارزیابیهای اقتصادی و مطالعات بعمل آمده در مورد مقایسه هزینه تولید(قیمت تمام شده) برق در نیروگاههای رایج فسیلی کشور و نیروگاه اتمی نشان می دهد که قیمت این دو نوع منبع انرژی صرفنظر از هزینه های اجتماعی، تقریبا نزدیک به هم و قابل رقابت با یکدیگر هستند. چنانچه قیمت مصرف انرژیهای فسیلی برای نیروگاههای کشور برمبنای قیمتهای متعارف بین المللی منظور شوند و همچنین در شرایطی که نرخ تسعیر هر دلار در کشور 8000 ریال تعیین گردد، هزینه تولید(قیمت تمام شده) هر کیلووات ساعت برق در نیروگاههای فسیلی و اتمی بشرح زیر می باشد.

 ج - مقایسه هزینه های اجتماعی تولید برق در نیروگاههای فسیلی و اتمی
بر اساس مطالعات به عمل آمده توسط وزارت نیرو در سال 1378 در خصوص تعیین هزینه های اجتماعی آلاینده های زیست محیطی مصرف سوختهای فسیلی در چند نیروگاه فسیلی مورد نظر در کشور، نتایج به دست آمده به شرح ذیل می باشد:

 همچنین در تازه ترین مطالعه ای که برای تعیین هزینه های اجتماعی نیروگاههای هسته ای در 5 کشور اروپایی بلژیک، آلمان، فرانسه، هلند و انگلستان صورت گرفته است، میزان هزینه های اجتماعی ناشی از نیروگاههای هسته ای در مقایسه با نیروگاههای فسیلی بسیار پائین است. در این مطالعه هزینه های خارجی هر کیلووات ساعت برق تولیدی در نیروگاههای هسته ای در حدود
39/0 سنت( معادل 2/31 ریال) برآورده شده است. بنابراین در صورتیکه هزینه های اجتماعی تولید برق را در ارزیابیهای اقتصادی نیروگاههای فسیلی و هسته ای منظور نمائیم قطعا قیمت تمام شده هر کیلووات ساعت برق در نیروگاه هسته ای نسبت به فسیلی بطور قابل ملاحظه ای کاهش خواهد یافت.

به هر حال نیروگاههای فسیلی و هسته ای هر کدام دارای مزایا و معایب خاص خود می باشند و ایجاد هر یک متناسب با مقتضیات زمانی و مکانی هر کشور خواهد بود و انتخاب نهایی و تصمیم گیری در این زمینه می بایست با توجه به فاکتورهایی از قبیل عوامل تکنولوژیکی، ارزشی، سیاسی، اقتصادی و زیست محیطی توأما اتخاذ گردد. قدر مسلم ایجاد تنوع در سیستم عرضه و تأمین انرژی از استراتژیهای بسیار مهم در زمینه توسعه سیستم پایدار انرژی در هر کشور محسوب می شود. در این راستا با توجه به بررسیهای صورت گرفته، شورای انرژی اتمی کشور مصمم به ایجاد نیروگاههای اتمی به ظرفیت کل 6000 مگاوات در سیستم عرضه انرژی کشور تا سال 1400 هجری شمسی می باشد.

اندازه گيري تريتيم موجود درهواي تهران

اندازه گيري تريتيم موجود درهواي تهران

رضا قلی پور 

چكيده:يكي از موادراديواكتيو موجود در طبيعت گاز تريتيم است  كه يك ماده پرتوزاي گسيلنده بتا مي باشد. با توجه به اهميت اندازه گيري مواد پرتوزا در محيط ومطلع بودن از مقدار آنها در محيط به منظور محاسبه مقدار پرتو گيري افراد جامعه، در اين كار پژوهشي اقدام به اندازه گيري مقدار گاز تريتيم موجود در يك نقطه ازهواي تهران گرديد، تا مقدار حاصل با استانداردهاي جهاني مقايسه گردد.

 

واژه هاي كليدي: پرتوزائي طبيعي- تريتيم- اندازه گيري- غلظت- هوا- تهران

 

Measurement tritium concentration in air of Tehran-Iran

                         

Abstract:Trituim Gas is one of  radioactive material in natural and it's beta emmiter. With attention to dimension of measurement radioactive materials in environment and known  it's   value in order to  natural exposure monitoring for public,in this research work we adventurism for measurement tritium in air of Tehran until can compare this value with international standard limits.

 

        Keywords:tritium-nutral radioactive-measurement-concentration-air- Tehran

 

 مقدمه:

اولين عنصر شيميايي جدول تناوبي هيدروژن است كه گازي بي رنگ و بي مزه بوده و با نماد H نشان داده مي شود. هيدروژن داراي 3 ايزوتوپ مي باشد: (ايزوتوپ به ويژه هسته هايي گفته مي شود كه داراي عدد اتمي يكسان بوده ولي در تعداد نوترونها با هم فرق دارند)

1.      هيدروژن با نماد H و جرم اتمي يك كه %98/99 اين عنصر را تشكيل مي دهد.

2.      دوتريم با نماد D و جرم اتمي دو، دومين ايزوتوپ عنصر هيدروژن مي باشد كه 02/0% فراواني دارد.

3.   تريتيم با نماد T و جرم اتمي سه، تنها ايزوتوپ راديو اكتيو هيدروژن است كه در حالت طبيعي بسيار كم بوده، اما بطور مصنوعي از طريق واكنشهاي مختلف هسته اي  در شتابدهنده ها و راكتورها توليد مي شود كه علت تهيه آن كاربردهاي وسيع آن مي باشد. تريتيم مانند هيدروژن بصورت دو مولكولي يعني T2 مي باشد و در شرايط عادي گازي شكل است. تفاوتهاي T2 و H2 در جدول زير نمايش داده شده است:

خواص	H2	T2
نقطه ذوب (°C)	20/259 -	54/252 -
نقطه جوش در فشار يك اتمسفر(°C)	77/252 -	12/248 -
گرماي بخار (cal/mol)	216	333
گرماي تصعيد (cal/mol)	247	393

 

از نظر شيميايي، تريتيم مشابه هيدروژن عمل مي كند، اما از آنجاييكه تريتيم جرم بزرگتري دارد، در بسياري از واكنشها، خيلي كندتر از هيدروژن جايگزين مي شود. با توجه به اينكه تريتيم يك راديوايزوتوپ است (‌راديوايزوتوپ به ايزوتوپهايي از عناصر گفته مي شود كه به علت ناپايدار بودن ساختار هسته اي از خود فوتون و ذرات مختلف گسيل مي كنند) لذا با ساطع نمودن پرتوهاي بتاي منفي (تبديل يك نوترون به پروتون) به  تبديل مي شود و در اين فرآيند به هيچ وجه نشر اشعه گاما رخ نمي دهد. تريتيم ساطع كننده پرتو b با ماكزيمم انرژي kev 18 (كيلو الكترون ولت = kev) است كه اين ذرات b توسط لايه اي از هوا با ضخامت mm7 يا كاغذي با ضخامت mm 0.01 كاملاً متوقف مي وشند. نيمه عمر فيزيكي تريتيم 12/3سال مي باشد.

