دانلود گزارش کارآموزی منطقة اکتشافی مواد رادیواکتیو ناریگان

اختصاصی از کوشا فایل دانلود گزارش کارآموزی منطقة اکتشافی مواد رادیواکتیو ناریگان دانلود با لینک مستقیم و پر سرعت .

لینک دانلود و خرید پایین توضیحات

فرمت فایل word  و قابل ویرایش و پرینت

تعداد صفحات: 73

سازمان انرژی اتمی

گزارش کارآموزی منطقة اکتشافی مواد رادیواکتیو ناریگان

«تحت نظارت سازمان انرژی اتمی ایران»

سرپرست کارآموزی:

جناب آقای مهندس داوودنژاد

از : جعفر هاشمی‌وند

رشتة :

کاردانی استخراج معادن (غیرذغال)

تاریخ تنظیم: 1385

فهرست مطالب

عنوان صفحه

مقدمه و تشکر

فصل اول ـ کلیاتی در مورد اورانیوم

مقدمه – عناصر رادیواکتیو

زمین شناسی اورانیوم

کانیها و کانسارهای اورانیوم

روش اکتشاف کانسارهای اورانیوم

اورانیوم منبع انرژی

بزرگترین ذخائر اورانیوم

انواع ذخائر اورانیوم

فرآوری سوخت هسته ای

1-8-1- چرخة سوخته هسته ای

1-8-2- استخراج اورانیوم

1-8-3 - حمل و نقل اورانیوم

فرآوری شیمیائی کیک زرد

غنی سازی اورانیوم

قیمت اورانیوم غنی شده

عنوان صفحه

راکتور سازمان انرژی اتمی

1-12-1- مواد موردنیاز راکتور

خطرات ناشی از تابش اشعه ها بر محیط زیست و جانداران

1-13-1- فیزیک بهداشت

دور ریختن زباله های اورانیومی

1-14-1- پسمانداری

اساسنامه سازمان انرژی اتمی

تحصیلات رسمی در سازمان

گزارش کارآموزی منطقة اکتشافی مواد رادیواکتیو ناریگان

اختصاصی از کوشا فایل گزارش کارآموزی منطقة اکتشافی مواد رادیواکتیو ناریگان دانلود با لینک مستقیم و پر سرعت .

این محصول در قالب ورد و قابل ویرایش در 78 صفحه می باشد.

فهرست مطالب

عنوان                                 صفحه

مقدمه و تشکر..........................

فصل اول ـ کلیاتی در مورد اورانیوم ....  

• مقدمه – عناصر رادیواکتیو ..........
• زمین شناسی اورانیوم................
• کانیها و کانسارهای اورانیوم........
• روش اکتشاف کانسارهای اورانیوم......
• اورانیوم منبع انرژی................
• بزرگترین ذخائر اورانیوم............
• انواع ذخائر اورانیوم...............
• فرآوری سوخت هسته ای................

      1-8-1- چرخة سوخته هسته ای...............

     1-8-2- استخراج اورانیوم..................

     1-8-3 - حمل و نقل اورانیوم...............

• فرآوری شیمیائی کیک زرد.............
• غنی سازی اورانیوم...........................
• قیمت اورانیوم غنی شده ...........................
• راکتور سازمان انرژی اتمی ........................

عنوان                                 صفحه

1-12-1- مواد موردنیاز راکتور...........

• خطرات ناشی از تابش اشعه ها بر محیط زیست و جانداران

1-13-1- فیزیک بهداشت...................

• دور ریختن زباله های اورانیومی......................

1-14-1- پسمانداری......................

• اساسنامه سازمان انرژی اتمی.........................
• تحصیلات رسمی در سازمان.............................
• فصل 1- کلیاتی در مورد اورانیوم 1-1- مقدمه عناصر رادیواکتیو

  عناصری در طبیعت موجود می باشند که دارای هستة سنگین هسته و با صدور اشعه‌های a و b و گاما به عناصر سبکتر تبدیل می شوند، این عمل را فروپاشی می‌گویند. اشتعه a از جنس هلیم دو بار مثبت (He2+) می‌باشد. اشعه b، الکترون با بار منفی و دارای انرژی جنبشی می‌باشد و اشعه g که از هسته اتم تابش می‌شود.

