Avaliação do impacto radiológico ambiental de uma mina de urânio brasileira

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1 Avaliação do impacto radiológico ambiental de uma mina de urânio brasileira Wagner de Souza Pereira 1 e 2, Alphonse Kelecom 3 Ademir da Silva Xavier 4 ABSTRACT Este estudo visa avaliar o impacto radiológico ambiental (IRA) a partir da liberação da água tratada pelo Complexo Minéro-Industrial de Poços de Caldas (CIPC), hoje denominado Unidade de Tratamento de Minério (UTM) em Caldas, MG, durante o período de 1999 a As águas de efluentes foram analisadas uma vez por semana para o ponto 014 (associado à cava da mina e bota fora 8). Os radionuclídeos críticos são 238 U, 226 Ra, 210 Pb, 232 Th e 228 Ra. O 238 U e o 232 Th foram analisados por espectrofotometria. O 226 Ra, o 210 Pb, e o 228 Ra, por sua vez, foram analisados pelos métodos de separação radioquímica e posterior radiometria. As estimativas de dose foram baseadas no modelo proposto pela Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) para um grupo crítico hipotético associado ao ponto de liberação de efluentes no Ribeirão das Antas (ponto 014). Os cálculos foram realizados utilizando a concentração média no período de dez anos. O valor dos níveis de referência de taxa de dose máxima permitida pela CNEN para a liberação é igual a 0,3 msv a -1 para indivíduo do grupo crítico. O valor de dose estimado no indivíduo do grupo crítico foi de 0,12 msv a - 1. Em conclusão, observa-se que os níveis de referência permitidos pela CNEN, não foram atingidos. Isso indica que o tratamento dos efluentes líquidos gerados pelo CIPC/UTM foi conduzido de forma eficiente, garantindo a segurança da população do entorno da unidade de processamento de minério (UTM) em Caldas. 1 Dr., Professor Adjunto, Laboratório de Monitoramento de Efluentes Líquidos - LAMEL, Curso de Mestrado Profissional em Ciências do Meio Ambiente, Universidade Veiga de Almeida - Wagner.pereira@uva.br, (24) Dr., Biólogo Sênior, Grupo Multidisciplinar de Radioproteção - GMR, Serviço de Radioproteção - SR, Coordenação de Radioproteção, Licenciamento e Salvaguardas CPRAL.N, Fábrica do Combustível Nuclear -FCN, Indústrias Nucleares do Brasil INB. wspereira@inb.gov.br, (24) Dr., Professor Titular, Laboratório de Radiobiologia e Radiometria Pedro Lopes dos Santos - LARARA-PLS, Grupo de Estudos em Temas Ambientais - GETA, Universidade Federal Fluminense UFF, lararapls@hotmail.com 4 Dr., Professor Associado, Programa de Engenharia Nuclear/COPPE, Departamento de Engenharia Nuclear/Escola Politécnica, Universidade Federal do Rio de Janeiro ademir@com.ufrj.br

2 1. INTRODUÇÃO A primeira unidade de mineração e processamento de urânio no Brasil, o Complexo Industrial de Poços de Caldas (CIPC), funcionou do ano de 1982 até o ano de Retornou a operar em 2005, com o tratamento químico da monazita, visando a extração de elementos de terras raras. Nesta nova fase o CIPC, passou a ser denominado Unidade de Tratamento de Minério (UTM) [1]. Durante sua operação, o CIPC produziu toneladas de diuranato de amônio. Além do produto, gerou 44, m 3 de estéreis de mineração, a maior parte com geração de drenagem ácida de mina. Outro volume importante de rejeito gerado (2, m 3 ) foi um rejeito do beneficiamento químico do minério (tailings) [2]. Na área do CIPC/UTM existem três termos fontes para o meio ambiente. Um associado à mina a céu aberto (ponto 076), outro associado às pilhas de estéreis da mina (ponto 014) e por último um ponto associado a barragens de rejeitos (ponto 025). Esses termos fontes liberam metais pesados e radionuclídeos, podendo causar impacto ambiental. Assim, um programa de tratamento de efluentes, foi criado com o objetivo de minimizar o impacto ambiental nas fases operacional e de operação parada do CIPC/UTM. Para validar o tratamento proposto, um programa de monitoração ambiental foi mantido para confirmar que o tratamento de efluentes mitigava de fato os impactos e mantinha os efluentes nos limites permitidos pela legislação brasileira para a sua liberação para o ambiente. A área de influência do CIPC/UTM foi estudada por diversos grupos, com diversos enfoques: O impacto radiológico ambiental durante a operação foi objeto de atenção [3-6]. Neste mesmo período, a avaliação do transporte dos radionuclídeos foi o avaliado por Amaral e colaboradores [7-8]. Antes da operação da planta, a linha de base dos radionuclídeos tinha sido estabelecida por Amaral e col.[9]. Por fim, uma das vertentes do descomissionamento da área foi estudada [10-11]. Já a legislação brasileira da época da implantação, da operação [12] e da fase de operação suspensa [13] legisla sobre o acréscimo de dose no grupo crítico. A fim de realizar a avaliação do Impacto Radiológico Ambiental - IRA, um modelo de dispersão ambiental dos radionuclídeos liberados teve que ser desenvolvido. A dispersão de radionuclídeos liberados pela prática, o processo de incorporação desses radionuclídeos, as suas concentrações nos compartimentos ambientais de interesse (água, comida, ar, etc.) foram modelados e monitorados para confirmação do modelo. Além disso, um modelo dosimétrico teve que ser desenvolvido também para converter essas concentrações de atividade em doses. Com base nesses modelos o órgão regulador da área nuclear brasileira, a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) elaborou um modelo de avaliação IRA [14]. O IRA é baseado em modelos de dispersão de radionuclídeos liberados, suas concentrações em diferentes matrizes ambientais (água, sedimento, cadeia alimentar humana) e em um modelo dosimétrico conservador. Esses modelos, associados geram uma avaliação de dose conservadora de exposição. Nesse caso, procuram-se doses superestimadas, garantindo que a dose real ao qual o grupo crítico está submetido é menor que o avaliado. O presente estudo tem como objetivo estimar a dose à qual os indivíduos do público (IP) do grupo crítico, associado ao Ribeirão das Antas, estavam expostos, no período de dez anos, entre 1999 e 2009 com base nos limites derivados estabelecidos pela CNEN [14].