گاز تريتيم بطور طبيعي در هوا وجود دارد درحالت طبيعي بصورت گاز(بخار) بوده وقابليت حل در آب را نيز دارد و به ازاي هر 10¹⁸ اتم هيدروژن يك اتم تريتيم در اتمسفر وجود دارد كه منشاء  تهيه طبيعي آن بطور عمده از بمباران نيتروژن در قسمتهاي فوقاني اتمسفر توسط نوترون و پروتون حاصل از اشعه هاي كيهاني مانند واكنش ذيل منشاء مي گيرد:

 

البته تريتيم عمدتا  به شكل بخار تركيباتي از اكسيژن (DTO,HTO,….) در هوا وجود دارد.بعد از شروع ازمايشات سلاححهاي هسته اي در سال 1954 غلظت اين گاز راديواكتيو در اتمسفر افزايش يافت بطوري كه قبل از شورع اين آزمايشات آب باران تقريباً شامل 1-10 اتم تريتيم در 10¹⁸  اتم هيدرژن بود كه اين مقدار اكنون به حدود 500 اتم تريتيم به ازاي 10¹⁸  اتم هيدروژن افزايش يافته است. به علت كاربردهاي وسيع اين ماده راديواكتيو براي تهيه آن از شتابدهنده ها و راكتورها از طريق واكنشهاي مختلف استفاده مي كنند.

اندازه گيري تريتيم موجود در هوا وتريتيم موجود درآب از لحاظ مسائل پرتوگيري ومحاسبه ميزان آلودگيهاي راديواكتيو كه از مهمترين عوامل مضراين مواد هستند بسيار حائز اهميت مي باشد و بسياري از سازمانهاي بين المللي كه مرتبط با سلامتي افراد ومحيط زيست و مواد راديواكتيو هستند براي اندازه گيري آن اقدام مي كنندوقوانين بسيار زيادي را براي تمام مواد راديواكتيو از لحاظ حد مجاز آنها در محيط (هواو آب و خاك و غيره)وضع كرده اند.بررسي، تهيه و كاربردهاي تريتيم،خواص تريتيم ،سميت تريتيم و اثرات آن (شامل اثرات بيولوژيكي و ژنتيكي) و ....بسيار گسترده و وسيع و خارج از موضوع اين بحث است.البته بر روي اين موارد تحقيقات بسيار وسيع در سطح بين المللي صورت گرفته كه نتايج آنها موجود است.روشهاي مختلف اندازه گيري تريتيم موجود در هوا و آب و اثار مختلف تريتيم نيز بصورت تئوري و كاربردي در سطح دنيا موجود است كه از آنها استفاده مي شود. امروزه براي اندازه گيري گازتريتيم درمحيط وبخصوص دراطرا ف نيروگاهها كه غلظت اين گازنسبتا زياداست وممكن است براي پرسنل نيروگاهها خطرناك باشد دستگاههاي پيشرفته اي وجود دارد كه بااستفاده ازآنها درظرف چند دقيقه مقدارغلظت اين گازدرمحيط مشخص مي شود.اما اساس كارتمام اين دستگاه بصورت مراحل مذكوراست.

 

روش كار:

 با توجه به مقدمه فوق و اهميت اندازه گيري مواد راديو اكتيو موجود در تمام محيط ها شامل هوا و آب و خاك و ... يك سري آزمايشات براي اندازه گيري مقدارگاز تريتيم موجود در هوا صورت گرفت كه البته با توجه به خطاي نسبتا زياد اين روش ولي در عين حال نتيجه قابل قبول آن، به شرح آن مي پردازيم:

اساس اين اندازه گيري برمبناي مكش وسپس حل گاز تريتيم موجود در هوا( كه اغلب به صورت (DTO,HTO,…. درداخل آب و استفاده از روشهاي متداول براي تعيين غلظت تريتيم موجود در آب است.

همانگونه كه قبلا نيز اشاره شد چون اغلب تريتيم موجود در هوا به صورت تركيباتي مشابه بخار آب در هوا مي باشند لذا اين تركيبات كه اساسا هم خانواده با آب   H₂O  مي باشند در اثرعبور از آب در داخل آن حل مي شوند.در واقع اگر به هر طريق ديگري هم بتوانيم بخار موجود در هوا را بصورت مايع در آوريم بايد انتظار داشته باشيم كه مقدار تريتيم موجود در هوا را از اين طريق هم بتوانيم اندازه بگيريم.

شيوه انجام اندازه گيري بدين صورت است كه در ابتدا با برقرار نمودن يك سيستم آزمايشگاهي شامل دو بابلرbubler)) و يك پمپ،شرايط  مكش هوا به داخل آب فراهم شد.بابلر اول كه Degassing Vessel (ظرف حباب ساز) نام دارديك ظرف شيشه اي استوانه اي شكل كاملآ بسته با حجم cc 200  و شامل يك مسير ورودي در بالا كه هواي ورودي را مستقيمآ به انتهاي ظرف هدايت و مسير خروجي در كناره بالائي آن كه هواي

خارج شده از آب را به طرف پمپ هدايت مي كند .در انتهاي لوله ورودي ظرف اول يك فيلتر شيشه اي(glass filter)قرار دارد كه جهت ايجاد حباب بكارمي رود.هرچقدر كه مش فيلتر (تعدادروزنه ها درواحد سطح)بيشتر باشد حبابهاي ريزتري ايجادمي شود كه در نتيجه گازهاي(و بخارهاي)موجوددر هوا در هنگام عبور از داخل آب بهتر حل مي شوند به عبارتي احتمال حل شدن آنها افزايش مي يابد.بابلر دوم كه Security  vessel  (ظرف ايمني) نام دارد نيز يك ظرف شيشه اي مشابه ظرف اول اما با طول لوله ورودي كوتاهتر و بدون فيلتر شيشه اي است كه به منظور ايمن سازي سيستم به كار مي رود.چنانچه در اثر مكش پمپ رطوبت يا آبي از ظرف اول خارج شود در داخل آن به دام مي افتد و مانع آسيب رسيدن به پمپ مي شود.مسير ورود هوا با روشن شدن پمپ در شكل فوق نمايش داده شده است.پمپ مورد استفاده در اين آزمايش يك پمپ كوچك مكش با فلوي (مقدار مكش هوا در واحد زمان) حداكثر   lit/min   1 است.

پس از برقراري سيستم فوق ابتدا در داخل ظرف اول مقدار cc 100آب مقطر مي ريزيم. سپس پمپ را در فلوي  lit/min 0.5 تنظيم نموده  آن را روشن مي كنيم و همزمان با روشن كردن زمان را نيز يادداشت مي كنيم. هر چه مدت زمان مكش بيشتر شود حجم بيشتري از هوا از داخل آب عبور مي كند كه در نتيجه دقت آزمايش بيشتر مي شود. البته رنج اين مدت زمان بايد در حدود چند روز به طور پيوسته باشد كه از جمله عوامل خطا در اين آزمايش گسسته و كم بودن زمان به علت محدوديت زمان كاري بوده است.پس از خاموش كردن پمپ مي توان اظهار داشت كه در حال حاضر آب مقطر داخل ظرف Degassing Vessel  ممكن است حاوي گازها و ذرات معلق مختلف موجود در هوا با ضرايب حلاليت مختلف در آب، باشند .

