ایمنی در راکتورهای هسته ای

ایمنی در راکتورهای هسته ای

ایمنی در راکتورهای هسته ای

 فرمت: Word   تعداد صفحات: 460

فهرست:

1. مشخصات راکتور های هسته ای Nuclear Power Reactor Characteristics 

2. ارزیابی ایمنی

3. سینتیک راکتور Reactor Kinetics

4.  اثر فیدبک راکتیویته Reactivity Feedback Effect

5. حوادث ناشی از راکتیویته القائی Reactivity Induced Accident

6. حوادث گذرای خنک کننده Coolant Transients 329

7. حوادث از دست رفتن خنک کننده LOCA

8.  حوادث محفظه راکتور ACCIDENT CONTAINMENT

مهمترین بحث این که راکتور هسته‌ای دارد این است که مواد رادیواکتیو به خارج قلب و محیط اطراف نفوذ نکند. طراحی، ساخت و بهره‌برداری و محل نیروگاه هسته‌ای باید به گونه‌ای باشد که عموم را در مقابل حوادث رادیواکتیویتی محافظت کند. سیستم‌های ایمنی و قابل اعتماد لازم هستند تا در هنگام عملکرد حالت گذرا و هنگام حادثه و خرابی تجهیزات باعث خاموش‌سازی راکتور و خارج کردن گرمای حاصل از واپاشی از قلب شود محفظه و سیستم‌های ایمنی تعبیه شد‌ه‌اند تا در هنگام یک حادثه به شدت قوی از ورود مواد رادیواکتیو به اتمسفر جلوگیری شود.

با وجود این همه سیستم‌های ایمنی و تجهیزات مختلف باز ممکن است این سوال پیش بیاید که آیا راکتور ایمن هست یا نه؟ جواب همچنان نه می‌باشد باید مرتبه ایمنی راکتور از لحاظ مهندسی تعیین شود. برای اینکه اعلام کنیم که راکتور ایمن است باید مرتبه ایمنی آن مشخص شود نشانه و سمبل ایمنی بر اساس ریسکی است که به عموم مردم می رسد  و با این سمبل میزان ایمنی راکتور تعیین می‌شود. به عنوان مثال بر اساس تعداد مرگ و میر در سال، تعداد حوادث در سال و …..

اگر ما بپذیریم که بیان کردن ریسک به صورت کمی امکان دارد دو مسأله باقی می‌ماند 1) مقدار ریسک واقعی از راکتور باید مشخص شود و 2) میزان و درجه ریسکی که از نظر مردم قابل قبول باشد. اگر این مقدار تعیین شدند و اگر مقدار ریسکی که برای راکتور بدست می‌آوریم از ریسکی که مردم قبول دارند کمتر باشد آن‌گاه می‌توانیم بگوییم که راکتور ایمن است.

مهم و مسأله مشخص کردن این دو ریسک است. ریسک واقعی نیروگاه بر اساس محاسبات محتوای بدست می‌آید. مورد دوم اغلب به صورت علمی تعیین نمی‌شود بلکه یک جور خط مشی و نظر عمومی می‌باشد.

حوادث هسته‌ای به ندرت اتفاق افتاده است و نمی‌توان بر اساس آن ریسک را تعیین کرد می‌توان ریسک مورد دوم را بر اساس دیگر حوادث و مصیبت ها تعیین کرد. ریسک به صورت ساده بر اساس تقسیم کردن مجروحان ( آسیب‌دیدگان) در یک حادثه در سال به جمعیت کل بدست می‌آید. و در نتیجه به نوعی ابعاد آن برابر است با احتمال مرگ به ازای یک نفر در سال می‌باشد. در بررسی با حزئیات می‌توان مجروحان، خسارت و … را نیز در محاسباتمان وارد کنیم. در ایالات متحده متوسط ریسک برای جمع همة حوادث برابر با ^4-10 × 6 مرگ به ازای یک نفر در سال می‌باشد در جدول 1 ریسک ناشی از حوادث مختلف نشان داده شده است.

ریسک ناشی از حوادث مختلف

پیدا کردن حوادث که احتمال مرگ به ازای نفر در سال در  حدود ^3-10 باشد خیلی کم است.این میزان ریسک ( ^3-10 ) قابل قبول نیست و فعالیت‌ها باید به گونه‌ای باشد که زیر این مقدار ریسک داشته باشیم.