  عناصر رادیواکتیو در طبیعت گوناگونند ولی عناصری که مورد توجه است اورانیوم، توریم و پتاسیم است که به شرحشان می پردازیم:

  1. اورانیوم 238: این ایزوتوپ اورانیوم با داشتن عدد اتمی n 92 یکی از ایزوتوپهای فلز اورانیوم (238، 235 و 234) می‌باشد که تقریباً 99% اورانیوم موجود در طبیعت را تشکیل می‌دهد. این ایزوتوپ اورانیوم نیمه عمری در حدود 5/4 میلیارد سال دارد که مقدار آن در پوستة جامد زمین ppm 4-2 می‌باشد.
  2. توریم 232: توریم 232، عدد اتمی 90 دارد و یکی از سه ایزوتوپ عنصر توریم (232، 230 و 228) می‌باشد که نیمه عمری حدود 11میلیارد سال دارد و مقدار آن ppm 12-10 در لایة جامد زمین است.
  3. پتاسیم 40 : دارای عدد اتمی 99 می‌باشد که تنها ایزوتوپ رادیواکتیو عنصر پتاسیم می‌باشد که نیمه عمری در حدود 3/1 میلیارد سال دارد مقدار آن در پوستة جامد زمین 2% است. عناصر مهم تولیدکننده g در طبیعت سه عنصر بالا هستند. (1)
  1-1- زمین شناسی اورانیوم

  کانی سازی اورانیوم در سنگهای تونی پیروکلاستیک و یا به عبارت دیگر توفهای بازیک تشکیل شده است. که این نوع توفهای بازیک در حاشیه توده های گرانیتی که متأثر از این توده شیب دار شده است قرار گرفته است.

  کانی سازی  اورانیوم در امتداد شیب طبقات لایة پیروکلاستیک قرار داشته و شیب کانی سازی از شیب طبقات پیروی می‌کند. (1)

  1-2- کانیها و کانسارهای اورانیوم

  کانیهای اولیه اورانیوم عبارتند از اورانینیت، پیچ بلاند، دایویدیت، برایزیت و از کانیهای ثانویة اورانیوم می‌توان زیپیت را نام برد.

  بیش از هشتاد سنگ معدنی شناخته شده وجود دارد که دارای مقادیر قابلی اورانیوم هستند ولی فقط کمتر از دوازده تای آنها در زمین فراوانند.

  از مهمترین کانه های اورانیوم اورانیت است که ترکیبی از بی اکسید اورانیوم (O2) و تری اکسید اورانیوم (O3) است و به شکل گرد سیاه است این کانه در نهشت های عمیق یافت می‌شود. کانه های دیگر عبارتند از کارنولیت به رنگ زرد روشن که در آن اورانیوم با پتاسیم و آنادیم ترکیب شده است.

  توربرنیت که بلور خاکستری رنگ فسفات اورانیوم و مس است. (1)

  1-4- روشهای اکتشاف کانسازهای اورانیوم

  برای اکتشاف کانسارهای اورانیوم دو روش وجود دارد یکی روش رادیواکتیو است که اساس این روش بر خاصیت رادیواکتیویته اجسام استوار است که تمامی اکتشافات در روی زمین صورت می‌گیرد.

  روش دیگر ژئوفیزیک هوابردی است که متداولترین روشهای ژئوفیزیک هوابردی یکی روش مغناطیسی و دیگری روش رادیواکتیو است که بوسیلة هواپیمان صورت می‌گیرد.

  عملیات اسپکترومتری مواد رادیواکتیو مغناطیسی سنجی هوائی در حدود 000/600 کیلومترمربع از مساحت ایران در شرق و شمالغرب توسط شرکتهای استرایائی و فرانسوی و آلمانی انجام گرفته است و مورد پوشش پروژه اکتشافات هوائی قرار گرفته است که اطلاعات بدست آمده بصورت نقشه های ایزورادیومتری و پروفیل مسیر پرواز در مقیاسهای 1 :250000 و 1:50000 به سازمان انرژی اتمی ایران تحویل داده شده است و با استفاده از امکانات روز سخت افزاری و نرم افزاری مورد تعبیر و تفسیر و نهایتاً استفاده در کاوش مواد رادیواکتیو خصوصاً اورانیوم قرار گرفته است. (2)

  1-5- اورانیوم منبع انرژی

دانلود پروژه ایجاد حفاظ در برابر مواد رادیواکتیو

اختصاصی از کوشا فایل دانلود پروژه ایجاد حفاظ در برابر مواد رادیواکتیو دانلود با لینک مستقیم و پرسرعت .

فرمت فایل : word(قابل ویرایش)

تعداد صفحات:90

فهرست مطالب:

مقدمه…………………………………. 1

فصل اول: فلسفه حفاظت در برابر اشعه

اثرات پرتوهای یونساز……………………. 4

اثرات قطعی…………………………….. 5

اثرات احتمالی………………………….. 5

اصل ……………………………… 6

اثرات بیولوژیک پرتوها…………………… 6

عبور پرتوها از میان بافت بدن انسان……….. 7

فصل دوم: منشأ پرتوهای یونساز

انرژی تابشی……………………………. 11

فصل سوم: پرتوزایی

انواع واپاشی…………………………… 15

واپاشی آلفا……………………………. 15

واپاشی ……………………………… 15

واپاشی ……………………………… 15

پرتوهای گاما…………………………… 16

گسیل ذره آلفا………………………….. 16

گسیل بتا………………………………. 17

تولید نوترون…………………………… 17

فصل چهارم: دز سنجی تابش

دز جذب شده…………………………….. 20

فصل پنجم: توصیه هایی در مورد انتخاب مواد برای حفاظ

مواد مورد استفاده در حفاظ سازی…………… 24

ماده حفاظ……………………………… 26

حفاظ………………………………….. 27

فصل ششم: حفاظت در برابر تابش خارجی (اصول پایه)