اما با توجه به اينكه تنها گاز راديو اكتيو بتا زا موجود در هوا تريتيم است لذا اندازه گيري آن مسير مشخص خود را دارد و وجود احتمالي ساير موارد تاثيري بر اندازه گيري تريتيم ندارد.

در مرحله بعد از نمونه فوق به مقدار 2CC  به عنوان نمونه (ويال شماره 1 ) برداشته شده و در داخل يك ويال(ظرفهاي استوانه اي شكل پلي اتيلني با در پوش كه جهت قرار دادن نمونه هاي مايع مواد شيميايي به كار مي رود) با حجم CC 20 ريخته مي شود.چون قرار است نمونه فوق با يك آشكارساز مخصوص شمارش بتا  شمارش شود لذا CC 18 از مايع سنتيلاسيون (Liquid Scintillationn) به آن اضافه مي كنيم. مايع سنتيلاسيون مايعي است كه از مولكولهاي بزرگ آلي شامل حلقه هاي فنيل و نفتالين و ...تشكيل شده است. اين مايع غير اكتيو است و كار آن به علت ساختا رشيميايي جذب ذرات بتاي گسيل شده از نمونه محلول در آن و در مقابل ساطع كردن فوتونهايي در ناحيه مرئي مي باشد.علت انتخاب CC 18 مايع سنتيلاسيون و CC 2 نمونه استفاده از نتايج تحقيقات در اين زمينه بوده است كه با چنين نسبتي بهترين نتايج بدست آمده است.

پس از مخلوط كردن و بهم زدن كامل نمونه و مايع سنتيلاسيون ويال به مدت سه ساعت در تاريكي قرار داده شده و سپس توسط شمارنده فوق شمارش مي شود.به جهت محاسبه مقدار خطاي مراحل شمارش در يك ويال ديگر(ويال شماره2) و CC 2 از نمونه فوق به همراه CC 18  مايع سنتيلاسيون و 0.1 CC از نمونه استاندارد مايع راديواكتيو تريتيم (tracer)را كه اكتيويته آن مشخص است اضافه مي كنيم وپس از بهم زدن كامل وقرار دادن به مدت سه ساعت در تاريكي ان راشمارش مي كنيم كه با اين كار مي توان مقدار خطاي دستگاه شمارنده را با يك تناسب ساده از اختلاف نتايج نمونه هاي شماره1و2بدست آورد:

 

 

100×شمارش در واحد زمان نمونه شماره 1- شمارش در واحد زمان نمونه شماره 2

                                                                                                                                     ε=

اكتيويته نمونه استاندارد (بر حسب بكرل)

 

 

همچنين به منظور لحاظ كردن شمارش زمينه در ويال شماره(3) و CC 2  آب مقطر را به همراه و CC 18 مايع سنتيلاسيون قرار مي دهيم و شمارش حاصل از اين نمونه را به عنوان شمارش زمينه از مقدارشمارش نمونه شماره(1) كم مي كنيم  .پس از تهيه نمونه هاي فوق آنها را در داخل آشكارساز شمارنده بتا قرار داده و هر نمونه 3بار وهر بار به مدت 60ثانيه شمارش مي شود تا باميانگين گيري براي هر نمونهتعداد شمارش در ثانيه محاسبه شود.با بدست آمدن نتايج ميتوان غلظت تريتيم موجود در هوا را از رابطه زير محاسبه كرد:

(A-B)×V/uDtε  ± E C_tr=       

             كه در آن:

غلظت تريتيم موجود در هوا بر حسب Bq/Lit    C_tr=

 

اكتيويته نمونه بر حسب Bq (تعداد شمارش هاي انجام شده در يك ثانيه)      A=

 

شمارش زمينه در يك ثانيه    B=

 

                                                                                     حجم كل نمونه آب مقطر برحسب CC   V=

 

حجم نمونه برداشته شده جهت اندازه گيري (CC)  u=

 

  مدت زمان مكش پمپ بر حسب دقيقه  t=

 

فلوي پمپ (مكش پمپ) بر حسب lit/min  D=

 

راندمان دستگاه شمارنده بتا(β)  ε=

 

                                                                                                  مقدار خطا در اندازه گيري   E=

 

در موارد فوق همانگونه كه در تشريح عملكرد آمد مقدار V را CC 100 ،مقدارu را  و CC 2  و مدت زمان را 24ساعت قرار داده ايم كه همانگونه كه بيان شد اين مدت زمان گسسته وكوتاه بود .مقدار(D)فلوي پمپ يعني مقدار هوايي كه در واحد زمان مكش مي كند را نيز lit/min 5/0 تنظيم كرديم .مقدارeراندمان دستگاه از مشخصات دستگاه شمارنده است كه از قبل تعيين شده است وبراي دستگاه مورد استفاده در اين آزمايش %58/39 مي باشد و E نيز بايد مجموع تمام خطاههاي موجود در آزمايش باشد كه خطاي گفته شده در مقدار شمارش يكي از موارد آنست وازساير موارد چشمپوشي شده است كه در محاسبات دقيقتر بايد همه موارد لحاظ شوندهمچنين با توجه به اينكه بيشتر تريتيم موجود در هوا بصورت بخار DTO,HTO,…است لذا با عبور اين تركيبات ازداخل آب فرض شده است كه تمام اين مولكولها درآب حل مي شوند كه در واقع نيز به همين گونه است  البته ممكن است تمام تريتيم موجود در هواي عبوري از آب (بويژه T2) در داخل آن حل نشود وقسمتي از آن از آب خارج مي شود.

رابطه فوق در واقع بر اساس پارمترهاي موجود در اين آزمايش نوشته شده است وممكن است رابطه كا ملي نباشد اما سعي براين است كه تمام پارامترهاي درگيردرآزمايش واردشوند.همانگونه كه گفته شدچون اين روش ا ندازه گيري به نوعي ا بتكا ري بوده است لذا ا نتظا رمي رود مقدارخطاي حاصل نيززياد باشد.

 

نتيجه:

نتايج اندازه گيريهاي پيا پي وميا نگين گيري ا زآ نها مقدارغلظت تريتيم موجود درهواي اين آزمايشگاه را كه به نوعي قسمتي ا زهواي محيط (شهر تهران) است د رحدود Bq/mLit ^5-10×8/2 نشا ن داده است . داراي  خطاي نسبتا زيادي مي باشد. براساس استا ندا ردهاي جها ني(EPA,DOE(U.S.A),ICRP) ما كزيمم حد مجاز گازتريتيم درهوا مي توا ند مقدار(3/7×10^-3 (Bq/mLit باشد كه مقدارفوق كمترازاين است بنا براين مي توا ن گفت هواي اين محيط ا زلحا ظ آلودگي به گازتريتيم يك هواي تميزاست .

