Este trabalho teve como objetivo avaliar o impacto radiológico atmosférico da Unidade de Concentrado de Urânio URA, Caetité, BA, através da modelagem da dispersão de radionuclídeos e a estimativa da dose efetiva anual (em mSv.ano-1). Para tal, utilizou-se o programa MILDOS-AREA que foi desenvolvido pelo Argonne National Laboratory (ANL) em conjunto com a U.S. Nuclear Regulatory Commission (USNRC), para avaliar impacto radiológico ambiental atmosférico nas instalações de mineração e beneficiamento de urânio. O incremento de dose efetiva anual para três grupos críticos hipotéticos e oito grupos populacionais reais foi estimado com base na medida de fluxos de radônio e na estimativa das concentrações de radionuclídeos em particulados no ar dos principais termos fontes da URA (cava da mina, depósito de estéril e britador). Paralelamente, as medidas de concentração de radônio e taxa de kerma no ar, reportadas nos relatórios dos programas de monitoração ambiental pré-operacional (PMAPO) e operacional (PMAO) da URA, foram avaliadas. Os valores de dose efetiva anual estimados para os grupos críticos hipotéticos variaram de 1,78E-02 a 2,10E-02 mSv.ano-1, enquanto que para os grupos populacionais, variaram de 7,49E-05 a 1,56E-02 mSv.ano-1. A maior contribuição para o incremento da dose foi devida a inalação do radônio, sendo responsável por quase a totalidade da dose efetiva anual estimada. A média da concentração de atividade de radônio no entorno da URA foi 137,21 Bq m-3 e não sendo observada diferenças significativas entre as concentrações de radônio reportadas nos programas de monitoramento ambiental pré-operacional (valores de background) e operacional. Os valores médios de taxa de kerma no ar no entorno da URA foram de 0,136 μGy h-1. No entanto, em todos os pontos de monitoramento, os valores reportados no programa operacional foram inferiores aos valores reportados no programa pré-operacional (background), o que sugere problemas de medidas ou de coleta de dados durante a realização deste programa. O operador da URA utilizou para avaliação de impacto radiológico atmosférico, resultados apresentados em seus relatórios finais de análise de segurança (RFAS), um modelo próprio de simulação de dispersão, denominado Impacto Ambiental Radiológico (IAR7). Uma comparação entre o MILDOS-AREA e o IAR7, utilizando os mesmos parâmetros de entrada reportados no RFAS sugere que o IAR7 subestimou as concentrações de radônio no ar para os grupos críticos hipotéticos. Os resultados de simulação com o MILDOS-AREA mostram que as doses efetivas estimadas para os grupos críticos hipotéticos são inferiores a 0,3 mSv.ano-1 que é a restrição de dose estabelecida pela Comissão Nacional de Energia Nuclear. Recomenda-se que o código MILDOS-AREA seja utilizado no Brasil, para fins de licenciamento e controle, tendo em vista que o mesmo é um código validado e já utilizado em outros países para avaliar impacto radiológico ambiental atmosférico em instalações de mineração e beneficiamento de urânio / This work aimed to evaluate the atmospheric radiological impact of the Uranium Concentration Unit - URA, Caetité, BA, by modeling the dispersion of radionuclides and estimating the annual effective dose (in mSv.year-1). For this purpose, we used the MILDOS-AREA program that was developed by Argonne National Laboratory (ANL) jointly with the US Nuclear Regulatory Commission (USNRC) specifically to evaluate the atmospheric radiological impact of uranium mining and processing facilities. Taking into account estimative of particulate radionuclide concentration and radon flux measurements performed in the main source-terms of URA (open pit, heap leaching and tailing deposit), we estimated the increase of annual effective dose for three hypothetical critical groups and eight population groups. In addition, we evaluated results of radon activity concentration and kerma rate concentration in air reported in the pre-operational environmental monitoring program (PMAPO) and in the operational environmental monitoring programs (PMAO) from URA. The estimated annual effective dose to the hypothetical critical groups ranged from 1,78E-02 a 2,10E-02 mSv.year-1. For real populations, effective doses ranged from 7,49E-05 to 1,56E-02 mSv.year-1. The largest contribution to the total dose was due to inhalation of radon, accounting for almost the entire estimated annual effective dose. The average radon activity concentration in the vicinity of the URA was 137.21 Bq m-3 and there was no apparent difference between the radon concentrations reported in the pre-operational environmental monitoring program (background values) and post-operational. The average values of kerma rate in air surrounding the URA were 0.136 μGy h-1. However, for all the monitoring points, the values reported in operational environmental monitoring program were lower than the values reported in pre-operational environmental monitoring program (background), suggesting measurements or data collection problems during the pre-operational program. The miner industry used in their final report of safety analysis (RFAS), a proper dispersion model simulation, called Environmental Impact Radiological (IAR7). A comparison between the MILDOS-AREA and the IAR7 using the same input parameters in IAR7 suggested that IAR7 underestimated the radon concentrations in the air to the hypothetical critical groups. In conclusion, MILDOS-AREA simulation showed that the estimated effective doses for the hypothetical critical groups are less than 0.3 mSv.year-1, which is the operational dose limit to the public established by the National Nuclear Energy Commission. It is recommended that the MILDOS-AREA code should be used in Brazil, considering that it is a validated code and already used in other countries to assess atmospheric radiological impact on mining and uranium processing facilities