فنون حفاظت در برابر تابش خارجی…………… 29

زمان………………………………….. 30

فاصله…………………………………. 30

فصل هفتم: حفاظ گذاری

• حفاظ گذاری در برابر پرتوهای گاما……….. 34

روشهای محاسبه ضخامت موانع اولیه………….. 39

روش استفاده از HVL………………………

روش استفاده از منحنیهای آماده……………. 43

تعیین ضخامت موانع حفاظتی در دستگاههای استفاده کننده از مواد رادیواکتیو………………….. 47

• حفاظ گذاری در برابر پرتوهای X………….. 53

حفاظ گذاری مولدهای پزشکی………………… 53   

حفاظ گذاری مولدهای غیرپزشکی……………… 54

حفاظ گذاری ساختمانی…………………….. 54

فاکتور بار کار دستگاه…………………… 57   

فاکتور اشغال T………………………….. 57

فاکتور استفاده U……………………….. 58

تعیین ضخامت حفاظ در برابر پرتوهای اولیه…… 59

رابطه هم ارزی سرب و بتون………………… 60

طراحی حفاظ فرعی………………………… 63

الف- محاسبه حفاظ پرتوهای پراکنده…………. 66

ب- محاسبه حفاظ پرتوهای نشتی……………… 66

ب-1- لامپهای پرتو X تشخیصی……………….. 67

ب-2- لامپهای پرتو X درمانی……………….. 68

• حفاظ ذرات بتا………………………… 69

برد ذرات بتا…………………………… 70

ماده حفاظ ذرات بتا……………………… 71

ضخامت حفاظ ذرات بتا…………………….. 72

حفاظ اشعه قرمزی………………………… 73

• حفاظ ذرات آلفا……………………….. 74

ویژگیهای ذره آلفا و برخورد آن با ماده…….. 74

رابطه برد- انرژی……………………….. 75

• حفاظ گذاری در برابر پرتوهای نوترون……… 77

برخورد نوترونها با ماده…………………. 77

محاسبه حفاظ پرتوهای نوترون………………. 78

برخورد نوترونها با ماده حفاظ…………….. 79

محاسبه ضخامت حفاظ………………………. 82

حفاظ در برابر تابش داخلی………………… 86

خطر تابش داخلی…………………………. 86

اصل کنترل……………………………… 87

منابع…………………………………. 89

مقدمه:

یکی از بزرگترین دستاوردهای بشر در قرن بیستم کشف رادیواکتیویته و فعل و انفعالات هسته ای و خواص مختلف پرتوهاست که تاثیری ژرف در پیشرفت بشر داشته است. همزمان با این کشفها، موضوع اثرات پرتوها بر طبیعت، به ویژه موجودات زنده، مورد مطالعه و تحقیق قرار گرفته و تأثیر آن بر روی نسل بشر موشکافانه بررسی شده است.

توسعه استفاده از انرژی هسته ای و نیز گسترش روزافزون بکارگیری پرتوهای هسته‌ای در صنایع- پزشکی- کشاورزی و دیگر زمینه ها، آگاهی هرچه بیشتر قشرهای جامعه را در مورد مبانی علمی این فنون، امکانات بهره گیری و خطرات بالقوه آنها ضروری می‌سازد.

علم فیزیک بهداشت در واقع حاصل تمامی این تحقیقات می‎باشد که بیانگر شناختی است از ماهیت پرتوهای یونیزاسیون، اثرات آنها بر انسان و طبیعت و روشهای صحیح استفاده از پرتوها و مواد رادیواکتیو و راههای چگونگی حفاظت فرد و محیط زیست در برابر این اثرات.

دنیایی که در آن زندگی می کنیم به طور طبیعی به مواد رادیواکتیو آلوده است. پولونیوم و رادیوم رادیواکتیو در استخوانهای ما موجودند. ماهیچه های ما حاوی کربن و پتاسیوم رادیواکتیو هستند و گازهای بی اثر و تریتیوم رادیواکتیو در ریه های ما وجود دارند. ما تحت بمباران تابشهای کیهانی از فضا و پرتوهایی قرار داریم که در زمین از مواد طبیعی و مصنوعی که هر روزه می خوریم و می نوشیم گسیل می‎شود.