مردم به فعالیت‌هایی با ریسک ^4-10 کمتر توجه می‌کنند ولی به هر حال با خرج کردن پول می‌توان این میزان ریسک را نیز پایین‌تر آورد به عنوان مثال مثلاً با نصب چراغ راهنما، سیستم‌های آشنایی و … در ریسک حدود ^5-10 مواردی هستند که به ندرت اتفاق می‌افتند ولی مهم هستند از این قبیل فعالیت‌ها می توان به مثلاً نوشتن لطفاً خورده نشود در روی بعضی از مواد سمی اشاره کرد یا اینکه در دسترس اطفال قرار ندهید.

اغلب مردم به فعالیتهای با ریسک درمرتبه ^6-10 توجه نمی‌کنند این موارد ممکن است در اثر بی توجهی شخص صورت بگیرد( به عنوان مثال همه .می‌دانند که در هنگام رعد و برق نباید در زیر درخت بلند ایستاد) حوادثی که با این احتمال وقوع  رخ می‌دهند اغلب به عنوان تقدیر شناخته می‌شوند.

مثال 1

ریسک ^6-10 در مقابل ریسک ^3-10 قابل صرف‌نظر کردن می‌باشد. مرتبه‌های ریسک بین ^3-10 تا ^6-10 بر اساس ملاحظاتی قابل قبول خواهند بود.

اتاوی و اردمن محاسبه کرده‌اند که نیروگاه هسته‌ای ایمن خواهند بود اگر ریسک برای افراد در اطراف نیروگاه در مرتبه ^7-10 باشد.

آنچه که ما حساب کردیم مثلاً ^7-10 مرگ در سال به ازای یک نفر بود. حوادث با احتمال مرگ در سال به ازای یک نفر پایین دو گونه هستند یکی حوادثی که زیاد اتفاق می‌افتند  ولی تلفات آن کم هستند مثل شکستن پای یک بازیکن فوتبال و دیگر حوادثی که کم اتفاق می‌افتند ولی اگر اتفاق بیافتد هزاران نفر دراثر حادثه‌ای می میرند مثل برخورد سنگ آسمانی به زمین، اگر با این فرمول احتمال مرگ به ازای یک نفر در سال را حساب کنیم هر دوی این موارد در یک مرتبه و اندازه خواهند بود ولی از نظر عموم حوادث مورد اول نیاز به پیشگیری و اقدامات ایمنی دارند و حوادث نوع دوم بیشتر به تقدیر الهی و قضا و قدر مربوط می‌شود و عملاً برای آن تدبیری اندیشه نمی‌شود مثلاً اگر بخواهیم برای آن تدبیری بیاندیشیم باید مردم در خانه‌های ایمنی زندگی ایمنی زندگی کنند که مثلاً در مقابل سنگ آسمانی مقاوم باشد این کار هزینه‌بر و در عین حال بی خردانه است.

حوادث ناشی از عوامل انسانی طبیعی و هسته ای

در مورد راکتور هسته‌ای اگر عواقب یک حادثه در راکتور بسیار گران باشد ولی در عین حال احتمال وقوع آن در مقایسه با وقایع طبیعی یا انسانی پایین‌تر باشد از نظر ما راکتور به اندازه کافی ایمن است. بنابراین صرف هزینه و وقت برای ایمنی و سلامتی جامعه موثرتر خواهد بود اگر این هزینه و وقت برای کاهش دیگر حوادث به کار رود تا کاهش ریسک ناشی از حادثه در راکتور هسته‌ای، همانطور که در شکل‌های 1-2 و 2-2 نشان داده شده است احتمال خطر در راکتور هسته‌ای در ایالات متحده به مراتب کمتر از حوادث طبیعی و حوادث انسانی می‌باشد پس این راکتورها به اندازه کافی ایمن هستند.

برآورد کمی ریسک

برآورد کمی ریسک یکی از بخش‌های مهم آنالیز ایمنی می‌باشد. روش‌های مورد استفاده فارمر و همکاران در انگلستان (1967) در ابتدای برآوردی کمی ریسک مورد استفاده قرار گرفتند. اخیراً این روش‌ها در ایالات متحده مخصوصاً برای آنالیز ایمنی LWR مورد توجه قرار گرفتند. در این فصل برآورد آماری ریسک مورد توجه قرار می‌‌گیرد.

