علیرغم بروز سه حادثه مهم در صنعت نیروگاه های هسته ای (تری مایل ایلند در آمریکا ، چرنوبیل در اتحاد جماهیر شوروی سابق و فوکوشیما در ژاپن) احتمال بروز چنین حوادثی در مقایسه با تعداد راکتورهای در حال کار در جهان، بسیار کم است. ایمن سازی راکتورهای هسته ای فرآیندی پویاست و کارهای تحقیقاتی و مهندسی زیادی در این زمینه صورت گرفته و می گیرد. به طوری که صنعت نیروگاه های هسته ای از ایمن ترین صنایع آینده خواهد بود (قنادی مراغه و همکاران، ۱۳۸۸).
۱-۷- انواع راکتورهای هسته ای
برای استفاده از انرژی هسته ای علاوه بر مواد شکافت پذیر، مواد دیگری مورد نیاز هستند که باعث طبقه بندی انواع راکتورها می شوند. در طبقه بندی راکتورها : نوع سوخت، انرژی نوترون و نحوه برداشت حرارت از راکتور، از مهم ترین عوامل موثر هستند. نوع سوخت می تواند از سه نوع اورانیوم ۲۳۵، اورانیوم ۲۳۳ و پلوتونیوم ۲۳۹ باشد.
( اینجا فقط تکه ای از متن پایان نامه درج شده است. برای خرید متن کامل فایل پایان نامه با فرمت ورد می توانید به سایت feko.ir مراجعه نمایید و کلمه کلیدی مورد نظرتان را جستجو نمایید. )
از آن جائی که اورانیوم ۲۳۵ بمقدار کمی در طبیعت وجود دارد، در بعضی راکتورها عوامل دیگری مانند: کند کننده نوترون یا خنک کننده (سیال برداشت کننده حرارت)، نیاز به غنی سازی و افزایش مقدار هسته های اورانیوم ۲۳۵ در طبقه بندی راکتور موثر هستند.
برای کاهش انرژی نوترون در راکتور نوع حرارتی به کند کننده نیاز است. مواد حاوی عناصری با اتم های با جرم کم، مانند هیدروژن بصورت آب معمولی (با دو اتم هیدروژن و یک اتم اکسیژن)، دوتریوم (ایزوتوپ هیدروژن با یک نوترون و یک پروتون بصورت آب سنگین)، بریلیوم و یا کربن بصورت گرافیت (که سطح مقطع جذب نوترونی آنها کم است) بعنوان کند کننده نوترون بکار رفته و موجب طبقه بندی راکتورها بر اساس ماده کند کننده می شوند.
به منظور برداشت حرارت تولید شده حاصل از شکافت و بهره برداری از آن در توربین ها، از خنک کننده استفاده می شود؛ که می توانند سیالاتی مانند: آب سبک، آب سنگین، گازهای دی اکسید کربن و هلیوم و یا فلز مذاب باشند. انتخاب این مواد به: نوع سوخت، سریع یا حرارتی بودن نوترون و نوع کند کننده بستگی دارد. در برخی راکتورها می توان از خنک کننده بعنوان کند کننده نیز استفاده کرد، و در بعضی دیگر کند کننده و خنک کننده می توانند یک جنس باشند؛ لیکن بدلیل ملاحظات اقتصادی از هم جدا بوده، و یا حتی نوع آنها یکی نبوده و از هم جدا در نظر گرفته می شوند. در راکتورهای سریع (که نوترون کند نمی شود) نیازی به کند کننده نیست و خنک کننده نیز نباید خاصیت کند کنندگی داشته باشد ضمن آنکه لازم است قابلیت برداشت حرارت را دارا باشد. در این راکتورها از فلز مذاب استفاده می شود (قنادی مراغه و همکاران، ۱۳۸۸).
۱-۸- راکتور تحقیقاتی تهران
راکتور تحقیقاتی تهران با قدرت ۵ مگاوات از نوع استخری بوده و در ابتدای شروع به کار با سوخت غنی شده ۲۳۵U 93% تحت بهره برداری بوده است. ساخت این راکتور در سال ۱۳۴۰ توسط کمپانی [۱۳]A.M.F آغاز و در مدت ۶ سال عملیات ساختمانی و سوخت گذاری انجام شده و از سال ۱۳۴۶ راکتور رسما مورد بهره برداری قرار گرفته است (علی زاده، ۱۳۸۸).