Submitted by Johnny Rodrigues (johnnyrodrigues@ufcg.edu.br) on 2018-03-20T14:01:59Z No. of bitstreams: 1 VALÉRIO DE ARAÚJO GOMES - DISSERTAÇÃO PPGEQ 2007..pdf: 2306567 bytes, checksum: aa927c50f8346bfbe8e90901136c65fe (MD5) / Made available in DSpace on 2018-03-20T14:01:59Z (GMT). No. of bitstreams: 1 VALÉRIO DE ARAÚJO GOMES - DISSERTAÇÃO PPGEQ 2007..pdf: 2306567 bytes, checksum: aa927c50f8346bfbe8e90901136c65fe (MD5) Previous issue date: 2017 / A determinação de concentração de poluentes lançados na atmosfera é um elemento importante na previsão de impactos ambientais causados por emissões de efluentes industriais, sendo fundamental na avaliação de viabilidade de novas plantas, ou mesmo para plantas existentes. Em função da ampliação dos parques industriais e da aproximação dos centros urbanos, cada vez mais fica evidente a necessidade de dispor de dados de simulações da qualidade do ar, para tomar decisões em relação ao tipo de tratamento dos efluentes gasosos, posicionamento de plantas, projetos de chaminés (altura), e principalmente do tipo de controle e processo que será necessário para minimizar as concentrações lançadas no meio ambiente. O presente trabalho teve como objetivo, principalmente, desenvolver uma rotina aplicada as emissões de fluoreto gasoso proveniente de reduções eletrolíticas de alumínio. A referência adotada foi o modelo desenvolvido pela Environmental Research & Technology Inc. chamado BLP – Buoyant Line and Point Source (modelo fundamentado na distribuição gaussiana), aplicando algumas considerações específicas. A implementação foi realizada utilizando o Mathcad 11 Enterprise Edition. Posteriormente ao desenvolvimento foram feitas várias simulações com informações coletadas pelo programa de monitoramento de fontes estacionárias da Alumar e comparados com os dados coletados na estação de monitoramento contínuo de qualidade do ar localizada na vila de Coqueiro (intermediações do limite da fábrica, 2,500 Km). Complementarmente, também foi realizada uma simulação para comparar o resultado do modelo proposto com os resultados do CALPUFF (software comercial referendado pela EPA – Environmental Protection Agency) que foi utilizado durante a elaboração do estudo de impacto ambiental da complementação da sala de cubas – linha 3. O modelo proposto apresentou uma correlação de 82% com os dados históricos coletados na estação localizada na vila de Coqueiro e um erro de 4,35% quando comparado com as simulações do CALPUFF. / The determination of the pollutants concentration released into the atmosphere is an important element in the prediction of environmental impacts caused by emissions from industrial effluents, being fundamental in the feasibility evaluation of new plants, or even for existing plants. Due to the industrial parks expansion and the approximation of urban centers, it is increasingly evident that there is a need for air quality simulation data to make decisions regarding the type of treatment of gaseous effluents, plant positioning, chimneys dimensions (height), and especially of the type of control and process that will be necessary to minimize the concentrations released in the environment. The main objective of this work was to develop a routine applied to the emission of gaseous fluoride from electrolytic smelting of aluminum. The reference adopted was the model developed by Environmental Research & Technology Inc called BLP - Buoyant Line and Point Source (model based on the Gaussian distribution), applying some specific considerations. The implementation was performed using Mathcad 11 Enterprise Edition. After the development, several simulations were carried out with information collected by Alumar's stationary source monitoring program and compared to the data collected at the continuous air quality monitoring station located in the village of Coqueiro (distant 2,500 km). In addition, simulations were also carried out to compare the results of the proposed model with the results from CALPUFF (commercial software endorsed by the EPA - Environmental Protection Agency) that was used during the elaboration of the environmental impact study of the complementation of the potroom - line 3. The proposed model presented a correlation of 82% with the historical data collected at the station located in the village of Coqueiro and an error of 4.35% when compared to the simulations of the CALPUFF.

