تشعشع و آثار وراثتی آن و بارش رادیواکتیو

یکی از مهمترین ویژگیهای تابشهای هسته‌ای مانند آلفا ، بتا و گاما و نوترون آن است که این تابشها و ذرات به علت اثر یونندگی در بافت ، خطری برای سلامتی انسانها و حیوانات محسوب می‌شوند.

تابش گاما و نوترون که قدرت نفوذ بالایی دارند، خطر خارجی محسوب می‌شوند.

  ذرات آلفا و بتا دارای توان نفوذ بسیار پایینی هستند و فقط وقتی خطرناکند که ماده گسیل کننده این ذرات از راه استنشاق یا بلع وارد بدن انسان شود.

کمترین دز مضاعف کننده ممکن  برای انسان(Sv 03/0 ( rem 3  می باشد زیرا این مقدار ، مقدار متوسط تشعشع دریافت شده از منابع طی دوران 30 ساله باروری است . چنین مقداری برای دز مضاعف کننده ، به معنای ناشی شدن تمام جهشهای خودبخود از تشعشع زمینه است ، که البته بسیار ناممکن می باشد. بازماندگان حمله بمبهای اتمی در هیروشیما و ناکازاکی ، بزرگترین جمعیت انسانی تابش دیده را تشکیل می دهند و به دقت برای بررسی آثار وراثتی مورد مطالعه قرار گرفته اند . طی سالها ، گروهی از 3115 فرزند والدینی که مقادیر قابل توجهی از تشعشع را دریافت کرده بودند ( یعنی در Km 2 نزدیک مرکز انفجار بمب )‌ و گروه کنترل تا حد بیش از 41066 نفر با توجه به شاخص های گوناگون مورد مطالعه قرار گرفتند :‌ در سالهای اول بعد از تولد برای نقصان مادرزادی ، جنسیت کودک ، توسعه و رشد فیزیکی و بقا ( زنده ماندن ) ،‌ سپس در میانسالی برای ناهنجاری های سیتوژنتیکی و اخیراً برای بیماریهای بدخیم و نقصهای عملکردی و الکتروفورتیک چیزی حدود 30 نوع پروتئین سرم یا آنزیمها و اریتروسیتها بررسی شده است . هیچ یک از شاخصها به طور قابل توجهی به تابش گیری والدین ربط داده نشد ، اما رگرسیون خالص تا حد کمی مثبت بود .

برای بررسی موارد گوناگون آثار وراثتی ، تفاوتهای بین کودکان بازماندگان تابش دیده مربوط به فواصل نزدیک یا دور از محل انفجار مورد نظر است ، اما در واقع هیچ یک از یافته ها از نظر آماری معنی دار نیست . به هر حال برای محاسبه دزهای مضاعف کننده از تفاوتهای بین این گروههای کودکان استفاده شده است . این بحث وجود دارد که حتی در صورت عدم وجود تفاوت معنی دار آماری ، استفاده از این اطلاعات برای تخمین دزهای مضاعف کننده مجاز است . دلیل این مسأله مورد تردید بودن رابطه بین تابش گیری از تشعشع و ناهنجاری های مادرزادی می باشد زیرا یافته های جانوری ،بودن چون و چرای آن را تبیین کرده است . البته علاوه بر آن آسیبهای کروموزومی مشاهده شده در بازماندگان نیز مؤید این وضعیت می باشد .

تنها سه مورد از این شاخصها برای تخمین دز مضاعف کننده ، مورد استفاده دارد. میانگین ساده این سه تخمین Sv 56/1  (rem 156 ) می باشد.

اصول تعیین  مخاطره وراثتی در انسان ممکن است به صورت زیر جمع بندی شود:

 

1- بیشتر جهشها ، خواه خودبخود یا القا شده با تشعشع مضر می باشند ؛

2- هر دزی از تشعشع ، هر چند کم ، مخاطره هایی از اثر وراثتی را در بر دارد اما تشعشع،یک جهش زای نسبتاً ضعیف است ؛

3- تعداد جهشهای تولید شده متناسب با دز است به گونه ای که یک تعمیم خطی از اطلاعات حاصل از دز بالا ، تخمین معتبری را برای آثار مربوط به دز کم فراهم می آورد ؛

4- تخمینهای مخاطره بر مبنای آزمایشهای انجام شده با موش است .

