Atmospheric dispersion and corresponding dose and risk calculations for a hypothetical accident in ITU TRIGA mark II research reactor
İTÜ TRIGA mark II araştırma reaktöründeki hipotetik bir kaza için atmosferik dağılım ve ilintili doz ve risk hesaplamaları
- Tez No: 639133
- Danışmanlar: DR. ÖĞR. ÜYESİ SENEM ŞENTÜRK LÜLE
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Bilim ve Teknoloji, Nükleer Mühendislik, Çevre Mühendisliği, Science and Technology, Nuclear Engineering, Environmental Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2020
- Dil: İngilizce
- Üniversite: İstanbul Teknik Üniversitesi
- Enstitü: Enerji Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Enerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Enerji Bilim ve Teknoloji Bilim Dalı
- Sayfa Sayısı: 138
Özet
Radyonüklidleri kullanan farklı tesislerde meydana gelebilecek kazalar sonucu radyoaktif bir salım gerçekleşebilir. Böyle bir olay meydana geldiğinde, radyonüklidlerin nereye gittiğini, belirli bir yere ne zaman varacaklarını ve bunların ne kadarının havada veya yerde olacağını tahmin edebilmek önem arz etmektedir. Atmosferik dağılım hesaplamaları bu soruları cevaplayabilecek bir araçtır. Bir salımdan sonra havadaki radyonüklid konsantrasyonu halkı dış ışınlanmaya ve havanın solunması, bitki örtüsü, toprak ve su içinde biriken radyonüklidlerin vücuda alınmasıyla iç ışınlamaya maruz bırakacaktır. Radyasyonun insan sağlığı üzerindeki etkileri doz ile değerlendirilir. Uygulamada, doz değerlendirmeleri salımdan kaynaklanan hava konsantrasyonunun, birikim miktarının veya radyasyon alanlarının gerçek ölçümlerine dayandırılmaktadır. Ancak, bu her zaman mümkün değildir. Bunun yerine, radyonüklid salınımlarının etkilerini tahmin etmek için matematiksel modeller kullanılır. Atmosferik salım hesaplamaları yapabilmek için, radyonüklidlerin miktarı ile birlikte aktiviteleri ve formları da bilinmelidir. Tüm bu bilgilere kaynak terimi adı verilir. Ayrıca, salınım anındaki meteorolojik koşullar ile salım alanındaki jeolojik koşullar ve çevresindeki arazi dikkate alınmalıdır. Bu tez çalışmasında, ITU TRIGA Mark II araştırma reaktöründe gerçekleşen hipotetik bir kaza için atmosferik dağılım hesaplamaları, NOAA Air Resources Laboratory tarafından kazara salınımları ve bunların sonuçlarını tahmin etmek için geliştirilen HYSPLIT4 kodu ile yapılmıştır. HYSPLIT4 bir puf içinde Gaussian ve Top-Hat yatay dağılımını ve 3D parçacık dağılımını içerir. Kodun kütüphaneleri, her hesaplama modu (yörünge veya konsantrasyon hesaplamaları) için belirli alt-modül dizinlerden oluşur. Meteorolojik veriler, enlem-boylam örgü biçimi veya düzenlenmiş zaman aralıklarıyla örgüsel yapıda üç konformal (Polar, Lambert, Mercator) harita projeksiyonundan biri şeklinde düzenlenmelidir. Alt örgü verileri, belirli bir veri dosyasından enterpolasyon uygulanarak oluşturulur. Bu süreç hesaplama zamanını azaltır ve hassas çözünürlük elde etmek için örgü esnekliğini gösterir. Çalışmanın ilk aşamasında, reaktör bölgesi için ortalama rüzgâr