قبل از اختراع لامپ اشعه ایکس در سال 1895، تنها تابش موجود تابش طبیعی بود، در سال 1896 رادیواکتیویته طبیعی کشف شد و تا سال 1934 که اولین مواد رادیواکتیو مصنوعی تولید شدند، برای مقاصد پزشکی و پژوهشی به کار می رفت. از آن زمان به بعد بسیاری از اینگونه مواد، به نفع جامعه در زمینه های علوم، تحقیقات، صنایع، حفاظت از محیط زیست، پزشکی و برخی زمینه های دانشگاهی و بازرگانی مورد بهره برداری قرار گرفته اند.

علیرغم مزایای تابش، بسیاری از مردم از آن و اثراتش بیمناک و به ویژه نگران بروز حوادث هسته ای در کشورشان یا کشورهای همجواری هستند که ممکن است بر سلامتی و زندگی روزمره آنان تأثیر بگذارد. انعکاس منفی روانی و اجتماعی حادثه سال 1986 در نیروگاه هسته ای چرنوبیل هنوز هم ادامه دارد.

بررسیهای متعدد انجام شده بیانگر این مطلب است که اشعه های یونیزاسیون می‎توانند موجب آسیبهای فراوانی در انسانها و حیوانات شوند بسیاری از محققین که با اشعه های یونیزاسیون سروکار داشته اند در اثر این پدیده درگذشتند حوادث بد همچنان ادامه یافت سرانجام در سال 1921 با تاسیس کمیته حفاظت در برابر پرتوهای ایکس و رادیوم بریتانیا برای یافتن روشهای کاهش تابشگیری اولیه اقدام رسمی صورت پذیرفت.

کوشش آنها به طور جدی دچار مشکل بود چرا که به هر حال واحدی مناسب برای اندازه‌گیری پرتو نداشتند. واحدهای خام آن در سال 1928 دومین کنگره بین المللی رادیولوژی (ICR) کمیته ای را جهت تعریف رونتگن (R) به عنوان واحدی برای تابش اشعه تعیین نمود. کمیته مزبور تا سال 1937 کار خود را تمام ننمود و لیکن رونتگن حتی قبل از اینکه به طور دقیق تعریف گردد، به یک واحد اندازه گیری مورد قبول تبدیل شده بود.

فصل اول

 فلسفه حفاظت در برابر اشعه

فلسفه حفاظت در برابر اشعه

حفاظت انسان و محیط زیست در برابر اثرات زیانبار مواد و دستگاههای پرتوزا از طریق وضع قوانین و مقررات مربوطه و همچنین کنترل و نظارت بر رعایت آنها، علم فیزیک بهداشت نامیده می‎شود و حفاظت در برابر اشعه در واقع حرفه ای است که حفاظت انسان، محیط زیست و نسلهای آینده را در برابر اثرات بیولوژیکی پرتوها بر اساس اصول علمی تدوین شده در دانش فیزیک بهداشت بر عهده دارد.

با وجود اینکه کاربرد پرتوهای یونساز در امور مختلف بسیار مفید و بعضاً منحصر به فرد می‎باشد لیکن عدم رعایت نکات ایمنی می‎تواند خطرات جدی برای کارکنان، مردم، محیط زیست و حتی نسلهای آینده به همراه داشته باشد. خطرات بالقوه اینگونه پرتوها به فوریت و پس از شناخت مواد پرتوزا در بیش از یکصد سال پیش کشف گردیده است. با پیشرفت در زمینه شناسایی خطرات و توانایی در اندازه گیری پرتوهای یونساز، رهنمودهای مربوطه در خصوص اقدامات حفاظتی رو به گسترش و توسعه نهاد. به طور کلی هدف حفاظت در برابر اشعه، استفاده از مزایای کاربرد پرتوها در زمینه های گوناگون و کاهش هرچه بیشتر خطرات ناشی از اثرات آن توسط کارکنان، مردم، محیط زیست و نسلهای آینده می‎باشد.

اثرات پرتوهای یونساز

اثرات پرتوهای یونساز به دو دسته اثرات قطعی و اثرات احتمالی تقسیم بندی می‎شوند:

اثرات قطعی

هنگامی که میزان دز دریافتی نسبتاً زیاد باشد اثرات قطعی پدیدار می گردند و سبب از بین رفتن تعداد زیادی از سلولهای بافتی می‎شوند. این امر ممکن است به از بین رفتن عملکرد اندامهای آسیب دیده نیز منجر گردد. همواره یک سطح آستانه دز وجود دارد که پایین تر از آن، اثرات قطعی بروز نمی نمایند. حال آنکه در بالاتر از سطح آستانه، با افزایش میزان پرتوگیری، شدت اثرات قطعی افزایش می یابد. حفاظت و ایمنی در برابر اثرات قطعی با پایین نگه داشتن دز در زیر آستانه تضمین می گردد.