نتايج برسي مقدارگازتريتيم درنقاط مختلف كشورهاي جهان موجوداست كه اكثرآنها درهواي عادي شهرهايشان كه به دورازنقاط مختلف آ لودگيهاي هسته اي باشد بطورميانگين اعدادي دررنج

Bq/mLit))  ^7-10×0.05± 1/6 را بد ست آورده اند كه اين عدد با نتيجه بد ست آمده ازاين اندازه گيري قابل مقايسه است.همچنين بر اساس استاندارد DOE (Department Of Energy)كه مربوط به قوانين حفاظت هسته اي آمريكا مي باشد مقدارغلظت توصيه شده Derived Concentration Guides) (DCG= اين گازدرهوا مي بايست در حدود(1 x 10^-4 mCi/L) 3/7×10^-3  Bq/mL  باشد.نتايج اندازه گيريها در ايالات متحده نشان مي دهد كه حداكثر غلظت اين گاز در نواحي مختلف اين  ايالت درحدود

 6 x 10^-12 mCi/mL (2.6 x 10^-7 Bq/mL of air) مي باشد.

 

 

 

 

 

Refrencs:

1) Summary of results for the third quarter of 2002.the U.S. Department of Energy (DOE) and regulatory standards established by the U.S. Environmental Protection Agency (EPA) for protection of the public)

2) ICRP 1979, International Commission on Radiological Protection, Limits for Intake of Radionuclides by Workers, Publication 30, Part 1, Pergamon Press, Vol. 2, No. 3.

3)LLNL Environmental Report for 1996

 

اندازه گيري تريتيم موجود درهواي تهران

اندازه گيري تريتيم موجود درهواي تهران

رضا قلی پور 

چكيده:يكي از موادراديواكتيو موجود در طبيعت گاز تريتيم است  كه يك ماده پرتوزاي گسيلنده بتا مي باشد. با توجه به اهميت اندازه گيري مواد پرتوزا در محيط ومطلع بودن از مقدار آنها در محيط به منظور محاسبه مقدار پرتو گيري افراد جامعه، در اين كار پژوهشي اقدام به اندازه گيري مقدار گاز تريتيم موجود در يك نقطه ازهواي تهران گرديد، تا مقدار حاصل با استانداردهاي جهاني مقايسه گردد.

 

واژه هاي كليدي: پرتوزائي طبيعي- تريتيم- اندازه گيري- غلظت- هوا- تهران

 

Measurement tritium concentration in air of Tehran-Iran

                         

Abstract:Trituim Gas is one of  radioactive material in natural and it's beta emmiter. With attention to dimension of measurement radioactive materials in environment and known  it's   value in order to  natural exposure monitoring for public,in this research work we adventurism for measurement tritium in air of Tehran until can compare this value with international standard limits.

 

        Keywords:tritium-nutral radioactive-measurement-concentration-air- Tehran

 

 مقدمه:

اولين عنصر شيميايي جدول تناوبي هيدروژن است كه گازي بي رنگ و بي مزه بوده و با نماد H نشان داده مي شود. هيدروژن داراي 3 ايزوتوپ مي باشد: (ايزوتوپ به ويژه هسته هايي گفته مي شود كه داراي عدد اتمي يكسان بوده ولي در تعداد نوترونها با هم فرق دارند)

1.      هيدروژن با نماد H و جرم اتمي يك كه %98/99 اين عنصر را تشكيل مي دهد.

2.      دوتريم با نماد D و جرم اتمي دو، دومين ايزوتوپ عنصر هيدروژن مي باشد كه 02/0% فراواني دارد.

3.   تريتيم با نماد T و جرم اتمي سه، تنها ايزوتوپ راديو اكتيو هيدروژن است كه در حالت طبيعي بسيار كم بوده، اما بطور مصنوعي از طريق واكنشهاي مختلف هسته اي  در شتابدهنده ها و راكتورها توليد مي شود كه علت تهيه آن كاربردهاي وسيع آن مي باشد. تريتيم مانند هيدروژن بصورت دو مولكولي يعني T2 مي باشد و در شرايط عادي گازي شكل است. تفاوتهاي T2 و H2 در جدول زير نمايش داده شده است:

خواص	H2	T2
نقطه ذوب (°C)	20/259 -	54/252 -
نقطه جوش در فشار يك اتمسفر(°C)	77/252 -	12/248 -
گرماي بخار (cal/mol)	216	333
گرماي تصعيد (cal/mol)	247	393

 

از نظر شيميايي، تريتيم مشابه هيدروژن عمل مي كند، اما از آنجاييكه تريتيم جرم بزرگتري دارد، در بسياري از واكنشها، خيلي كندتر از هيدروژن جايگزين مي شود. با توجه به اينكه تريتيم يك راديوايزوتوپ است (‌راديوايزوتوپ به ايزوتوپهايي از عناصر گفته مي شود كه به علت ناپايدار بودن ساختار هسته اي از خود فوتون و ذرات مختلف گسيل مي كنند) لذا با ساطع نمودن پرتوهاي بتاي منفي (تبديل يك نوترون به پروتون) به  تبديل مي شود و در اين فرآيند به هيچ وجه نشر اشعه گاما رخ نمي دهد. تريتيم ساطع كننده پرتو b با ماكزيمم انرژي kev 18 (كيلو الكترون ولت = kev) است كه اين ذرات b توسط لايه اي از هوا با ضخامت mm7 يا كاغذي با ضخامت mm 0.01 كاملاً متوقف مي وشند. نيمه عمر فيزيكي تريتيم 12/3سال مي باشد.

گاز تريتيم بطور طبيعي در هوا وجود دارد درحالت طبيعي بصورت گاز(بخار) بوده وقابليت حل در آب را نيز دارد و به ازاي هر 10¹⁸ اتم هيدروژن يك اتم تريتيم در اتمسفر وجود دارد كه منشاء  تهيه طبيعي آن بطور عمده از بمباران نيتروژن در قسمتهاي فوقاني اتمسفر توسط نوترون و پروتون حاصل از اشعه هاي كيهاني مانند واكنش ذيل منشاء مي گيرد:

 

البته تريتيم عمدتا  به شكل بخار تركيباتي از اكسيژن (DTO,HTO,….) در هوا وجود دارد.بعد از شروع ازمايشات سلاححهاي هسته اي در سال 1954 غلظت اين گاز راديواكتيو در اتمسفر افزايش يافت بطوري كه قبل از شورع اين آزمايشات آب باران تقريباً شامل 1-10 اتم تريتيم در 10¹⁸  اتم هيدرژن بود كه اين مقدار اكنون به حدود 500 اتم تريتيم به ازاي 10¹⁸  اتم هيدروژن افزايش يافته است. به علت كاربردهاي وسيع اين ماده راديواكتيو براي تهيه آن از شتابدهنده ها و راكتورها از طريق واكنشهاي مختلف استفاده مي كنند.