yönü tahmini yapılmıştır. Analiz sonuçları, ortalama rüzgâr yönünün 1979 tarihli ITU TRIGA Mark II güvenlik analiz raporuna (GAR) kıyasla NE yönünden NE-NNE yönüne değiştiğini göstermiştir. Bunun aksine, ortalama rüzgâr hızı güvenlik analizi raporunda verilen 4,7 m/s değeriyle hemen hemen aynı kalmıştır (çalışma sonucu bulunan değer 4,6 m/s'dir). Bu sonuçlar İstanbul/Atatürk ASOS ile ölçülen meteorolojik veriler ve işlenmiş küresel meteorolojik veriler ile desteklenmiştir. Bu adım, daha sonra gelen tüm hesaplamalar için hayati önem taşımaktadır. İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü 1979 yılından beri faaliyet gösteren kendiliğinden güvenli tank tipi bir araştırma reaktörüdür. 40 yıllık reaktör operasyonu sonucu oluşan kalp envanteri Monte Carlo yöntemini kullanarak çalışan MCNP (sürüm 6.2) kodu ile çıkarılmıştır. Bunu yapabilmek için reaktörün Dr. Senem Şentürk Lüle tarafından hazırlanan doğrulanmış baz MCNP modeli yanma hesapları için yeniden düzenlenmiştir. Daha sonra kaynak terimi 55 gün tam güçte çalışan reaktördeki tüm yakıt elemanlarının aynı anda radyonüklid sızdırmaya başlaması dikkate alınarak hesaplanmıştır. Burada şunu belirtmek gerekir ki İTÜ GAR'da 4 yıl sürekli çalışma sonucu kalpte en yüksek gücü üreten yakıt elemanının radyonüklid sızdırması kazası incelenmiştir. Bunun aksine, bu tez çalışmasında 69 yakıt elemanının tamamında sızma meydana geldiği varsayılmıştır. Bu varsayım hipotetik kazanın temelini oluşturmaktadır. Atmosferik dağılım simülasyonları, İTÜ reaktöründeki hipotetik kazaya bağlı dış ve iç ışınlanma (kontamine su ve yiyeceklerin yutulması) etkisini araştırmak için bu çalışmada elde edilen kaynak terimi ve rüzgâr özellikleri ile gerçekleştirilmiştir. Bunun yanında iç ışınlanma mekanizmaları ile mortalite ve morbidite arasındaki ilişki de araştırılmıştır. Atmosferik dağılım modelleri HYSPLIT4 kodunda 3D parçacık, Gauss-yatay parçacık-dikey (Gh-Pv) ve Top-Hat-yatay parçacık-dikey (THh-Pv) olarak üç gruba ayrılır. Maksimum konsantrasyona sahip örgü hücresinde, 3D parçacık modeli konsantrasyon sonucu, yüksek örgü çözünürlüğü (0.002 derece) ve NE-NNE yönünde 4.6 m/s ortalama rüzgâr hızı ile kararlı hava koşullarında sırasıyla Gh-Pv ve THh-Pv modellerinin sonuçlarından 2.0 ve 2.2 kat daha büyük çıkmıştır. Ek olarak, simülasyonlar, kararsız koşullar altında parçacıkların, örgü çözünürlüğü düşükse, kararlı bir koşulla karşılaştırıldığında, belirli bir zaman aralığında örgü hücresini terk etmeden önce örgü hücresinde daha fazla zaman harcama eğiliminde olduğunu göstermiştir. Yüksek örgü çözünürlüğü (0.002 derece) ile kararlı durum için yarım saatlik ortalama aktivite konsantrasyonu, kararsız durum konsantrasyonlarından %31,5 daha yüksek bulunmuştur. Bu nedenlerle, daha tutucu bir yaklaşım sergileyerek ışınlama hesaplarını yapmak adına 3D parçacık ve kararlı hava koşulları seçilmiştir. Dış ışınlanma durumunda, radyoaktif bulut ve yerde biriken radyonuklidlerden gelen yarım saatlik ve yıllık maksimum dış ışınlanma İTÜ Ayazağa