این راکتور ابتدا تحت نظر دانشکده علوم دانشگاه تهران و از سال ۱۳۵۶ و با تاسیس سازمان انرژی اتمی ایران به این سازمان منتقل گردید در سال ۱۳۵۶ سیستم کنترل راکتور توسط شرکت امریکایی GA از لامپی به ترانزیستوری تبدیل گردید. در حوالی سال ۱۳۶۰، در آب استخر راکتور مقداری از عناصر پاره های شکافت دیده شد و بنظر رسید که سوخت راکتور دچار آسیب دیدگی شده و عمر آن به پایان رسیده است و لذا برای خرید سوخت جدیدی که بتواند جایگزین سوخت آسیب دیده شود با کشور های مختلف مذاکره و نهایتا درسال ۱۳۶۸ با کمپانی آرژانتینی INVAP قراردادی برای طراحی و ساخت جدید منعقد گردید. در همان سالها، طبق تصویب آژانس بین المللی انرژی اتمی، استفاده از سوخت های با غنا بالا در راکتورهای تحقیقاتی ممنوع و مقرر گردیده بود که سوخت های راکتورهای تحقیقاتی باید کمتر از ۲۰ درصد باشند. بدیهی است که به علت همین تغییر غنا، طراحی قلب و محاسبات نوترونیک باید مجددا انجام می گرفت. همان کمپانی آرژانتینی عهده دار شد که ضمن طراحی قلب جدید، سوخت با غنا پایین را نیز ساخته و تحویل نماید. با توافق کارشناسان سازمان انرژی اتمی ایران، سیستم کنترل و جاذب مستقر در قلب راکتور از نوع جاذب میله ای به نوع چنگالی تغییر یافت. نهایتا طراحی قلب با آرایش جدید و انجام و سوخت راکتور در سال ۱۳۷۲ تحویل و در قلب جایگذاری شد. راکتور با قلب و سوخت جدید ساخت آرژانتین در اواخر سال ۱۳۷۲ راه اندازی و از آن تاریخ تا اواخر سال ۱۳۹۰ مورد بهره برداری قرار گرفته است (علی زاده، ۱۳۸۸). در ماه های آخر سال ۱۳۹۰، مجتمع سوخت میله ای (حاوی اورانیوم با غنای ۵/۳ درصد) که با تلاش دانشمندان و متخصصین سازمان انرژی اتمی ایران، طراحی و ساخته شده بود، در قلب راکتور تهران قرار گرفت (سازمان انرژی اتمی ایران، ۱۳۹۰).
این راکتور از نوع راکتورهای استخری ناهمگون بوده (علی زاده، ۱۳۸۸) و به ۳ منظور آزمایش، تحقیق و تولید رادیوایزوتوپهای مختلف داروئی و صنعتی و آموزش و فراگیری دانشجویان طراحی شده است (سازمان انرژی اتمی ایران، ۱۳۸۹ الف). استخر آن از جنس سیمان و بتون است و دارای دو قسمت می باشد، که قلب در هر کدام از آنها می تواند در حال کار باشد. روی استخر کوچکتر یک پل متحرک نصب شده است که قلب بوسیله پایه های آلومینیومی از آن آویزان می باشد. کنترل راکتور بوسیله وارد کردن و بیرون کشیدن میله های کنترل جاذب نوترون در داخل قلب انجام می شود. علاوه بر سیستم کنترل، راکتور دارای ضریب بالای راکتیویته منفی می باشد که این مسئله سبب کنترل خودکار راکتور می شود. حرارت تولید شده بوسیله واکنش های هسته ای توسط سیستم خنک کننده مدار اولیه و از طریق مبدل به مدار ثانویه منتقل شده و سپس در اتمسفر رها می شود (علی زاده، ۱۳۸۸).