اثرات احتمالی

اثرات احتمالی در تمام سطوح پرتوگیری اتفاق می افتند، یکی از عواقب خطرناک اینگونه پرتوگیریها احتمال بروز سرطان می‎باشد که معمولاً چند سال بعد از پرتوگیری اولیه ممکن است آشکار شود. بروز اینگونه اثرات در یک شخص هم محتمل است و هم ممکن است که هرگز اتفاق نیافتد. لیکن با افزایش دز، احتمال وقوع آن بیشتر می‎شود. بروز اثرات اینگونه پرتوگیریها برای دزهای کم مقدار در یک شخص معین بعید است، لیکن در یک جمعیت پرتودیده با همان شرایط پرتوگیری احتمال بروز اثرات آن در کسر کوچکی از جمعیت بعید نمی باشد، بدین ترتیب چنین استنباط می‎شود که آستانه ای برای اثرات احتمالی و برای دزهای کم مقدار وجود ندارد و احتمال وقوع آن متناسب با میزان دز دریافتی می باشد، بنابراین هیچگونه سطح ایمنی دز برای پرتوگیریهای احتمالی وجود ندارد. اگرچه وقتی پرتوگیریها به طور مناسبی کنترل شوند میزان خطر دریافتی در مقایسه با دیگر خطرات موجود در زندگی روزمره بسیار ناچیز می‎باشد.

کاربرد رادیو ایزوتوپ ها ( عناصر رادیواکتیو ) در پزشکی

اختصاصی از کوشا فایل کاربرد رادیو ایزوتوپ ها ( عناصر رادیواکتیو ) در پزشکی دانلود با لینک مستقیم و پرسرعت .

موضوع : کاربرد رادیو ایزوتوپ ها ( عناصر رادیواکتیو ) در پزشکی

در پزشکی کاربرد رادیو ایزوتوپ ها ( اتم های یک عنصر را که عدد اتمی یکسان و عدد جرمی متفاوت دارند ، ایزوتوپ های آن عنصر می نامند ــــ بارهای مثبت که همان تعداد پروتون ها می باشند را عدد اتمی و مجموع تعداد پروتون ها و نوترون های هسته یک اتم را عدد جرمی آن می گویند ) در سه زمینه متمرکز است که عبارتند از تشخیص ، درمان و تحقیق
به عنوان مثال P ( با عدد جرمی 32  یک گسیلنده بتا با نیمه عمر 3/14  روز  ) برای درمان یک نوع بیماری خونی ( Polycythema  ) به کار می رود . این عنصر پس از تغذیه توسط بیـــمار ، در مغز استخوان جمع می شود و تولید سلولهای قرمز خون را کند می کند و به این ترتیب در درمان برخی بیماری های خونی موثر است.
PU ( با عدد جرمی 238 ) در ساخت تنظیم کننده قلب ( گام ساز  Pacemaker ) در صنعت پزشکی کاربرد دارد. در یک قلب سالم انقباض قلب با یک پالس الکتروشیمیایی شروع می شود . انقباض از گره سینوس ( Sinus Node  ) نزدیک به قسمت فوقانی قلب شروع می شود و به طرف پایین گسترش می یابد. در بعضی اشخاص به دلایل مختلف ، قلب به طور همزمان با پالس گره سینوس نمی زند و به همین علت یک تنظیم کننده قلب یا گام ساز که در زیر پوست کار گذارده می شود ، قلب را تحریک می کند.
برای درمان بعضی از سرطان ها AU ( با عدد جرمی 198 یک گسیلنده گاما با نیمه عمر 7 / 2 روز ) را به طور فیزیکی در داخل سلول های بیمار کار می گذارند . اشعه گاما سلول ها را از بین می برد و به تدریج فعالیت این طلای پرتوزا به یک سطح قابل چشم پوشی می رسد.
کاربرد ردیاب ها نیز در اکثر موارد بسیار حائز اهمیـت است . مثلا مقدار کمـــــی از NaCl   شامـــــل Na ( با عدد جرمی 24 و نیمه عمر 15 ساعت ) به داخل خون تزریق می شود . با تعقیب انباشت پرتوزایی با یک شمارشگر گایگر ، گردش خون را می توان زیر نظر گرفت . اگر مانعی سر راه جریان وجود داشته باشد ، ممکن است اکتیویته شدیدا در محل مانع کاهش یابد و به این وسیله می توان محل دقیق آن را تعیین کرد.
Tc ( با عدد جرمی 99 و عدد اتمی 43 یک گسیلنده بتا ) و Ga ( با عدد جرمی 67 و عدد اتمی 31 ) برای آشکار سازی بعضی از انواع غده های مغزی به کار رفته اند .عناصر پرتوزا بعضی از انواع غده ها را از نظر جذب ترجیح می دهند و جذب آنها می شوند . با ردیابی این جذب از خارج ، محل و نوع غده را اکثرا می توان تشخیص داد.
 