Kampüsü'nde sırasıyla 1.37 μrem ve 0.206 mrem bulunmuştur. Bu değer halk için belirlenen doz sınırın (0.1 rem/yıl ya da 5.59 𝜇rem/0.5saat) altındadır. Burada radyoaktif bulutun yarım saat içinde alanı terk ettiği belirtilmelidir. Kr-85, Xe-133 ve Xe-135 gibi zeminde birikmeyen asal gaz radyonüklidleri belirli bir süre dış ışınlanmaya katkıda bulunurken, biriken radyonüklidlerin katkısı uzun sürelidir. Bu çalışma göstermiştir ki radyoaktif havanın solunması durumunda, Ba-140 radyoizotopu, bozunma ürünleri ve soluma için yüksek risk katsayısı nedeniyle maksimum mortalite ve morbidite riskine sahiptir. Kontamine içme suyu tüketimi dikkate alındığında, radyonüklidlerin yeraltı suyuna taşınması esnasında seyrelmeleri nedeniyle musluk suyunun ve yiyeceklerin tüketimi karşılaştırıldığında önemlerini kaybederler. Çalışma sonuçları Sr-89, Sr-90, Y-91, Ru-106, Sb-125, I-131, Cs-134 ve Cs-137 gibi bazı radyonüklidlerin bazıları çok kısa yarı ömre sahip olmalarına rağmen (Sr-89, Y-91, Ru-106, Sb-125, I-131 ve Cs-134) ömür boyunca kontamine musluk suyu vasıtasıyla tüketilmesinin toprak tarafından geciktirilmelerinin az olması, su kaynağına ulaşmalarının kısa sürmesi, düşük oranda seyrelmeleri, radyonüklidler arasında yüksek konsantrasyona sahip olmaları, bozunma ürünleri ve yüksek risk katsayısına sahip olmaları nedeniyle risk taşıyabileceğini göstermiştir. Ancak diğer radyonüklidler için bir risk gözükmemektedir. Kontamine yiyeceklerin tüketilmesi durumunda, bitkinin yaprağı ve kökü vasıtasıyla bünyesine aldığı radyonüklidlerin alım ve kayıp mekanizmaları farklıdır. Ancak bunlar doğrudan radyonüklidlerin kimyasal özelliklerine, hava koşullarına, toprak tipine ve bitki türüne bağlıdır. Radyonüklidler zemin yüzeyine yerleşmeden önce bitki yaprakları tarafından tutulur. Radyonüklidlerin bitki yüzeylerinde birikmesi, havadaki radyonüklidlerden kaynaklanır ve kirletici bulut ilgilenilen yerden ayrılana kadar devam eder. Bitkilerin yaprağından hava etkisiyle ayrışma kaybının hala toprak kontaminasyonuna neden olabileceği unutulmamalıdır. Tezde elde edilen sonuçlara göre, her ne kadar birçok bitki kontaminasyondan etkilenmiş olsa da, bitkilerde hesaplanan konsantrasyonlar, özellikle Sr-90 (2.56E-02 Bq/kg), I-131 (2.16E-02 Bq/kg) ve Cs-137 (2.24E-02 Bq/kg) için, sınırların çok altındadır. Sr-90, radyonüklidler arasında mortalite (5.03E-07) ve morbidite (6.43E-07) açısından önemini korumasına rağmen, sağkalım oranları göz önüne alındığında riskler oldukça düşüktür. Tutucu analiz metodolojisinin benimsendiği bu tez çalışmasının sonuçları İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktöründeki çok tutucu hipotetik bir kaza senaryosunda bile doz değerlerinin ve risklerin uluslararası limitlerin çok altında olduğunu göstermiştir. Çalışma ayrıca atmosferik dağılım incelenirken farklı dağılım modellerinin ve atmosferik koşulların önemini göstermesinin yanı sıra, solunum veya sindirime karşılık gelen alım yollarının mortalite ve morbidite için önemli bir rol oynadığına işaret etmektedir.