سیستم تهویه موجود در راکتور تهران شامل هوای ورودی به سیستم و سیستم تخلیه هوا می باشد. سیستم ورودی هوا شامل مجاری ورودی، هوارسان، فیلترها، کانال های هوا و دریچه های هوا می باشد. و سیستم تخلیه شامل دریچه، کانال فیلتر هپا، فن اگزاست و دودکش خروجی می باشد. سیستم موجود طبق اسناد موجود بر اساس استاندارد جامعه مهندسین مکانیک آمریکا[۱۴] طراحی و ساخته شده است (علی زاده، ۱۳۸۸).
تصویر ۱-۱- راکتور تحقیقاتی تهران (رویترز، ۱۳۸۹)
۱-۹- عملیات چرخه سوخت
سوخت هسته ای که در طبیعت یافت می شود اورانیوم ۲۳۵ است. چرخه های سوختی که به این نوع سوخت مربوط می شوند، شباهت هایی در فرایند مختلف خود دارند.
تصویر(۱-۲)، عملیات چرخه سوخت برای یک راکتور نوع آب سبک را نمایش می دهد. اولین گام در چرخه سوخت، اکتشاف کانسارهای اورانیوم و برآورد مقدار اورانیوم موجود در آنها و تعین هزینه مترتب بر استخراج آن می باشد. چرا که عیار اورانیوم در سنگ معدن اغلب در گستره چند صدم گرم در تن (ppm) می باشد. پس از انجام مطالعات امکان سنجی و اثبات اقتصادی بودن کانسار مورد نظر، معدن تلقی شده و عملیات استخراج سنگ معدن و سپس استحصال و تغلیظ توسط تجهیزات کانه آرایی کانسنگ اورانیوم دار انجام می گیرد. این عملیات به منظور کاهش هزینه حمل ونقل در نزدیکی معدن انجام خواهد شد.
فرآیندهای تغلیظ و فرآوری اورانیوم مرحله بعدی عملیات در چرخه سوخت بوده که شامل: فروشویی، رسوب گیری، استخراج توسط حلال و تبادل یون است.
حاصل عملیات کانه آرایی و تغلیظ (فرآوری) کانسنگ های اورانیوم دار محصولی بنام «کیک زرد» است، که علت این نام گذاری رنگ زرد روشن سدیم دی اورانات یا آمونیوم دی اورانات بوده که در این عملیات بدست آمده و در نهایت به تبدیل می شود. این عملیات نیز ترجیحا در نزدیکی معدن انجام میپذیرد. محصول کارخانه تغلیظ (فرآوری) اورانیوم به منظور انجام سایر عملیات به کارخانه تخلیص و تبدیل اورانیوم منتقل می گردد.
تصویر ۱-۲- عملیات چرخه سوخت برای راکتور آب سبک (قنادی مراغه و همکاران، ۱۳۸۸)
در کارخانه تبدیل اورانیوم، ناخالصی شیمیایی باقیمانده در کیک زرد حذف شده و اورانیوم تخلیص شده به ترکیب شیمیایی مورد نیاز برای قسمت بعدی چرخه سوخت (که عموما بصورت دی اکسید اورانیوم می باشد) تبدیل می شود.
پس از آن بسته به نیاز سوخت به غنی سازی، فرآیندهای شیمیایی مشخص می شوند. به این معنی که اگر نیاز به غنی سازی اورنیوم طبیعی نباشد (مانند سوخت راکتور آب سنگین) اکسید اورانیوم به منظور تهیه قرص های سوخت به واحد تولید قرص منتقل می شود. اما اگر نیازی به غنی سازی باشد تنها ترکیب مناسب درمقیاس صنعتی، هگزا فلورید اورانیوم بوده که برای تولید آن باید فرآیندهای واکنش دی اکسید اورانیوم با اسید فلوریدریک و تهیه تترا فلورید اورانیوم و سپس واکنش با گاز فلور و تهیه هگزا فلورید اورانیوم در شرایط خاص، انجام شود. البته ترکیبات دیگری از اورانیوم مانند: اورانیوم فلزی و یا کاربید اورانیوم (که نیاز به غنی سازی نداشته باشند) لازم نیست به هگزا فلورید تبدیل شوند و با انجام واکنش های مناسب خود، به ترکیب مورد نظر خواهند رسید. به این ترتیب اورانیوم، آماده غنی سازی به روش های فیزیکی متداول (مانند: روش نفوذ گازی یا سانتریفیوژ) می باشد؛ بنابراین در ظروف مخصوصی از جنس مونل قرار داده شده و به کارخانه غنی سازی حمل می گردد.