شرایطی که در آن انسان _ خواه به عنوان عضوی از جامعه ، خواه در دوره اشتغال _ تحت تابش اشعه قرار می گیرد ، باعث ایجاد میزان جهشهایی به میزان کم می شوند ؛ به عبارت دیگر یا آهنگ دز در شرایط تابش گیری پیوسته بسیار کم است یا اگر آهنگ دز بالا است ، میزان دز به ازای هر جلسه تابش کم می باشد .

بارش رادیواکتیو، یا غبار اتمی، ابر ذرات رادیواکتیو است که بر  اثر انفجار بمب هسته ای یا وقوع حادثه در نیروگاه هسته ای به وجود می آید. وقتی یک بمب هسته ای، منفجر می شود توده ای از آتش و دود با سرعت 500 کیلومتر در ساعت به هوا برمی خیزد و بر روی زمین بادی با تندی 300 کیلومتر در ساعت می وزد که به سمت توده هجوم می آورد. این باد، غبار و خاک را به هوا بلند می کند. ذرات رادیواکتیو ناشی از انفجار، روی این مواد می نشینند و همراه آنها بر زمین می ریزند. ذراتی که قطر آنها بیش از دو میلیمتر است، در نزدیکی محل انفجار بمب فرود می آیند. ذرات کوچک تر به لایه های بالایی اتمسفر انتقال می یابند و بسته به اندازه خود و سرعت و قدرت باد، ممکن است صدها کیلومتر دورتر بر زمین بریزند.

رادیواکتیویته به سه شکل بیرون داده می شود: ذرات آلفا، ذرات بتا، پرتوهای گاما. ذرات آلفا چهار برابر اتم های هیدروژن وزن دارند. این ذرات در مقابل چند سانتی متر از هوا متوقف می شوند و نمی توانند از لباس یا پوست سالم و نبریده عبور کنند. ذرات بتا، الکترون های بسیار سریعی هستند که برای توقف آنها، وجود چند متر هوا لازم است و از لباس های ضخیم رد نمی شوند و تا بیش از لایه های سطحی پوست نفوذ نمیکنند. تابش گاما، موجی شبیه نور یا گرما است که می تواند صدها یا هزاران متر در هوا حرکت کند و بر تمام اعضای بدن اثر می گذارد .

>ذرات رادیواکتیو حاصل از یک انفجار هسته ای، یا در محل انفجار فرود می آیند و یا همراه باد کیلومترها جابجا می شوند  و با باران، برف یا مه بر زمین می ریزند. باران این ذرات، می تواند برای جانوران و گیاهان زیانبار و خطرناک باشد، چون حاوی عناصر رادیواکتیو است. بعضی از این عناصر رادیواکتیو، برای مدتی طولانی به تابش ادامه می دهند. عناصر رادیواکتیو، به جای عناصر معمولی و غیر رادیواکتیو، جذب گیاهان و جانوران می شوند. استرونسیم-90، بسیار شبیه کلسیم است به همین دلیل، جذب استخوان ها و دندان ها ی جانوران می شود .