Özet (Çeviri)
A radioactive release can be a result of different incidents in different facilities harvesting radionuclides. If such an incident occurs, it is important to predict where the radionuclides are going, when they will arrive at a particular location, and how much of them is in the air or on the ground at that location. The atmospheric dispersion calculations can answer these questions. The radionuclide concentration in the air after a release will result in external exposure to the public as well as internal exposure due to deposition on vegetation, soil, and water. The effect of radiation on human health is assessed with dose. In practice, dose assessments would be based on measurements of air concentration, ground deposition or radiation fields resulting from the release. However, this is not always possible. Instead, mathematical models are used to estimate the impact of radionuclide release. In order to perform atmospheric release calculations, the number of radionuclides together with their activities and forms must be known. All this information is called the source term. In addition, meteorological conditions at the time of release and geological conditions at the release site and its surrounding terrain must be taken into consideration. In this thesis, the dispersion calculations due to a hypothetical accident at ITU TRIGA Mark II research reactor were performed by the HYSPLIT4 code built up by NOAA Air Resources Laboratory to estimate accidental releases and their consequences. HYSPLIT4 implements Gaussian, top-hat horizontal distribution within a puff, and fixed number particle dispersal. Its libraries consist of a particular arrangement of sub-modular directories for each calculation mode (trajectory or concentration calculations). The meteorological data must be gridded as a latitude-longitude grid format or one of three conformal (Polar, Lambert, Mercator) map projections within arranged time intervals. The sub-grid data are created by interpolating from a given data file. This process reduces computational time efforts and shows the grid flexibility to obtain fine resolution. In the first phase of the thesis, the average wind direction estimation for the reactor site was performed. The results of the analysis showed that the average wind direction altered from NE direction to NE-NNE over time when compared with the ITU TRIGA Mark II safety analysis report (SAR) from 1979. On the contrary, average wind speed approximately stayed the same since the value is 4.7 m/s in SAR and 4.6 m/s in this study. These outcomes were supported by the measured meteorological data information from Istanbul/Ataturk ASOS and processed global reanalysis meteorological data. This step is vital for all calculations coming afterwards. ITU TRIGA Mark II research reactor which is operational since 1979 is a tank type research reactor with inherent safety feature. The core inventory of the 40-years operation was calculated by using MCNP (version 6.2) code that implements the Monte Carlo method. In order to do that the generic, verified MCNP input of the reactor produced by Dr. Senem Şentürk Lüle was modified for burnup simulation. The source term then created by taking into account the failure of all fuel elements at the same time after 55 days continuous operation at full power. It should be noted that in SAR, the failure of one fuel element producing the highest power among all fuel elements after 4 years of operation was investigated. On the contrary, in this study, the failure of all 69 fuel elements was analyzed. This assumption is the basis of the hypothetical accident. The atmospheric dispersion simulations were performed with the source term and wind properties achieved in this study to investigate the effect of external exposure and internal exposure (ingestion of contaminated tap water and food) due to the hypothetical accident in ITU reactor. The relationship between these exposure mechanisms and mortality and morbidity was also investigated. The atmospheric dispersion models were classified into three groups as 3D-Particle, Gaussian-Horizontal particle-vertical (Gh-Pv), and Top-Hat-Horizontal particle-vertical (THh-Pv) in HYSPLIT4 code. In the grid cell that had the maximum concentration, 3D particle model concentration was 2.0 and 2.2 times greater than Gh-Pv and THh-Pv models, respectively, under stable air condition with high grid resolution (0.002 degree) and 4.6 m/s average wind speed in the NE-NNE direction. In addition, simulations showed that under unstable condition particles tend to spend more time before leaving the grid cell in certain time intervals compared to a stable condition if grid resolution is low. With high grid resolution (0.002 degree), half-hour average