Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2013-12-09T13:21:48Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2010_05.pdf: 3516447 bytes, checksum: d5e517dcd29d749cc561c5c7d57c3279 (MD5) / Made available in DSpace on 2013-12-09T13:21:48Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2010_05.pdf: 3516447 bytes, checksum: d5e517dcd29d749cc561c5c7d57c3279 (MD5) Previous issue date: 2010 / Este trabalho teve como objetivo avaliar o impacto de liberação acidental de Trítio, postulada a partir de reator de potência, através de modelagem ambiental no meio aquático. Para isso foram usados modelos computacionais hidrodinâmico e de transporte para a simulação da dispersão de trítio causada por um acidente em uma central nuclear do tipo CANDU 6, no sitio em construção de Angra 3 (PWR) no CNAAA. Este exercício foi realizado com auxílio de um sistema de códigos acadêmico desenvolvido pelo Coppe/UFRJ, chamado SisBaHiA. O CANDU é um reator que usa a água pesada (D2O) como moderador e refrigerante do núcleo. Postulou-se então, um acidente do tipo LOCA (Loss of coolant accident) no sistema de resfriamento emergencial do núcleo (sem fusão), durante o qual foi quase instantaneamente perdido 66 m3 de refrigerante. Tal inventário continha 35 PBq de trítio e foi lançada uma carga sob forma líquida de 9.7 TBq/s próximo a praia de Itaorna, Angra dos Reis – RJ. Aplicando-se os modelos citados acima em dois cenários (usina parada e em funcionamento), a diluição da atividade específica da pluma alcançou valores superiores aos níveis de referência para água do mar (1.1 MBq/m³) previstos nas especificações técnicas do licenciamento apenas durante os primeiros 14 dias após o acidente. A diferença entre os dois cenários residiu basicamente na maior diluição alcançada das maiores concentrações no cenário com recirculação de água marinha (bombeamento e descarga) justamente nas primeiras duas semanas, quando as concentrações entre a Praia de Itaorna e a Ilha Sandri variaram 1×109 e 5×105 Bq/m³. Após 180 dias a pluma não poderia mais ser detectada na Baía, pois sua atividade era inferior a mínima detectável (< 11 KBq/m³). / This study has the aim to assess the impact of accidental release of tritium postulate from a nuclear power reactor through environmental modeling of aquatic resources. In order to do that it was used computational models of hydrodynamics and transport for the simulation of tritium dispersion caused by an accident in a CANDU reactor located in the ongoing Angra 3 site. This exercise was accomplished with the aid of a code system (SisBAHIA) developed in the Rio de Janeiro Federal University (Coppe/UFRJ). The CANDU reactor is one that uses heavy water (D2O) as moderator and coolant of the core. It was postulated, then, the LOCA (Loss of coolant accident) accident in the emergency cooling system of the nucleus (without fusion), where was lost 66 m3 of soda almost instantaneously. This inventory contained 35 PBq and was released a load of 9.7 TBq/s in liquid form near the Itaorna beach, Angra dos Reis – RJ. The models mentioned above were applied in two scenarios (plant stopped or operating) and showed a tritium plume with specific activities larger than the reference level for seawater (1.1 MBq/m³) during the first 14 days after the accident. The main difference between the scenario without and with seawater recirculation (pumping and discharge) is based on the enhancement of dilution of the highest concentrations in the last one. This dilution enhancement resulting in decreasing concentrations was observed only during the first two weeks, when they ranged from 1x109 to 5x105 Bq/m³ close to the Itaorna beach spreading just to Sandri Island. After 180 days, the plume could not be detected anymore in the bay, because their activities would be lower than the minimum detectable value (< 11 kBq/m³).

Foram desenvolvidos métodos de determinação de urina e trítio em urina. Para o urânio foi adaptada a técnica de análise por fluorimetria em meio sólido. O limite de sensibilidade foi de 5. 10-4&#181;g U/0,1 ml e o erro foi de cerca de 10% para concentrações em torno de 0,05 &#181;g U/0,1 ml. Foi padronizado para o trítio o método de análise por cintilação em meio líquido. O método determina quantidades de trítio até pelo menos 8,10-3&#181;Ci/ml e o erro foi de cerca de 4% para concentrações de trítio em torno de 0,34 &#181;Ci/l. Depois de adaptadas, as técnicas foram aplicadas a amostras de urinas de trabalhadores expostos a compostos de urânio ou trítio com a finalidade de verificar possível contaminação interna por estes radioisótopos. / Abstract not available.

Foram desenvolvidos métodos de determinação de urina e trítio em urina. Para o urânio foi adaptada a técnica de análise por fluorimetria em meio sólido. O limite de sensibilidade foi de 5. 10-4&#181;g U/0,1 ml e o erro foi de cerca de 10% para concentrações em torno de 0,05 &#181;g U/0,1 ml. Foi padronizado para o trítio o método de análise por cintilação em meio líquido. O método determina quantidades de trítio até pelo menos 8,10-3&#181;Ci/ml e o erro foi de cerca de 4% para concentrações de trítio em torno de 0,34 &#181;Ci/l. Depois de adaptadas, as técnicas foram aplicadas a amostras de urinas de trabalhadores expostos a compostos de urânio ou trítio com a finalidade de verificar possível contaminação interna por estes radioisótopos. / Abstract not available.