اندازه گيري تريتيم موجود در هوا وتريتيم موجود درآب از لحاظ مسائل پرتوگيري ومحاسبه ميزان آلودگيهاي راديواكتيو كه از مهمترين عوامل مضراين مواد هستند بسيار حائز اهميت مي باشد و بسياري از سازمانهاي بين المللي كه مرتبط با سلامتي افراد ومحيط زيست و مواد راديواكتيو هستند براي اندازه گيري آن اقدام مي كنندوقوانين بسيار زيادي را براي تمام مواد راديواكتيو از لحاظ حد مجاز آنها در محيط (هواو آب و خاك و غيره)وضع كرده اند.بررسي، تهيه و كاربردهاي تريتيم،خواص تريتيم ،سميت تريتيم و اثرات آن (شامل اثرات بيولوژيكي و ژنتيكي) و ....بسيار گسترده و وسيع و خارج از موضوع اين بحث است.البته بر روي اين موارد تحقيقات بسيار وسيع در سطح بين المللي صورت گرفته كه نتايج آنها موجود است.روشهاي مختلف اندازه گيري تريتيم موجود در هوا و آب و اثار مختلف تريتيم نيز بصورت تئوري و كاربردي در سطح دنيا موجود است كه از آنها استفاده مي شود. امروزه براي اندازه گيري گازتريتيم درمحيط وبخصوص دراطرا ف نيروگاهها كه غلظت اين گازنسبتا زياداست وممكن است براي پرسنل نيروگاهها خطرناك باشد دستگاههاي پيشرفته اي وجود دارد كه بااستفاده ازآنها درظرف چند دقيقه مقدارغلظت اين گازدرمحيط مشخص مي شود.اما اساس كارتمام اين دستگاه بصورت مراحل مذكوراست.

 

روش كار:

 با توجه به مقدمه فوق و اهميت اندازه گيري مواد راديو اكتيو موجود در تمام محيط ها شامل هوا و آب و خاك و ... يك سري آزمايشات براي اندازه گيري مقدارگاز تريتيم موجود در هوا صورت گرفت كه البته با توجه به خطاي نسبتا زياد اين روش ولي در عين حال نتيجه قابل قبول آن، به شرح آن مي پردازيم:

اساس اين اندازه گيري برمبناي مكش وسپس حل گاز تريتيم موجود در هوا( كه اغلب به صورت (DTO,HTO,…. درداخل آب و استفاده از روشهاي متداول براي تعيين غلظت تريتيم موجود در آب است.

همانگونه كه قبلا نيز اشاره شد چون اغلب تريتيم موجود در هوا به صورت تركيباتي مشابه بخار آب در هوا مي باشند لذا اين تركيبات كه اساسا هم خانواده با آب   H₂O  مي باشند در اثرعبور از آب در داخل آن حل مي شوند.در واقع اگر به هر طريق ديگري هم بتوانيم بخار موجود در هوا را بصورت مايع در آوريم بايد انتظار داشته باشيم كه مقدار تريتيم موجود در هوا را از اين طريق هم بتوانيم اندازه بگيريم.

شيوه انجام اندازه گيري بدين صورت است كه در ابتدا با برقرار نمودن يك سيستم آزمايشگاهي شامل دو بابلرbubler)) و يك پمپ،شرايط  مكش هوا به داخل آب فراهم شد.بابلر اول كه Degassing Vessel (ظرف حباب ساز) نام دارديك ظرف شيشه اي استوانه اي شكل كاملآ بسته با حجم cc 200  و شامل يك مسير ورودي در بالا كه هواي ورودي را مستقيمآ به انتهاي ظرف هدايت و مسير خروجي در كناره بالائي آن كه هواي

خارج شده از آب را به طرف پمپ هدايت مي كند .در انتهاي لوله ورودي ظرف اول يك فيلتر شيشه اي(glass filter)قرار دارد كه جهت ايجاد حباب بكارمي رود.هرچقدر كه مش فيلتر (تعدادروزنه ها درواحد سطح)بيشتر باشد حبابهاي ريزتري ايجادمي شود كه در نتيجه گازهاي(و بخارهاي)موجوددر هوا در هنگام عبور از داخل آب بهتر حل مي شوند به عبارتي احتمال حل شدن آنها افزايش مي يابد.بابلر دوم كه Security  vessel  (ظرف ايمني) نام دارد نيز يك ظرف شيشه اي مشابه ظرف اول اما با طول لوله ورودي كوتاهتر و بدون فيلتر شيشه اي است كه به منظور ايمن سازي سيستم به كار مي رود.چنانچه در اثر مكش پمپ رطوبت يا آبي از ظرف اول خارج شود در داخل آن به دام مي افتد و مانع آسيب رسيدن به پمپ مي شود.مسير ورود هوا با روشن شدن پمپ در شكل فوق نمايش داده شده است.پمپ مورد استفاده در اين آزمايش يك پمپ كوچك مكش با فلوي (مقدار مكش هوا در واحد زمان) حداكثر   lit/min   1 است.

پس از برقراري سيستم فوق ابتدا در داخل ظرف اول مقدار cc 100آب مقطر مي ريزيم. سپس پمپ را در فلوي  lit/min 0.5 تنظيم نموده  آن را روشن مي كنيم و همزمان با روشن كردن زمان را نيز يادداشت مي كنيم. هر چه مدت زمان مكش بيشتر شود حجم بيشتري از هوا از داخل آب عبور مي كند كه در نتيجه دقت آزمايش بيشتر مي شود. البته رنج اين مدت زمان بايد در حدود چند روز به طور پيوسته باشد كه از جمله عوامل خطا در اين آزمايش گسسته و كم بودن زمان به علت محدوديت زمان كاري بوده است.پس از خاموش كردن پمپ مي توان اظهار داشت كه در حال حاضر آب مقطر داخل ظرف Degassing Vessel  ممكن است حاوي گازها و ذرات معلق مختلف موجود در هوا با ضرايب حلاليت مختلف در آب، باشند .

اما با توجه به اينكه تنها گاز راديو اكتيو بتا زا موجود در هوا تريتيم است لذا اندازه گيري آن مسير مشخص خود را دارد و وجود احتمالي ساير موارد تاثيري بر اندازه گيري تريتيم ندارد.

در مرحله بعد از نمونه فوق به مقدار 2CC  به عنوان نمونه (ويال شماره 1 ) برداشته شده و در داخل يك ويال(ظرفهاي استوانه اي شكل پلي اتيلني با در پوش كه جهت قرار دادن نمونه هاي مايع مواد شيميايي به كار مي رود) با حجم CC 20 ريخته مي شود.چون قرار است نمونه فوق با يك آشكارساز مخصوص شمارش بتا  شمارش شود لذا CC 18 از مايع سنتيلاسيون (Liquid Scintillationn) به آن اضافه مي كنيم. مايع سنتيلاسيون مايعي است كه از مولكولهاي بزرگ آلي شامل حلقه هاي فنيل و نفتالين و ...تشكيل شده است. اين مايع غير اكتيو است و كار آن به علت ساختا رشيميايي جذب ذرات بتاي گسيل شده از نمونه محلول در آن و در مقابل ساطع كردن فوتونهايي در ناحيه مرئي مي باشد.علت انتخاب CC 18 مايع سنتيلاسيون و CC 2 نمونه استفاده از نتايج تحقيقات در اين زمينه بوده است كه با چنين نسبتي بهترين نتايج بدست آمده است.