رادیوداروها و چشمه های رادیواکتیو برای پزشکی هسته ای
سودمندترین رادیو ایزوتوپها در پزشکی هسته ای رادیوایزوتوپهای تابش کننده گاما می باشند ،زیرا پرتوهای تابش شده از این مواد در درون بدن را می توان از بیرون بدن به سادگی تشخیص داد.
اندازه های کاربردی مواد رادیواکتیو در روشهای تشخیص از دید جرم بسیار اندک است - نزدیک به میکروگرم - بگونه ایکه این مواد بر روند کارهای فیزیولوژیک بدن اثری ندارند.
رادیوایزوتوپها بیشتر به گونه ترکیبی ، وارد بدن می شوند. ترکیب های یاد شده مولکولهای نشاندار هستند. یک مولکول نشاندار مولکولی است که یک یا چند اتم آن رادیواکتیو باشد.
ترکیبات رادیواکتیو، داروهای رادیواکتیو یا رادیوداروها باید از استانداردهای ویژه خالص بودن شیمیایی و دارویی برخوردار باشد. بیشتر رادیوداروهای پزشکی هسته ای از شرکتهای بازرگانی دارویی که چگونگی ویژگیهای رادیوداروها را کنترل می کنند خریداری می شوند. تنها کاری که پزشک یا کاربر باید انجام دهد بکارگیری جدولی برای تعیین اندازه دگرگون شده این رادیوداروها از زمان آخرین اندازه گیری اکتیویته آنهاست.
برای نشاندار کردن مولکولها شماری از رادیوایزوتوپها بکار برده می شود. این رادیوایزوتوپها بیشتر تابش کننده های گاما و دارای ویژگیهای گوناگون فیزیکی هستند. نمونه این رادیوایزوتوپها رادیوایزوتوپهای 53I , 43Tc , 79Au , 15P , 31Ga و 000 می باشند که به راههای گوناگون تهیه می شوند.
البته باید یادآوری کرد که رادیوایزوتوپهای مناسبی از عنصرهای کلیدی هیدروژن و اکسیژن و کربن وجود ندارد، ولی امروزه با به کارگیری شتابنده هایی مانند سیکلوترون در بیمارستانهای پیشرفته ،برخی از سختی های کار از میان برداشته شده است. برای نمونه رادیوایزوتوپهایی را - در جایگاه مصرف - تولید می کنند که نیم عمر چند دقیقه ای دارند .نمونه این رادیوایزوتوپها Ga , Fe , F , O می باشد. O با نیم عمر دو دقیقه ای به سرعت جذب بدن می شود و در همین زمان کوتاه می توان بررسیهای دقیق فیزیولوژیک انجام داد. شماری از رادیوایزوتوپهای کاربردی در پزشکی از ژنراتورهایی  بدست می آیند که درباره آنها بیشتر گفتگو خواهد شد.
رادیوایزوتوپهای مورد استفاده در کارهای تشخیصی باید تابش کننده گاما بوده - گاهی پوزیترون بکار می رود - و نیم عمر مناسب کارتشخیصی را داشته باشند.

تعداد صفحات:30

پروژه ایجاد حفاظ در برابر مواد رادیواکتیو

اختصاصی از کوشا فایل پروژه ایجاد حفاظ در برابر مواد رادیواکتیو دانلود با لینک مستقیم و پرسرعت .

پروژه ایجاد حفاظ در برابر مواد رادیواکتیو

فرمت فایل : WORD (قابل ویرایش)