گرداورنده: فهمیه کاملان

نگاهی به تکنولوژی سانتریفوژهای گازی جهت غنی سازی اورانیوم

بهینه سازی موفقیت آمیز عوامل متضاد  غنی سازی اورانیوم یکی از مراحل مهم چرخه تولید سوخت هسته یی است که روش های مختلفی برای این کار وجود دارد ولی یکی از عملیاتی ترین روش ها غنی سازی توسط سانتریفوژهای گازی است که در دنیا به طور عمده مورد استفاده قرار می گیرد. در عصر حاضر غنی سازی اورانیوم بخش قابل توجهی از هزینه تولید برق از رآکتورهای هسته یی امروزی (حدود 10 درصد) را تشکیل می دهد. اولین بار در پروژه منهتن امریکا، تولید صنعتی قابل ملاحظه اورانیوم غنی شده به صورت ایزوتوپ اورانیوم شکافت پذیر 235 انجام شد. در پروژه منهتن روش سانتریفوژ برای جدایی ایزوتوپ های اورانیوم 235 و 238 جواب خوبی داشت به طوری که میزان جداسازی با تئوری مطابقت داشت، البته بعدها روش جداسازی به طریق نفوذ گازی جایگزین آن شد. روش سانتریفوژ برای جداسازی ایزوتوپ های سنگین مانند اورانیوم بسیار مناسب است زیرا به اختلاف جرم های مولکولی دو ایزوتوپ بستگی دارد. بیش از 95 درصد صنعت هسته یی جهان از سانتریفوژ گازی و روش پخش گازی برای غنی سازی اورانیوم استفاده می کنند که در این مقاله به روش مهم سانتریفوژ گازی پرداخته می شود. سانتریفوژ دستگاهی استوانه یی شکل است که یک روتور در وسط آن می تواند دوران کند. این روتور به طور متوسط در هر ثانیه هزار دور می زند البته باید گفته شود این روتور یک تکه نیست زیرا در دورهای بالا، فرکانس های رزونانسی پیش می آید. این مساله را نیز باید مد نظر داشت که دستگاه های طویل در یک فرکانس بحرانی مشخص به صورت اریبی به نوسان درمی آیند. همچنین گفتن این نکته ضروری است که با پیشرفت تکنولوژی در ساخت موتورهای جدید و استفاده از موادی نظیر فولاد ماراژین و کامپوزیت ها، دو روتور در هر ثانیه به فراتر از 1500 می رسد که اکنون در کشورهای پیشرفته از تکنولوژی جدید استفاده می کنند. باید یادآور شد یک سانتریفوژ حدوداً از 200 قطعه تشکیل شده که حدود 90 قطعه آن جهت ساخت به تکنولوژی بالایی نیاز دارند به این دلیل که سرعت دوران در یک دستگاه بسیار بالا بوده و چون گاز UF6 خورنده است، از نظر طراحی و همچنین مواد استفاده شده در آنها از نظر متالورژیکی پیچیده است و دقت بالایی را طلب می کند. دور بالای روتور توسط یک موتور هیستریزیس سنکرون تامین می شود. برای کاهش اصطکاک روتور در این دور بالا داخل سانتریفوژ را توسط پمپ های روتوری و دیفیوژن خلأ می کنند که این خلأ حدود سه الی پنج torr است (هر torr برابر mmHg 1 است). بنابراین راه اندازی این پمپ ها و موتور هیستریزیس برق بالایی را مصرف می کند. جالب است بدانید از مگنت هم استفاده می شود. در واقع یک یاتاقان مغناطیسی قسمت بالای روتور را ثابت نگه می دارد و قسمت پایین روتور در تماس با یاتاقانی سوزنی است. این یاتاقان ها نقش بسیار مهمی در جلوگیری از ارتعاشات محوری روتور ایفا می کند. یاتاقان بالایی که متعادل کننده دستگاه است، از یک آهن ربای توخالی تشکیل شده است. تکنولوژی سانتریفوژهای فوق مربوط به سانتریفوژ نوع زیپه است که یک دانشمند آلمانی بود. گفته می شود نسخه سانتریفوژ اولیه زیپه به طول 30 تا 38 سانتیمتر و شعاع 81/3 سانتیمتر بوده است. از نظر تئوری سه تعریف مهم برای جداسازی اورانیوم وجود دارد. که اولین آن فاکتور جداسازی است که به صورت غلظت نسبی ایزوتوپ مورد نظر بعد از غنی سازی به غلظت نسبی آن قبل از غنی سازی گفته می شود. دومین تعریف مهم عبارت از توان جداسازی است که نشان دهنده سرعت جداسازی و واحد آن مول بر ثانیه است. بالاخره آخرین تعریف واحد کار جداسازی است که با SWU نشان داده می شود و به آن سو می گویند که معرف میزان جداسازی در یک واحد غنی سازی و تابعی از غلظت است. تئوری سانتریفوژ زمانی که روتور می چرخد، نیروی گریز از مرکز به گاز داخل آن اعمال می شود، به گونه یی که ایزوتوپ سنگین اورانیوم (238) به کناره ها و ایزوتوپ سبک تر اورانیوم (235) در مرکز جمع می شود. در ارتفاع سانتریفوژ هم یک گرادیان فشار وجود دارد. توزیع چگالی گاز در سانتریفوژ با استفاده از فرمول P(r)=P(0)exp( ) به دست می آید که در آن r (شعاع دوران)، w (سرعت زاویه یی) و R (ثابت عمومی) گاز و T (دما بر حسب کلوین) است. این توزیع چگالی بیانگر یک تعادل دینامیکی است. باید گفته شود سانتریفوژهای عملیاتی امروزی از نوع جریان متقابل است. در این نوع سانتریفوژ فاکتور جداسازی یک مرحله یی چند برابر می شود. در این نوع سانتریفوژ جریان سیال در دو جهت یکی در قسمت داخلی روتور و دیگری به طور معکوس در راستای دیوار روتور باعث ایجاد جریان متقابل محوری می شود که در نتیجه یک گرادیان غنامحوری ایجاد می شود.سانتریفوژهای P1 و P2 از نوع زیپه هستند. در سانتریفوژ P1 از روتور آلومینیومی استفاده می شود که چهار تکه است که به هم وصل شده اند. به دلیل اینکه از مدنوسانی روتور در دور بالا جلوگیری کرده و دور روتور قابل کنترل باشد، تعداد دور این روتور 60هزار در دقیقه است. سانتریفوژ نوع P1 حدود دو متر طول و قطر 150 تا 200 میلی متر دارد. سانتریفوژ نوع P2 تعداد دور آن فراتر از 90 هزار دور در دقیقه است و جنس روتور آن از نوع فولاد ماراژین بوده و دو تکه است. سانتریفوژ P2، یک متر طول و 145 میلی متر قطر دارد. SWU مربوط به P2 بیش از دو برابر P1 است در واقع سرعت جداسازی P2 بیشتر از P1 است. پس مقدار خوراک گاز UF6 تزریق شده به آن نسبت به P1 بیشتر است.حداکثر توان جداسازی یک سانتریفوژ با Z و توان چهارم V متناسب است که در آن Z طول سانتریفوژ و V سرعت محیطی است یعنی هر چه طول روتور افزایش یابد توان جداسازی بالا می رود، ولی مساله ارتعاش خمشی را داریم بنابراین پارامتری به نام نسبت طول به قطر سانتریفوژ مطرح می شود که محدودیت ایجاد می کند. سایت سانتریفوژ در مقیاس صنعتی جهت دستیابی به سرعت تولید محصول با درجه غنای مورد نیاز به تعداد زیادی سانتریفوژ نیاز است. سانتریفوژها در آبشار به صورت یک مجموعه سری و موازی قرار می گیرند. هر مجموعه از سانتریفوژها که به شکل موازی قرار داشته باشند و با خوراکی با غنای یکسان تغذیه شوند، یک مرحله را تشکیل می دهند. با این وجود یک فرآیند پیوسته یی حاصل می شود که در آن جریان گاز غنی شده و تهی شده حاصل از مراکز مختلف با یکدیگر ترکیب شده و جهت غنی سازی یا تهی سازی از سایر مراحل که به طور سری قرار دارند، عبور می کنند. در سایت سانتریفوژ ابتدا توسط اتوکلاو پودر UF6 تبدیل به گاز UF6 می شود سپس بعد از غنی سازی توسط تله سرد دوباره به پودر غنی شده تبدیل می شود. کارشناس ارشد مهندسی هسته ای گرایش رآکتور (رامین راوندی)