پس از مخلوط كردن و بهم زدن كامل نمونه و مايع سنتيلاسيون ويال به مدت سه ساعت در تاريكي قرار داده شده و سپس توسط شمارنده فوق شمارش مي شود.به جهت محاسبه مقدار خطاي مراحل شمارش در يك ويال ديگر(ويال شماره2) و CC 2 از نمونه فوق به همراه CC 18  مايع سنتيلاسيون و 0.1 CC از نمونه استاندارد مايع راديواكتيو تريتيم (tracer)را كه اكتيويته آن مشخص است اضافه مي كنيم وپس از بهم زدن كامل وقرار دادن به مدت سه ساعت در تاريكي ان راشمارش مي كنيم كه با اين كار مي توان مقدار خطاي دستگاه شمارنده را با يك تناسب ساده از اختلاف نتايج نمونه هاي شماره1و2بدست آورد:

 

 

100×شمارش در واحد زمان نمونه شماره 1- شمارش در واحد زمان نمونه شماره 2

                                                                                                                                     ε=

اكتيويته نمونه استاندارد (بر حسب بكرل)

 

 

همچنين به منظور لحاظ كردن شمارش زمينه در ويال شماره(3) و CC 2  آب مقطر را به همراه و CC 18 مايع سنتيلاسيون قرار مي دهيم و شمارش حاصل از اين نمونه را به عنوان شمارش زمينه از مقدارشمارش نمونه شماره(1) كم مي كنيم  .پس از تهيه نمونه هاي فوق آنها را در داخل آشكارساز شمارنده بتا قرار داده و هر نمونه 3بار وهر بار به مدت 60ثانيه شمارش مي شود تا باميانگين گيري براي هر نمونهتعداد شمارش در ثانيه محاسبه شود.با بدست آمدن نتايج ميتوان غلظت تريتيم موجود در هوا را از رابطه زير محاسبه كرد:

(A-B)×V/uDtε  ± E C_tr=       

             كه در آن:

غلظت تريتيم موجود در هوا بر حسب Bq/Lit    C_tr=

 

اكتيويته نمونه بر حسب Bq (تعداد شمارش هاي انجام شده در يك ثانيه)      A=

 

شمارش زمينه در يك ثانيه    B=

 

                                                                                     حجم كل نمونه آب مقطر برحسب CC   V=

 

حجم نمونه برداشته شده جهت اندازه گيري (CC)  u=

 

  مدت زمان مكش پمپ بر حسب دقيقه  t=

 

فلوي پمپ (مكش پمپ) بر حسب lit/min  D=

 

راندمان دستگاه شمارنده بتا(β)  ε=

 

                                                                                                  مقدار خطا در اندازه گيري   E=

 

در موارد فوق همانگونه كه در تشريح عملكرد آمد مقدار V را CC 100 ،مقدارu را  و CC 2  و مدت زمان را 24ساعت قرار داده ايم كه همانگونه كه بيان شد اين مدت زمان گسسته وكوتاه بود .مقدار(D)فلوي پمپ يعني مقدار هوايي كه در واحد زمان مكش مي كند را نيز lit/min 5/0 تنظيم كرديم .مقدارeراندمان دستگاه از مشخصات دستگاه شمارنده است كه از قبل تعيين شده است وبراي دستگاه مورد استفاده در اين آزمايش %58/39 مي باشد و E نيز بايد مجموع تمام خطاههاي موجود در آزمايش باشد كه خطاي گفته شده در مقدار شمارش يكي از موارد آنست وازساير موارد چشمپوشي شده است كه در محاسبات دقيقتر بايد همه موارد لحاظ شوندهمچنين با توجه به اينكه بيشتر تريتيم موجود در هوا بصورت بخار DTO,HTO,…است لذا با عبور اين تركيبات ازداخل آب فرض شده است كه تمام اين مولكولها درآب حل مي شوند كه در واقع نيز به همين گونه است  البته ممكن است تمام تريتيم موجود در هواي عبوري از آب (بويژه T2) در داخل آن حل نشود وقسمتي از آن از آب خارج مي شود.

رابطه فوق در واقع بر اساس پارمترهاي موجود در اين آزمايش نوشته شده است وممكن است رابطه كا ملي نباشد اما سعي براين است كه تمام پارامترهاي درگيردرآزمايش واردشوند.همانگونه كه گفته شدچون اين روش ا ندازه گيري به نوعي ا بتكا ري بوده است لذا ا نتظا رمي رود مقدارخطاي حاصل نيززياد باشد.

 

نتيجه:

نتايج اندازه گيريهاي پيا پي وميا نگين گيري ا زآ نها مقدارغلظت تريتيم موجود درهواي اين آزمايشگاه را كه به نوعي قسمتي ا زهواي محيط (شهر تهران) است د رحدود Bq/mLit ^5-10×8/2 نشا ن داده است . داراي  خطاي نسبتا زيادي مي باشد. براساس استا ندا ردهاي جها ني(EPA,DOE(U.S.A),ICRP) ما كزيمم حد مجاز گازتريتيم درهوا مي توا ند مقدار(3/7×10^-3 (Bq/mLit باشد كه مقدارفوق كمترازاين است بنا براين مي توا ن گفت هواي اين محيط ا زلحا ظ آلودگي به گازتريتيم يك هواي تميزاست .

نتايج برسي مقدارگازتريتيم درنقاط مختلف كشورهاي جهان موجوداست كه اكثرآنها درهواي عادي شهرهايشان كه به دورازنقاط مختلف آ لودگيهاي هسته اي باشد بطورميانگين اعدادي دررنج

Bq/mLit))  ^7-10×0.05± 1/6 را بد ست آورده اند كه اين عدد با نتيجه بد ست آمده ازاين اندازه گيري قابل مقايسه است.همچنين بر اساس استاندارد DOE (Department Of Energy)كه مربوط به قوانين حفاظت هسته اي آمريكا مي باشد مقدارغلظت توصيه شده Derived Concentration Guides) (DCG= اين گازدرهوا مي بايست در حدود(1 x 10^-4 mCi/L) 3/7×10^-3  Bq/mL  باشد.نتايج اندازه گيريها در ايالات متحده نشان مي دهد كه حداكثر غلظت اين گاز در نواحي مختلف اين  ايالت درحدود

 6 x 10^-12 mCi/mL (2.6 x 10^-7 Bq/mL of air) مي باشد.

 

 

 

 

 

Refrencs:

1) Summary of results for the third quarter of 2002.the U.S. Department of Energy (DOE) and regulatory standards established by the U.S. Environmental Protection Agency (EPA) for protection of the public)

2) ICRP 1979, International Commission on Radiological Protection, Limits for Intake of Radionuclides by Workers, Publication 30, Part 1, Pergamon Press, Vol. 2, No. 3.