پر هزینه ترین مرحله چرخه سوخت هسته ای، مرحله غنی سازی است؛ بطوریکه برای تولید یک کیلوگرم اورانیوم غنی شده تا ۳% (که پسماند خط تهی شده اش ۲/۰% باشد) به روش نفوذ گازی حدود ۱۳۰۰۰ کیلووات ساعت برق مصرف خواهد شد. بطور مثال، برای سه کارخانه غنی سازی در آمریکا مصرف برق (MW)6000 و صرف هزینه ۳/۲ میلیون دلار نیاز است. دلیل این امر، دشوار بودن فرایند جداسازی ایزوتوپی است؛ بطوریکه در هر مرحله از جداسازی نسبت افزایش ایزوتوپ اورانیوم ۲۳۵ به اورانیوم ۲۳۸ معادل ۰۰۴۳/۱ بوده که برای رساندن غنای اورانیوم ۲۳۵ از ۷۱۱/۰ به ۳، صدها مرحله غنی سازی نیاز است.
پس از مرحله غنی سازی، هگزا فلورید اورانیوم در مخازن ویژه مذکور بارگیری و به کارخانه تبدیل اورانیوم و ساخت سوخت حمل می شود. نکته مهم در این مرحله، این است که باید شرایط محل به گونه ای باشد که جرم بحرانی (که باعث ایجاد واکنش زنجیره ای و در پی آن انفجار هسته ای خواهد شد) تشکیل نگردد.
در کارخانه تولید سوخت، ابتدا هگزا فلورید اورانیوم به ترکیب مورد نظر در آمده و سپس سایر مراحل تولید سوخت بر روی آن انجام می شود. برای راکتورهای آب سبک (که از اکسید اورانیوم استفاده می کنند) ابتدا تبدیل به دی اکسید اورانیوم و تهیه پودر و متعاقب آن تهیه قرص، پرس آن، سینتر کردن و پرداخت قرص انجام شده، بعد از آن قرص ها همراه سایر لوازم مورد نیاز در داخل میله سوخت مانند: سرپوش پایین، قرص آلومین، فنر و سرپوش بالایی قرار داده شده و بعد از تزریق گاز هلیوم و جوش کاری در آرایش مجتمع سوخت قرار گرفته و جهت بهره برداری به داخل راکتور منتقل می شود.
مدت زمان ماند سوخت در داخل راکتور به عوامل متعددی بستگی دارد. برخی از این عوامل عبارتند از: رسیدن غنای سوخت به زیر مقدار مورد نیاز برای بحرانی شدن، تخریب غلاف در اثر تنشهای مکانیکی و حرارتی، خوردگی و یا بادکردگی، تولید بیش از حد سموم نوترونی و یا محصولات شکافت.
بطور متوسط یک مجتمع سوخت، ۳ سال در راکتور باقی می ماند. پس از آن بدلیل وجود اکتیویته بالا و ایجاد پاره های شکافت مضر برای محیط زیست در اثر فرایند شکافت (که حدود ۱۰ کوری به ازای هر گرم سوخت خواهد بود) تخلیه فوری میله های سوخت از راکتور به خارج از آن امکان پذیر نبوده به همین منظور تا مدت زمان ۱۵۰ روز در یک استخر درمحوطه راکتور نگهداری شده و پس از کاهش رادیواکتیویته به دلیل واپاشی مواد رادیواکتیو و رسیدن به حد مجاز، سوخت مصرف شده به مکانی با حفاظ مناسب و سیستم انتقال حرارت خوب منتقل می شود.
میله های سوخت باید تحت فرایند بازفرآوری قرار گرفته ومواد شکافت پذیر و مواد سودمند آن (یعنی اورانیوم و پلوتونیوم ۲۳۹ و بعضی ایزوتوپهای مفید دیگر مانند سزیم ۱۳۷ که در صنعت و یا پزشکی کاربرد دارند) از سایر مواد رادیواکتیو جداشده، و مواد رادیواکتیو آن طی انجام مراحل مختلف حجم شان کمتر وتبدیل به جامد شده و در مخازن ایمن و مخصوص نگهداری شوند. به عملیات پس از خروج سوخت از راکتور، عملیات «پس چرخه» گفته می شود، که در مقابل عملیات پیش از ورود سوخت به راکتور موسوم به «پیش چرخه» می باشد.