activity concentration for the stable condition is 31.5 % higher than unstable condition concentrations. Therefore, 3D-Particle and stable condition were selected to perform conservative investigation. For external exposure, the maximum total cloudshine and groundshine as a result of exposure of half-hour and annually were found as 1.37 μrem and 0.206 mrem, respectively, at ITU Ayazağa Campus (near the Chemical and Metallurgical Engineering Faculty building). These values are below the limit for the public (5.59 𝜇rem/0.5h or 0.1 rem/yr). It should be noted that the radioactive cloud leaves the area in half-hour. It was observed that non-settled noble gas radionuclides Kr-85, Xe-133, and Xe-135 contributed to exposure only for a given period whereas deposited ones' contribution was long-lasting. This study showed that for inhalation, Ba-140 radioisotope has the maximum risk of mortality and morbidity among other radionuclides owing to its decay progeny and the high-risk coefficient for inhalation. For ingestion as drinking tap water, it is known that when radionuclides transported in the groundwater, because of dilution, they mostly lose their significance for the ingestion of contaminated tap water compared with the ingestion of contaminated food. It was found that lifetime ingestion of some radionuclides such as Sr-89, Sr-90, Y-91, Ru-106, Sb-125, I-131, Cs-134, and Cs-137 from contaminated tap water could carry a risk, since they have relatively low retardation by soil, short travel times to reach well, low dilution, high concentration in pollutant, progenies, and high-risk coefficient, even though some of them have a relatively short half-life e.g. Sr-89, Y-91, Ru-106, I-131, Sb-125, and Cs-134, but for other radionuclides, there is no considerable risk. For the ingestion of contaminated food, the uptake and loss mechanisms of foliar and root uptake are different but they directly depend on chemical characteristics of radionuclides, weather conditions, soil types, and plant types. Radionuclides are intercepted by leaves of vegetables before settling to the ground surface. The accumulation of the radionuclides on the vegetable surfaces is due to radionuclides in air and continues until that pollutant leaves the place of interest. It should be noted that weathering loss from the leaf of vegetables could still cause soil contamination. The calculations showed that although many plants were affected from contamination, the calculated concentrations in plants are well below the limits, especially for important radionuclides such as Sr-90 (2.56E-02 Bq/kg), I-131 (2.16E-02 Bq/kg), and Cs-137 (2.24E-02 Bq/kg). Even though Sr-90 maintains its importance in terms of mortality (5.03E-07) and morbidity (6.43E-07) among the other radionuclides, risks are rather low considering the survival rates. The results of this thesis which adopt conservative methodology showed that even for a very conservative hypothetical accident scenario at ITU TRIGA Mark II research reactor, the dose levels and risks are below international limits. In addition, different models and atmospheric conditions play an important role in the dispersion calculations. Furthermore, corresponding intake ways either inhalation or ingestion appear to take a key role in mortality and morbidity.
Benzer Tezler
- Atmospheric dispersion of radiation originating from nuclear power plant accidents
Nükleer enerji santrali kazalarında ortaya çıkan radyasyonun atmosferik yayılımı
EFEM BİLGİÇ
Yüksek Lisans
İngilizce
2016
Çevre MühendisliğiDokuz Eylül ÜniversitesiÇevre Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. ORHAN GÜNDÜZ
- Assessment of health-cost externalities of air pollution caused by transit ship traffic in İstanbul
İstanbul'da transit gemi trafiğinin sebep olduğu hava kirliliğinin sağlık ve maliyet açısından değerlendirilmesi
OĞUZ SARIGÜL
Yüksek Lisans
İngilizce
2019
MeteorolojiBoğaziçi ÜniversitesiÇevre Teknolojileri Ana Bilim Dalı
PROF. DR. NADIM KAMEL COPTY
- Atmosferik sınır tabakanın yüksek mertebe kapama yöntemi ile bir boyutlu modellenmesi
Başlık çevirisi yok
ŞÜKRAN SİBEL MENTEŞ
- Uydu verileri ile İstanbul Boğazı ve Haliç'de su kirliliğinin makro düzeyde belirlenmesi
Intrepretation at macro level as pollution of water resources of remotely sensed data of Bosphorus and golden horn estuary by an unsupervised and supervised classification method
H.GONCA COŞKUN
- Structural factors controlling selectivity of supported metal catalysts for partial and semi-hydrogenation
Kısmi ve yarı hidrojenasyon için destekli metal katalizörlerinin seçiciliğini kontrol eden yapısal faktörler
YUXIN ZHAO
Doktora
İngilizce
2023
Kimya MühendisliğiKoç ÜniversitesiKimya ve Biyoloji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Prof. Dr. ALPER UZUN