3)LLNL Environmental Report for 1996

 

آشكارساز تناسبي چيست؟

 

آشكارساز تناسبي چيست؟

آشكارساز تناسبي نوعي آشكارساز گازي با دو الكترود ، يكي استوانه و يكي سيمي‌ در راستاي محور استوانه است. وقتي آشكارساز در ناحيه‌اي (ازلحاظ ولتاژ بين الكترودها) كار كند كه در آن شماره يونهاي ايجاد شده ، متناسب با انرژي اشعه باشد. در اين صورت آشكارساز تناسبي نام دارد. ولتاژ اعمال شده در اين آشكارساز بيشتر از ولتاژ اعمال شده در اتاقك يونيزاسيون مي‌‌باشد كه ولتاژ اعمال شده بين دو الكترود به اندازه‌اي بزرگ است كه الكترون يونش يافته يك اتم انرژي كافي درحركت به سوي الكترود آند بدست مي‌‌آورد و انرژي الكترون به اندازه‌اي است كه موجب يونش اتمهايي در مسير خود مي‌شود.

مشخصات و طرز كار آشكارساز تناسبي

آشكارساز تناسبي از يك الكترود سيلندري و يك رشته سيم مركزي كه معمولا از تنگستن مي‌باشد، ساخته مي‌شوند. به دليل وضع هندسي دستگاه ميدان الكتريكي در فاصله x از سيم برابر است با (E=V/xLn(b/a كه درآن V ولتاژ وصل شده بين الكترودها و a و b به ترتيب شعاعهاي سيم و الكترود خارجي مي‌‌باشند. ميدان الكتريكي در نزديك رشته سيم خيلي بزرگتر است و با فاصله از سيم نسبت عكس دارد. بنابراين بيشترين تكثير در نزديكي سيم مركزي انجام مي‌‌پذيرد. حدود نصف از زوجهاي يون در فاصله‌اي برابر با متوسط طول آزاد و 99% زوجهاي يون در هفت برابر متوسط طول آزاد از الكترود مركزي تشكيل مي‌گردند. زمان جمع آوري الكترون‌ها خيلي كوچك است. به هرحال چون الكترون‌ها خيلي نزديك به الكترود مركزي ايجاد مي‌‌‌شوند، v? مربوط به جمع آوري الكترون در الكترود مركزي خيلي كوچك مي‌باشد.

بنابراين سهم بيشتر سقوط پتانسيل مربوط به يونهاي مثبت است. وجود اين كه يونهاي مثبت كندتر از الكترون‌ها هستند، پس از عبور مسافت كمي‌ از سيم مركزي بيشترين سقوط پتانسيل را درفاصله زماني كوتاه بوجود مي‌‌آورند. درنتيجه ، پالس مربوط به رسيدن يك زوج يون ابتدا خيلي سريع و سپس به كندي صعود مي‌نمايد. گاهي اوقات وقتي محل تشكيل هر يك از يونها نسبت به الكترود مركزي متفاوت باشد، زمان تشكيل پالس‌ها نامشخص خواهدبود. در چنين حالتي زمان لازم براي الكترون‌هاي مختلف در رسيدن به ناحيه تكثير يكسان نخواهد بود. تقويت كننده‌هاي مرحله اول يونها را جمع آوري مي‌كنند تا اين نامعلومي‌ را كاهش دهند.

زمان تفكيك

در آشكارساز تناسبي ، يونيزاسيون محدود به ناحيه اطراف مسير اشعه مي‌باشد. فرض كنيم كه تابش 1 در زمان t1 وارد شمارنده مي‌شود و تابش مشابه 2 در يك ناحيه ديگر در زمان t2 وارد آشكارساز مي‌شود. در الكترود جمع كننده سقوط پتانسيل خواهيم داشت. اگر تقويت كننده دستگاه آشكارساز بتواند اين تغييير ولتاژ را به عنوان دو علامت الكتريكي تشخيص دهد و اگر اين كمترين زمان جدايي باشد كه اين تشخيص امكانپذير مي‌گردد، در اين صورت t2-t1 زمان تفكيك (Resolving time) براي آشكارساز تناسبي است. بنابراين زمان تفكيك (T) تابع سيستم الكتريكي است.

اگر زمان تفكيك صفر باشد، تغيير تعداد شمارش برحسب تغيير تعداد تابش بايد يك خط مستقيم باشد. به هرحال اگر زمان تفكيك بينهايت باشد، اين منحني در سيستم مختصات y-x به محور x متمايل شده و بالاخره آن را قطع خواهد نمود. يعني وقتي تعداد تابشهايي كه وارد آشكارساز مي‌‌شوند افزايش يابد، تعداد شمارش ثبت شده ابتدا افزايش مي‌يابد و بعد از رسيدن به يك ماكزيمم به طرف صفر ميل مي‌كند. در اين ميزان شمارش صفر ، ولتاژ الكترود جمع كننده ثابت مي‌‌ماند. زيرا كه ميزان جمع آوري يونها برابر ميزان نشت يونها خواهد بود.

آشكارساز تناسبي حساس نسبت به محل ورود اشعه

يكي از تفاوتهاي اساسي بين آشكارساز تناسبي و آشكارساز گايگر مولر اين است كه در آشكارساز تناسبي ، يونيزاسيون محدود به ناحيه كوچكي در اطراف مسير ذره تابشي است. در صورتي كه در آشكارساز گايگر يونيزاسيون در تمام حجم آشكارساز انجام مي‌شود. بنابراين در آشكارسازهاي تناسبي ، امكان اين كه اطلاعاتي در مورد محل اشعه تابشي بدست آوريم، وجود دارد. در اين نوع از آشكارسازها ، آند از يك سيم با مقاومت زياد (معمولا رشته كوارتز با پوششي از كربن) تشكيل مي‌شود. فرض كنيم ذره تابشي در وضعيت x يونهايي در مجاورت آند ايجاد مي‌‌نمايد. اين يونها بوسيله آند جمع آوري شده و باعث جاري شدن جريان در دو جهت در طول آند خواهد شد. مقدار جرياني كه از هر جهت جاري مي‌شود تابع مقاومت در مسير مي‌باشد. به دليل تفاوت جريان در دو انتهاي آند پالس‌هاي ايجاد شده در دو انتهاي آند در ارتفاع و زمان صعود متفاوت خواهند بود. تفاوت در زمان صعود ، به دليل تفاوت در ثابت زماني ، معمولا براي بدست آوردن اطلاعات درباره محل اشعه بكار مي‌رود.

شمارش نوترون با آشكارساز تناسبي

علاوه بر اينكه مي‌توان از آشكارساز تناسبي براي آشكارسازي ذرات آلفا و بتا استفاده نمود. اين آشكارساز مي‌تواند در آشكارسازي نوترونها نيز مورد استفاده قرار گيرند. يك آشكارساز واقعي نوترون معمولا گاز BF خالص و يا مخلوطي از BF3 و يكي از گازهاي استاندارد آشكارسازهاي گازي ، مي‌باشد. وقتي كه نوترون حرارتي بوسيله هسته جذب مي‌شود، دو ذره يونيزه كننده قوي يكي ذره آلفا و ديگري هسته ليتيم كه در جهت مخالف حركت ذره آلفا حركت مي‌‌كند، رها مي‌شوند. پالسهاي ايجاد شده بوسيله محصولات واكنش هسته‌اي در مقايسه با پالس‌هاي بوجود آمده بسيله تابشهاي نظير اشعه گاما ، داراي ارتفاع نسبتا بزرگ است.