قبل از آنکه ریسک کلی ناشی از وجود یک راکتور را مورد بررسی قرار دهیم ما می‌خواهیم ریسک مربوط به یک نوع خاص حادثه راکتور بحث کنیم به این حادثه‌ L بگوییم. ریسکR₁ ناشی از این حادثه است. که افراد در محدود آن را در بر می‌گیرد. فرمول خلاصه ریسک درزیر آورده شده است.

R₁=P₁C₁D₁

P₁ = احتمال اینکه حادثه در یک سال اتفاق بیافتد.

C₁= مقدار ماده رادیواکتیویته که در طی حادثه خارج می‌شود ( بر اساس کوری بر حادثه)

D= ریسک ناشی از مواد آزاد شده در اتمسفر ( مرگ به ازای یک کوری)

اگر چه که سه ترم سمت راست رابطۀ بالا به طور کلی از هم مستقل نیستند آن‌ها بستگی به مورد بررسی خواهند داشت. برای تعیین کردن P_L احتمال رخ دادن باید برآورد شود این رخ دادن ممکن است شکستن لوله خنک کننده، به بیرون پرتاب شدن میله کنترل و یا از دست رفتن پمپ‌های خنک کننده باشد و یا حوادث دیگر.

هنگامی که حادثه رخ داد باید میزان  مواد رادیواکتیو که در اثر آن حادثه خارج می‌شود را تعیین کرد. معمولاً این یک کار و آنالیز وابسته به زمان خواهد بود که تعیین کنیم رفتار نیروگاه بعد از حادثه به چه صورت است. باید ملاحظات نوترونی و ترموهیدرولیکی را مد نظر داشت بر اساس این اطلاعات میزان انتقال محصولات شکافت از سوخت به اتمسفر قابل تعیین کردن خواهد بود. و در نتیجه میزان ماده رادیواکتیو  یعنی C₁ مشخص خواهد شد.

در حالت کلی میزان D₁ هم تابع طبیعت حادثه و هم تابع خصوصیات سایت نیروگاه می‌باشد. تابع طبیعت حادثه خواهد بود به این مفهوم که محصولات شکافت می‌توانند به فرم های شمیایی گوناگون و یا ترکیب مواد مختلف به اتمسفر وارد شوند ( به صورت ذرات معلق، محلول و …)

آزاد شدن به فرم‌های گوناگون منجر می‌شود که مدل‌های گوناگونی مورد توجه قرار گیرند. این مدل‌ها بر اساس ید131 به عنوان معیار عمل می‌کنند. یعنی میزان خروج مواد رادیواکتیو بر اساس میزان ید 131 معادل آن بیان می‌شود. اگر بر اساس یر 131 عمل کنیم.

در روش دیگر در ایالات متحده می‌آیند مواد رادیواکتیو را به دسته‌های گوناگون تقسیم‌بندی می‌کنند مثلاً گازهای نوبل، پرو….و بر این اساس میزان قدرت مواد رادیواکتیو و عواقب آن را محاسبه می‌کنند

حتما بخوانید:

⇐ اندازه گیری و آشکارسازی تابش های هسته ای

⇐ مدیریت بهداشت و محیط زیست در حوادث هسته ای

⇐ ارزیابی ایمنی در نیروگاه هسته ای

⇐ کاربرد روش PSA در ارزیابی ایمنی نیروگاه هسته ای

   

نویسنده: سیروان شیخی

«تجربه در صنعت»، زیربنایِ اشتیاقِ من به دنیایِ HSE است. با بیش از ۱۳ سال فعالیت اجرایی و تخصصی، هدفم در این وب‌سایت، پل زدن میان دانشِ آکادمیک و نیازهای واقعیِ صنعت است. همراه با تیم تخصصی‌ام، می‌کوشیم تا با ارائه محتوای کاربردی و به‌روز، مسیرِ رشد حرفه‌ای شما را هموارتر کنیم. خوشحال می‌شوم در صفحه لینکدین، تجربیاتمان را به اشتراک بگذاریم و در این مسیر تخصصی همراه هم باشیم.