به فرآیندی که بر روی سوخت مصرف شده انجام گرفته و باعث جداسازی و خالص سازی مواد شکافت پذیر و سایر مواد مفید می گردد، «فرایند بازفرآوری» گویند، که شامل: حذف غلاف به طریق شیمیایی یا مکانیکی، انحلال سوخت در اسید و جداسازی مواد شکافت پذیر و زایا از محصولات شکافت، و خالص سازی هر کدام بطور جداگانه می باشد. یکی از متداولترین فرآیندهای بازفرآوری، عملیات موسوم به «پورکس» است. این عملیات در سازه ای بتونی بنام «سلول داغ» (که حفاظی برای پرتوهای حاصل ازسوخت پرتو دیده است) تحت شرایط خاص و کنترل از راه دور انجام می گیرد.
پلوتونیوم و اورانیوم حاصل از عملیات بازفرآوری به چرخه سوخت هسته ای بازگشته و به این ترتیب چرخه سوخت هسته ای، بسته خواهد شد (قنادی مراغه و همکاران، ۱۳۸۸).
۱-۱۰- رادیواکتیویته محیطی
تقریباً حدود ۹۰% از کل تشعشعات، دارای منشاء طبیعی می باشند. علیرغم موضوع فوق، تشعشعات حاصل از چشمه های پرتوزای مصنوعی بیشتر مورد توجه قرار گرفته است. فعالیت های مربوط به تولید انرژی ۲۵% از کل تشعشعات مصنوعی را به وجود می آورند (به عبارت دیگر ۲% از کل تشعشعات). هر چند که احتراق سوخت های فسیلی باعث آزاد شدن مواد پرتوزا می گردد، اما توجه به چرخه سوخت اتمی در قالب تشعشعات ناشی از فعالیت های انسان ساخت مرتبط با انرژی به مراتب بیشتر است.
استخراج اورانیوم از معادن باعث آزاد شدن رادون که دارای پتانسیل خطرزایی حرفه ای است، می گردد و همچنین پساب ناشی از فرآوری این ماده می تواند باعث آلودگی آب های زیرزمینی شود. چنین فعالیت هایی فقط ۲۵% از کل تشعشعات مرتبط با فعالیت های انرژی را در بر می گیرد و این در واقع معادل ۰.۵% از کل تشعشعات رادیو اکتیویته است. دختران رادون گازهایی هستند که به طور طبیعی شکل گرفته و غلظت آنها میتواند بسیار بیشتر از گازهایی باشد که همراه با فعالیت های مرتبط با انرژی و یا معدن اورانیوم تولید می شوند.
کارکرد راکتورهای عادی، باعث تشعشع مواد رادیواکتیو می شوند که خطرناک نیستند. خطرات ناشی از نشت تصادفی و اثرات زیست محیطی آن، علیرغم کوششهایی که در جهت ایمنی عملیات در حال حاضر و توسعه آتی آن صورت پذیرفته بسیار مورد توجه قرار گرفته است. این موضوع در یک دهه گذشته بسیار مورد توجه بوده و در سال های اخیر علاوه بر ایمنی راکتورها و جلوگیری از حوادث، مسائل و مشکلات دیگری نظیر برنامه ریزی برای مواقع بحران و کاهش اثرات نشت ها نیز نمود یافته است (نوزادگلی کند و همکاران، ۱۳۸۶).
۱-۱۱- مسیرهای انتشار پسماندهای رادیواکتیو
در صنایع هسته ای، آلاینده های گازی، مایع و جامد حاصل از فرآیندهای تولید، مصرف و بازفرآوری را می توان پس از رفع آلودگی و تحت شرایطی با رعایت قوانین و مقررات مرتبط در اتمسفر[۱۵] ،هیدروسفر[۱۶] و لیتوسفر[۱۷] دفع کرد.