رابطه ارتفاع پالس با نوع ذره

نكته‌اي كه وجود دارد رابطه ارتفاع پالس و نوع ذره است. ارتفاع پالس‌هاي ايجاد شده با ذرات يونيزه كننده سنگين مانند ذرات آلفا ، ممكن است بطور قابل ملاحظه‌اي از پالس‌هاي بوجود آمده بوسيله الكترون‌هاي با انرژي برابر ، متفاوت باشد. اين اختلاف تابع نوع اشعه است كه معمولا براي آشكارسازهاي گازي ، كوچك مي‌‌باشد. در مورد آشكارسازهاي تناسبي و يونيزاسيون و آشكارساز نيم رسانا اين حالت وجود دارد.

اولين اندازه گيري راديو اكتيويته هسته زمين

 

اولين اندازه گيري راديو اكتيويته هسته زمين

براي اولين بار راديواكتيويته زمين اندازه گيري شد. اين اندازه گيري ها به زمين شناسان كمك خواهد كرد تا بفهمند واپاشي هسته اي به چه ميزان عامل گرماي زياد زمين است.

گرماي خروجي از زمين باعث ميشود كه آهن مذاب به قسمت هاي خارجي تر رانده شود و موجب افزايش ميدان مغناطيسي زمين بشود. سوال اصلي اين است كه اين حرارت دقيقا از كجا ميآيد. اندازه گيري هاي گراديان حرارت از صخره هاي معادن به تخميني در حدود 30 تا 44 تراوات گرماي توليدي اين سياره منتهي شده است.

قسمتي از اين گرما توسط عناصر راديواكتيو توليد ميشود. زمين شناسان با مطالعه سنگ هاي آسماني قديي مقدار اورانيوم و توريم (thorium) را تخمين زده و محاسبه كرده اند كه 19 تراوات گرما از راديواكتيويته بوجود ميآيد.

بيل مك دانو (Bill McDonough ) زمين شناس دانشگاه ميريلند (Maryland ) ميگويد: " تا كنون چيز دقيقي در مورد مقدار اورانيوم داخل اين سياره نميدانيم. نامعلومات بنيادي هستند". يك راه براي كم كردن اين نامعلومي ها وجود دارد و آن پيداكردن آنتي نوترينو ها (antineutrinos) است. اين ذرات معادل ضد ماده اي ذرات بي بار و تقريبا بر جرم نوترينو هستند و وقتي اورانيوم يا توريم تبديل به سرب ميشوند بوجود ميآيند. اگركه آنتي نوترينو هاي زيادي از زمين در حال توليد هستند بايد بشود آنها را آشكار سازي كرد چونكه تقريبا از همه مواد عبور ميكنند.

اكنون در كاميوكاي ژاپن (Kamioka, Japan) يك آشكارساز آنتي نوترينو به نام KamLAND توانسته اين آنتي نوترينو ها را بشمارد. تيمي از دانشمندان بين المللي با آناليز داده ها ي اين آشكارساز فهميدند كه 16.2 ميليون آنتي نوترينو بر سانتيمترمربع بر زمان از هسته زمين بيرون ميآيد. آنها محاسبه كردند كه فعاليت هاي هسته اي بوجود آورنده اين ذرات ميتوانند تا 60 تراوات گرما توليد كنند اما معمولا حدود 24 تراوات است. جان ليرند (John Learned) از دانشگاه هاوايي (Hawaii in Manoa) ميگويد :" ما براي اولين بار اندازه گيري راديو اكتيويته كل زمين را انجام داده ايم. "

با آشكارسازي آنتي نوترينو هاي بيشتر در طول زمان ، KamLAND قادر خواهد بود يكبار براي هميشه تعيين كند كه آيا راديواكتيويته مسئول اصلي گرمايش زمين است يا منابع ديگري مثل جامد شدن آهن و نيكل مايع در بيرون هسته .

آنتي نوترينو ها ميتوانند ساختار تركيبي پوسته و جبه زمين را مشخص كنند و از اين طريق سرنخ هايي به دست زمين شناس دهند كه چگونه و چه موقع تشكيل شده اند. اما براي انجام اين كار ، آنها بايد بفهمند كه آنتي نوترينو ها دقيقا از كجا ميآيند و خود اين هم مجموعه اي از آشكارساز هاي را ميطلبد.

جان ليرند ميگويد " ما به سوي توموگرافي (tomography) كل زمين پيش ميرويم و هنوز در اولين گام ها هستيم.

برگرفته از سي پي اچ تئوري

 

تكنسيم

تكنسيم

Technetium

Tc

عدد اتمي

43

جرم اتمي

9062/98

آرايش الكتروني

[kr]4d⁶5s¹

انرژي يونش	167
شعاع اتمي	1.36
شعاع يوني
الكترو نگاتيوي	1.9
نقطه جوش	2140
نقطه ذوب	3180
حالت اكسايش	7
چگالي	11.5

كشف

در سال 1937 «پرير» و «سگري» آن را در نمونه موليبيدني كه تحت تأثير تابش نوترونها قرار گرفته بود پيدا كردند ؛ كه نوراك و تيك و برگ در سال 1924 به اشتباه آن را مارژيم گزارش كردند .

علت نامگذاري

ريشه يوناني تكنيكوز (technikos) به معني هنر ؛ اين اولين عنصري بود كه بطور مصنوعي بوجود آمد .

ايزوتوپها

21 ايزوتوپ از تكنسيم با بردهاي اتمي 90 تا 111 شناخته شده است ، تكنسيم يكي از دو عنصر با z كوچكتر از 83 و ايزوتوپهاي ناپايدار است ؛ تمام ايزوتوپهاي تكنسيم راديواكتيو است . برخي از ايزوتوپها حاصل شكستن اورانيوم است .

ويژگيها

تكنسيم فلزي خاكستري‏ ـ نقره‎اي است . كه سطح آن در هواي مرطوب كدر مي‎شود . اعداد اكسايش 7+، 5+، 4+ و شعاع اتمي 136 است . از نظر شيميايي به «رنيم» شباهت دارد تكنسيم مانع زنگ زدن فلزات و در دماي 11 درجه k يك ابررسانايي فوق‎العاده است.

كاربردها

تكنسيم در بسياري از تستهاي ايزوتوپ راديواكتيو پزشكي استفاده مي‎شود . فولاد نرم (كم كربن) ممكن است بطور مؤثر از كميتهاي ناچيز تكنسيم توليد شود ، اما ايجاد اين زنگ‎زدگي بدليل راديواكتيو بودن تكنسيم به قسمتهاي بسته محدود مي‎شود .