Este trabalho teve como objetivo avaliar o impacto radiológico atmosférico da Unidade de Concentrado de Urânio URA, Caetité, BA, através da modelagem da dispersão de radionuclídeos e a estimativa da dose efetiva anual (em mSv.ano-1). Para tal, utilizou-se o programa MILDOS-AREA que foi desenvolvido pelo Argonne National Laboratory (ANL) em conjunto com a U.S. Nuclear Regulatory Commission (USNRC), para avaliar impacto radiológico ambiental atmosférico nas instalações de mineração e beneficiamento de urânio. O incremento de dose efetiva anual para três grupos críticos hipotéticos e oito grupos populacionais reais foi estimado com base na medida de fluxos de radônio e na estimativa das concentrações de radionuclídeos em particulados no ar dos principais termos fontes da URA (cava da mina, depósito de estéril e britador). Paralelamente, as medidas de concentração de radônio e taxa de kerma no ar, reportadas nos relatórios dos programas de monitoração ambiental pré-operacional (PMAPO) e operacional (PMAO) da URA, foram avaliadas. Os valores de dose efetiva anual estimados para os grupos críticos hipotéticos variaram de 1,78E-02 a 2,10E-02 mSv.ano-1, enquanto que para os grupos populacionais, variaram de 7,49E-05 a 1,56E-02 mSv.ano-1. A maior contribuição para o incremento da dose foi devida a inalação do radônio, sendo responsável por quase a totalidade da dose efetiva anual estimada. A média da concentração de atividade de radônio no entorno da URA foi 137,21 Bq m-3 e não sendo observada diferenças significativas entre as concentrações de radônio reportadas nos programas de monitoramento ambiental pré-operacional (valores de background) e operacional. Os valores médios de taxa de kerma no ar no entorno da URA foram de 0,136 μGy h-1. No entanto, em todos os pontos de monitoramento, os valores reportados no programa operacional foram inferiores aos valores reportados no programa pré-operacional (background), o que sugere problemas de medidas ou de coleta de dados durante a realização deste programa. O operador da URA utilizou para avaliação de impacto radiológico atmosférico, resultados apresentados em seus relatórios finais de análise de segurança (RFAS), um modelo próprio de simulação de dispersão, denominado Impacto Ambiental Radiológico (IAR7). Uma comparação entre o MILDOS-AREA e o IAR7, utilizando os mesmos parâmetros de entrada reportados no RFAS sugere que o IAR7 subestimou as concentrações de radônio no ar para os grupos críticos hipotéticos. Os resultados de simulação com o MILDOS-AREA mostram que as doses efetivas estimadas para os grupos críticos hipotéticos são inferiores a 0,3 mSv.ano-1 que é a restrição de dose estabelecida pela Comissão Nacional de Energia Nuclear. Recomenda-se que o código MILDOS-AREA seja utilizado no Brasil, para fins de licenciamento e controle, tendo em vista que o mesmo é um código validado e já utilizado em outros países para avaliar impacto radiológico ambiental atmosférico em instalações de mineração e beneficiamento de urânio / This work aimed to evaluate the atmospheric radiological impact of the Uranium Concentration Unit - URA, Caetité, BA, by modeling the dispersion of radionuclides and estimating the annual effective dose (in mSv.year-1). For this purpose, we used the MILDOS-AREA program that was developed by Argonne National Laboratory (ANL) jointly with the US Nuclear Regulatory Commission (USNRC) specifically to evaluate the atmospheric radiological impact of uranium mining and processing facilities. Taking into account estimative of particulate radionuclide concentration and radon flux measurements performed in the main source-terms of URA (open pit, heap leaching and tailing deposit), we estimated the increase of annual effective dose for three hypothetical critical groups and eight population groups. In addition, we evaluated results of radon activity concentration and kerma rate concentration in air reported in the pre-operational environmental monitoring program (PMAPO) and in the operational environmental monitoring programs (PMAO) from URA. The estimated annual effective dose to the hypothetical critical groups ranged from 1,78E-02 a 2,10E-02 mSv.year-1. For real populations, effective doses ranged from 7,49E-05 to 1,56E-02 mSv.year-1. The largest contribution to the total dose was due to inhalation of radon, accounting for almost the entire estimated annual effective dose. The average radon activity concentration in the vicinity of the URA was 137.21 Bq m-3 and there was no apparent difference between the radon concentrations reported in the pre-operational environmental monitoring program (background values) and post-operational. The average values of kerma rate in air surrounding the URA were 0.136 μGy h-1. However, for all the monitoring points, the values reported in operational environmental monitoring program were lower than the values reported in pre-operational environmental monitoring program (background), suggesting measurements or data collection problems during the pre-operational program. The miner industry used in their final report of safety analysis (RFAS), a proper dispersion model simulation, called Environmental Impact Radiological (IAR7). A comparison between the MILDOS-AREA and the IAR7 using the same input parameters in IAR7 suggested that IAR7 underestimated the radon concentrations in the air to the hypothetical critical groups. In conclusion, MILDOS-AREA simulation showed that the estimated effective doses for the hypothetical critical groups are less than 0.3 mSv.year-1, which is the operational dose limit to the public established by the National Nuclear Energy Commission. It is recommended that the MILDOS-AREA code should be used in Brazil, considering that it is a validated code and already used in other countries to assess atmospheric radiological impact on mining and uranium processing facilities