تعداد صفحات:90

فهرست مطالب:
عنوان                                        صفحه
مقدمه    1
فصل اول: فلسفه حفاظت در برابر اشعه
اثرات پرتوهای یونساز    4
اثرات قطعی    5
اثرات احتمالی    5
اصل ALARA    6
اثرات بیولوژیک پرتوها    6
عبور پرتوها از میان بافت بدن انسان    7
فصل دوم: منشأ پرتوهای یونساز
انرژی تابشی    11
فصل سوم: پرتوزایی
انواع واپاشی    15
واپاشی آلفا    15
واپاشی      15
واپاشی      15
پرتوهای گاما    16
گسیل ذرة آلفا    16
گسیل بتا    17
تولید نوترون    17
فصل چهارم: دز سنجی تابش
دز جذب شده    20
فصل پنجم: توصیه هایی در مورد انتخاب مواد برای حفاظ
مواد مورد استفاده در حفاظ سازی    24
ماده حفاظ    26
حفاظ    27
فصل ششم: حفاظت در برابر تابش خارجی (اصول پایه)
فنون حفاظت در برابر تابش خارجی    29
زمان    30
فاصله    30
فصل هفتم: حفاظ گذاری
1)    حفاظ گذاری در برابر پرتوهای گاما    34
روشهای محاسبه ضخامت موانع اولیه    39
روش استفاده از HVL    40
روش استفاده از منحنیهای آماده    43
تعیین ضخامت موانع حفاظتی در دستگاههای استفاده کننده از مواد رادیواکتیو    47
2)    حفاظ گذاری در برابر پرتوهای X    53
حفاظ گذاری مولدهای پزشکی    53    
حفاظ گذاری مولدهای غیرپزشکی    54
حفاظ گذاری ساختمانی    54
فاکتور بار کار دستگاه    57    
فاکتور اشغال T    57
فاکتور استفاده U    58
تعیین ضخامت حفاظ در برابر پرتوهای اولیه    59
رابطة هم ارزی سرب و بتون    60
طراحی حفاظ فرعی    63
الف- محاسبه حفاظ پرتوهای پراکنده    66
ب- محاسبه حفاظ پرتوهای نشتی    66
ب-1- لامپهای پرتو X تشخیصی    67
ب-2- لامپهای پرتو X درمانی    68
3)    حفاظ ذرات بتا    69
برد ذرات بتا    70
ماده حفاظ ذرات بتا    71
ضخامت حفاظ ذرات بتا    72
حفاظ اشعه قرمزی    73
4)    حفاظ ذرات آلفا    74
ویژگیهای ذره آلفا و برخورد آن با ماده    74
رابطة برد- انرژی    75
5)    حفاظ گذاری در برابر پرتوهای نوترون    77
برخورد نوترونها با ماده    77
محاسبة حفاظ پرتوهای نوترون    78
برخورد نوترونها با ماده حفاظ    79
محاسبة ضخامت حفاظ    82
حفاظ در برابر تابش داخلی    86
خطر تابش داخلی    86
اصل کنترل    87
منابع    89

مقدمه
یکی از بزرگترین دستاوردهای بشر در قرن بیستم کشف رادیواکتیویته و فعل و انفعالات هسته ای و خواص مختلف پرتوهاست که تاثیری ژرف در پیشرفت بشر داشته است. همزمان با این کشفها، موضوع اثرات پرتوها بر طبیعت، به ویژه موجودات زنده، مورد مطالعه و تحقیق قرار گرفته و تأثیر آن بر روی نسل بشر موشکافانه بررسی شده است.
توسعه استفاده از انرژی هسته ای و نیز گسترش روزافزون بکارگیری پرتوهای هسته‌ای در صنایع- پزشکی- کشاورزی و دیگر زمینه ها، آگاهی هرچه بیشتر قشرهای جامعه را در مورد مبانی علمی این فنون، امکانات بهره گیری و خطرات بالقوه آنها ضروری می‌سازد.
علم فیزیک بهداشت در واقع حاصل تمامی این تحقیقات می‎باشد که بیانگر شناختی است از ماهیت پرتوهای یونیزاسیون، اثرات آنها بر انسان و طبیعت و روشهای صحیح استفاده از پرتوها و مواد رادیواکتیو و راههای چگونگی حفاظت فرد و محیط زیست در برابر این اثرات.
دنیایی که در آن زندگی می کنیم به طور طبیعی به مواد رادیواکتیو آلوده است. پولونیوم و رادیوم رادیواکتیو در استخوانهای ما موجودند. ماهیچه های ما حاوی کربن و پتاسیوم رادیواکتیو هستند و گازهای بی اثر و تریتیوم رادیواکتیو در ریه های ما وجود دارند. ما تحت بمباران تابشهای کیهانی از فضا و پرتوهایی قرار داریم که در زمین از مواد طبیعی و مصنوعی که هر روزه می خوریم و می نوشیم گسیل می‎شود.
قبل از اختراع لامپ اشعه ایکس در سال 1895، تنها تابش موجود تابش طبیعی بود، در سال 1896 رادیواکتیویته طبیعی کشف شد و تا سال 1934 که اولین مواد رادیواکتیو مصنوعی تولید شدند، برای مقاصد پزشکی و پژوهشی به کار می رفت. از آن زمان به بعد بسیاری از اینگونه مواد، به نفع جامعه در زمینه های علوم، تحقیقات، صنایع، حفاظت از محیط زیست، پزشکی و برخی زمینه های دانشگاهی و بازرگانی مورد بهره برداری قرار گرفته اند.
علیرغم مزایای تابش، بسیاری از مردم از آن و اثراتش بیمناک و به ویژه نگران بروز حوادث هسته ای در کشورشان یا کشورهای همجواری هستند که ممکن است بر سلامتی و زندگی روزمرة آنان تأثیر بگذارد. انعکاس منفی روانی و اجتماعی حادثه سال 1986 در نیروگاه هسته ای چرنوبیل هنوز هم ادامه دارد.
بررسیهای متعدد انجام شده بیانگر این مطلب است که اشعه های یونیزاسیون می‎توانند موجب آسیبهای فراوانی در انسانها و حیوانات شوند بسیاری از محققین که با اشعه های یونیزاسیون سروکار داشته اند در اثر این پدیده درگذشتند حوادث بد همچنان ادامه یافت سرانجام در سال 1921 با تاسیس کمیتة حفاظت در برابر پرتوهای ایکس و رادیوم بریتانیا برای یافتن روشهای کاهش تابشگیری اولیه اقدام رسمی صورت پذیرفت.
کوشش آنها به طور جدی دچار مشکل بود چرا که به هر حال واحدی مناسب برای اندازه‌گیری پرتو نداشتند. واحدهای خام آن در سال 1928 دومین کنگرة بین المللی رادیولوژی (ICR) کمیته ای را جهت تعریف رونتگن (R) به عنوان واحدی برای تابش اشعه تعیین نمود. کمیتة مزبور تا سال 1937 کار خود را تمام ننمود و لیکن رونتگن حتی قبل از اینکه به طور دقیق تعریف گردد، به یک واحد اندازه گیری مورد قبول تبدیل شده بود.
 