شاره های گازی پس از ورود به اتمسفر، در هوا پخش و در تمام جهات رقیق می شوند، گازهای سنگین در نزدیکی نقطه رهائی نشست کرده؛ در صورتیکه گازهای سبک و دارای جرم حجمی نزدیک به هوا، پس از طی مسافت زیاد نشست می کنند و شاره های سبک (نسبت به آب) فواصل زیادی را قبل از رسوب در اطراف نقطه رهاسازی طی می کنند. انبار کردن پسماندهای جامد بسته به میزان رادیواکتیویته آنها در سطح و یا زیر زمین (بعد از مطالعات زمین شناسی دقیق و اطمینان از عدم آلوده شدن آب های سطحی و سفره های زیر زمینی در شرایط نگهداری عادی و یا حادثه ای) با رعایت قوانین و مقررات ملی و بین المللی امکان پذیر است (قنادی مراغه و همکاران، ۱۳۸۸).
۱-۱۱-۱- رهاسازی شاره های رادیواکتیو در اتمسفر
هنگامی که توده مواد رادیواکتیو بصورت شاره های گازی متشکل از گازها و ذرات رادیواکتیو معلق درهوا[۱۸] از طریق یک دودکش در لایه مرزی اتمسفر به ضخامت حدود ۱۰۰۰ متر از سطح زمین رها می شوند، گرایش به پخش و رقیق شدن دارند. همانطور که قبلا هم ذکر شد، فاصله نشست مواد از نقطه رهاسازی بستگی به جرم آنها و شاخصه های هواشناسی دارد. مواد سنگین تر از هوا، در نزدیکی محل خروج ریزش می کنند و مواد سبک با جرم حجمی نزدیک به هوا در محل های دورتر از منبع انتشار (روی زمین و یا گیاهان و بخصوص درختان بزرگ) با فرایند برخورد نشست می کنند. گازهای واکنش پذیر و یا بخارات (مانند ید) طی فرایند برهم کنش شیمیایی، در خاک یا گیاهان جذب می شوند.
میکروتوربولانسهای موجود در اتمسفر، حاصل از گرادیان حرارتی، سرعت باد و ناهمواری های سطح زمین، به طور کارا از سقوط ذرات جلوگیری می کنند. آنها نقش عمده ای در پخش افقی و عمودی دارند. همچنین، جریان های نسبتا شدید صعودی و نزولی در اتمسفر وجود دارد. به این ترتیب، بادها (بویژه بادهای حاصل از جریان های عمومی اتمسفر) مستعد انتقال ذرات رادیواکتیو معلق در هوا به مناطق دور از نقطه رهاسازی می باشند. لازم به ذکر است که باد می تواند منشاء جریان های عمومی اتمسفر و یا جریان های محلی حاصل از اختلاف دما (مانند جریان های کوه به دشت و یا بالعکس) باشد.
ذرات، بعد از یک اقامت کم وبیش طولانی در هوا، با فرآیندهای نشست گرانشی، جریان های فرودی و ریزش های جوی سقوط می کنند. در تحلیل مسیر شاره ها در حوالی نقطه رهاسازی، باید تمام پدیده های اثرگذار در پخش آنها، شامل: ناهمواری ها، جنگل ها، دریاهای اطراف محل، پدیده های مجراسازی در دره و همچنین شاخصه های اثرگذار بر تاسیسات هسته ای (مانند ساختمان ها و بخصوص ابعاد دودکش) مد نظر قرار گیرند. برای مثال، در شرایط هواشناسی یکسان، حداکثر غلظت مواد خروجی از دودکش های ۳۰ و ۱۰۰ متری، به ترتیب در فواصل ۳۰۰ و ۱۰۰۰ متر از آن، در سطح زمین مشاهده می شود. لازم به یادآوری است که در مورد مواد رادیواکتیو، رادیواکتیویته محیطی به نسبت غلظت آنها تغییر می کند.