انواع راکتور اتمی

راکتورهای اتمی را معمولا برحسب خنک کننده ، کند کننده ، نوع و درجه غنای سوخت در آن طبقه بندی می‌کنند. معروفترین راکتورهای اتمی ، راکتورهایی هستند که از آب سبک به عنوان خنک کننده و کند کننده و اورانیوم غنی شده (2 تا 4 درصد ²³⁵U) به عنوان سوخت استفاده می‌کنند. این راکتورها عموما تحت عنوان راکتورهای آب سبک (LWR) شناخته می‌شوند. راکتورهای PWR ، BWR و WWER از این دسته‌اند. 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 می‌کنند. این راکتورها به گاز - گرافیت معروفند. راکتورهای GCR ، AGR و HTGR

راکتور PHWR راکتوری است که از آب سنگین به عنوان کند کننده و خنک کننده و از اورانیوم طبیعی به عنوان سوخت استفاده می‌کند. نوع کانادایی این راکتور به CANDU موسوم بوده و از کارایی خوبی برخوردار می‌باشد. 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 می‌باشد) LWGR (راکتوری که از آب سبک به عنوان خنک کننده و از گرافیت به عنوان کند کننده استفاده می‌کند) از فراوانی کمتری برخوردار می‌باشند. در حال حاضر ، راکتورهای PWR و پس از آن به ترتیب PHWR ، WWER ، BWR فراوانترین راکتورهای قدرت در حال کار جهان می‌باشند.
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 اتمی PWR 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 می‌کردند بسیار زیاد و قابل توجه است. یک دلیل آن شوک نفتی اوایل دهه 1970 می‌باشد که کشورهای مختلف را بر آن داشت تا جهت تأمین انرژی مورد نیاز خود بطور زاید الوصفی به انرژی هسته‌ای روی آورند. پس از دوره جهش فوق یعنی از سال 1986 تا کنون روند ساخت نیروگاهها به شدت کاهش یافته ، بطوریکه بطور متوسط سالیانه 4 راکتور اتمی شروع به ساخت می‌شوند.