فصل اول

فلسفه حفاظت در برابر اشعه
 
فلسفه حفاظت در برابر اشعه
 حفاظت انسان و محیط زیست در برابر اثرات زیانبار مواد و دستگاههای پرتوزا از طریق وضع قوانین و مقررات مربوطه و همچنین کنترل و نظارت بر رعایت آنها، علم فیزیک بهداشت نامیده می‎شود و حفاظت در برابر اشعه در واقع حرفه ای است که حفاظت انسان، محیط زیست و نسلهای آینده را در برابر اثرات بیولوژیکی پرتوها بر اساس اصول علمی تدوین شده در دانش فیزیک بهداشت بر عهده دارد.
با وجود اینکه کاربرد پرتوهای یونساز در امور مختلف بسیار مفید و بعضاً منحصر به فرد می‎باشد لیکن عدم رعایت نکات ایمنی می‎تواند خطرات جدی برای کارکنان، مردم، محیط زیست و حتی نسلهای آینده به همراه داشته باشد. خطرات بالقوه اینگونه پرتوها به فوریت و پس از شناخت مواد پرتوزا در بیش از یکصد سال پیش کشف گردیده است. با پیشرفت در زمینه شناسایی خطرات و توانایی در اندازه گیری پرتوهای یونساز، رهنمودهای مربوطه در خصوص اقدامات حفاظتی رو به گسترش و توسعه نهاد. به طور کلی هدف حفاظت در برابر اشعه، استفاده از مزایای کاربرد پرتوها در زمینه های گوناگون و کاهش هرچه بیشتر خطرات ناشی از اثرات آن توسط کارکنان، مردم، محیط زیست و نسلهای آینده می‎باشد.
اثرات پرتوهای یونساز
اثرات پرتوهای یونساز به دو دسته اثرات قطعی و اثرات احتمالی تقسیم بندی می‎شوند:
 
اثرات قطعی
هنگامی که میزان دز دریافتی نسبتاً زیاد باشد اثرات قطعی پدیدار می گردند و سبب از بین رفتن تعداد زیادی از سلولهای بافتی می‎شوند. این امر ممکن است به از بین رفتن عملکرد اندامهای آسیب دیده نیز منجر گردد. همواره یک سطح آستانه دز وجود دارد که پایین تر از آن، اثرات قطعی بروز نمی نمایند. حال آنکه در بالاتر از سطح آستانه، با افزایش میزان پرتوگیری، شدت اثرات قطعی افزایش می یابد. حفاظت و ایمنی در برابر اثرات قطعی با پایین نگه داشتن دز در زیر آستانه تضمین می گردد.
اثرات احتمالی
اثرات احتمالی در تمام سطوح پرتوگیری اتفاق می افتند، یکی از عواقب خطرناک اینگونه پرتوگیریها احتمال بروز سرطان می‎باشد که معمولاً چند سال بعد از پرتوگیری اولیه ممکن است آشکار شود. بروز اینگونه اثرات در یک شخص هم محتمل است و هم ممکن است که هرگز اتفاق نیافتد. لیکن با افزایش دز، احتمال وقوع آن بیشتر می‎شود. بروز اثرات اینگونه پرتوگیریها برای دزهای کم مقدار در یک شخص معین بعید است، لیکن در یک جمعیت پرتودیده با همان شرایط پرتوگیری احتمال بروز اثرات آن در کسر کوچکی از جمعیت بعید نمی باشد، بدین ترتیب چنین استنباط می‎شود که آستانه ای برای اثرات احتمالی و برای دزهای کم مقدار وجود ندارد و احتمال وقوع آن متناسب با میزان دز دریافتی می باشد، بنابراین هیچگونه سطح ایمنی دز برای پرتوگیریهای احتمالی وجود ندارد. اگرچه وقتی پرتوگیریها به طور مناسبی کنترل شوند میزان خطر دریافتی در مقایسه با دیگر خطرات موجود در زندگی روزمره بسیار ناچیز می‎باشد.