با توجه به ضرورت های اقتصادی و فنی – مهندسی بعد از پالایش، تخلیه مواد شیمیایی خطرناک و بخصوص مواد رادیواکتیو بصورت شاره های گازی در اتمسفر باید تحت شرایط، قوانین و مقررات مرتبط انجام پذیرد. به دلیل نقش مهم پدیده پخش اتمسفری در رقیق کردن این مواد قبل از نشست در مناطق اطراف کارخانه ها، مدل های پخش زیادی برای پیش بینی میزان نشست در مناطق اطراف محل احداث، توسط پژوهشگران ارائه شده است. با استفاه از این مدل ها و در اختیار داشتن شاخصه های هواشناسی منطقه و داده های مربوط به شاره های گازی حاصل از تاسیسات هسته ای، قبل از ساخت کارخانه و در مرحله طراحی، محل حداکثر نشست در مناطق اطراف مکان احداث، در راستای انتخاب محل، جانمائی کارگاه ها، انبارها، ساختمان های اداری و ارتفاع آنها (بخصوص دودکش ها) انجام می شود.
لازم به توضیح است که در زمان بهره برداری نیز، محاسبه پخش اتمسفری و دز دریافتی در اطراف تاسیسات هسته ای (بسته به شاخصه های هواشناسی و داده های مربوط به دبی و محتوی مواد رادیواکتیو شاره گازی) برای پیش بینی اثرات زیست محیطی و اقدامات ایمنی در مواقع حادثه بطور مستمر، انجام می شود (قنادی مراغه و همکاران، ۱۳۸۸).
۱-۱۱-۱-۱- راه های پرتوگیری از هوا
آلاینده های رادیواکتیو می توانند بطور مستقیم از طریق استنشاق و یا بلع و نیز از راه پوست (برای مثال تریتیوم) و بخصوص زخم های سطحی وارد بدن انسان شوند. با این وجود استنشاق و بلع مواد رادیواکتیو می تواند بعد از طی یک مسافت کم و بیش طولانی آنها در محیط، اتفاق بیفتد. بدین معنا که ذرات رسوب کرده در سطح خاک و یا گیاهان ممکن است دوباره وارد هوا شوند. برهم کنش هوا، خاک، آب، گیاهان در محیط زیست موجب می شود که مواد رادیواکتیو وارد زنجیره غذایی انسان شوند (تصویر ۱-۳).
تصویر ۱-۳- چرخه پرتوگیری عموم مردم از تاسیسات هسته ای (قنادی مراغه و همکاران، ۱۳۸۸)
۱-۱۱-۲- تخلیه پسماندهای رادیواکتیو در هیدروسفر
شاره های مایع حاصل از تاسیسات هسته ای می توانند تحت شرایطی در هیدروسفر (شامل رودخانه ها، دریاها و غیره) رها شوند. همچنین، پسماندهای جامد یا جامد شده ای را که دارای مشخصه های دور هشت در محیط های آبی می باشند، می توان در هیدروسفر دفع کرد.
زمانیکه شاره های مایع در یک توده مایع رها می شوند، شاره ها در تمام جهات مخلوط و رقیق می شوند. در این فرایند نقش عوامل هیدرودینامیک (که توسط جریان ها، بادها، موانع طبیعی و غیره ایجاد می شود) نسبت به پدیده پخش، مهم تر است. عناصر رادیواکتیو می توانند بر روی مواد معلق در آب با مبادله یونی، یا جذب سطحی بر روی رسوبات، بچسبد. به این ترتیب، وجود مقدار زیادی مواد جامد معلق در آب، جذب سطحی نوکلئیدهای قابل حل و غیر قابل حل را، مستعد می سازد.
عناصر رادیواکتیو همچنین می توانند بر بعضی موجودات زنده در آب بچسبد. نرخ این فرایند به: طبیعت، تراکم موجودات زنده، غلظت و حالت فیزیکی- شیمیایی رادیوایزوتوپ های رها شده در بسترآبی، بستگی دارد.
پسماندهای مایع رها شده در هیدروسفر، آب های سطحی، زیر زمینی و همچنین بستر آنها را، آلوده می کنند. به این ترتیب آلاینده های رادیواکتیو از طریق آب جذب گیاهان، از طریق گیاهان وارد چرخه غذائی دام ها و طیور و در نهایت از طریق آب، گیاه و گوشت، وارد چرخه غذائی انسان می شوند (تصویر ۱-۳) (قنادی مراغه و همکاران، ۱۳۸۸).
۱-۱۱-۲-۱- مسیرهای بحرانی پرتوگیری از آب
ریسک پرتوگیری خارجی حاصل از شاره های مایع تاسیسات هسته ای در اکثر موارد، خیلی پایین است.