3 2. METODOLOGIA 2.1.Estabelecimento de Ponto de Lançamento de Efluentes O CIPC/UTM possuí três pontos de lançamento de efluentes líquidos para o meio ambiente. O ponto de liberação de efluentes estudado foi o ponto 014, que libera efluentes para o Ribeirão das Antas e que está associado a cava da mina e ao bota fora 8. O órgão regulador, CNEN, estipulou os limites derivados para este ponto 2.2.Modelo Conceitual A CNEN elaborou um modelo baseado no conceito de análise de vias críticas [14]. Ele prevê um grupo homogêneo de pessoas mais expostas à liberação de radionuclídeos pela prática (grupo crítico). Prevê também a definição de radionuclídeos mais importantes em termos de contribuição à dose (radionuclídeos críticos) e as rotas mais importantes de exposição (vias críticas). Outra preocupação do modelo é a formulação de uma filosofia de cálculo de dose conservador, para que o valor real do impacto venha a ser significativamente inferior ao valor calculado pelo modelo. A via de exposição crítica foi o lançamento dos efluentes líquidos pela UTM. O grupo crítico foi planejado como um grupo populacional hipotético para cada ponto de interface com o meio ambiente. Foram considerados radionuclídeos críticos o nat U, o 226 Ra, e o 210 Pb da série do urânio e 232 Th e 228 Ra da série do tório. 2.3.Modelo utilizado O limite autorizado pelo órgão regulador é de 0,3 msv a -1 por individuo no grupo crítico. Foi estimado um limite derivado para a concentração de atividade, que constituí o valor de concentração de atividade de cada radionuclídeo no efluente que, através dos modelos, acima citado, gera uma dose de 0,06 msv a -1 por individuo no grupo crítico para cada radionuclídeo. A razão entre a concentração de atividade média do efluente analisado e o limite derivado multiplicado pela contribuição de cada radionuclídeo para a dose (0,06 msv a -1 ), gera a estimativa da contribuição de cada radionuclídeo para a dose no grupo crítico. A soma dessas contribuições individuais de cada radionuclídeo gera a dose estimada no grupo crítico devido à prática. Com base nos modelos de dispersão de radionuclídeos no meio, uso do meio pelo grupo crítico e no modelo dosimétrico, limites derivados para cada radionuclídeo no efluente foram definidos pelo órgão regulador e podem ser vistos na Tabela 1.

4 Tabela 1 Limites derivados estabelecidos pela Comissão Nacional de Energia Nuclear, para o ponto 014 (uma das interfaces UTM ambiente) e os termos fontes associados, em Bq l -1, seg. [14]. Ponto Localização Termos fontes nat U Radionuclídeo (Bq l -1 ) 226 Ra 210 Pb 232 Th 228 Ra 014 Ribeirão das Antas Cava da mina Bota fora 8 0,2 0,1 0,1 0,3 0,1 2.4.Análises de Radionuclídeos O Urânio e o tório foram medidos por espectrofotometria, utilizando o método do arsenazo [15], modificado por Savvin [16]. O Ra-226 foi determinado por radioquímica e radiometria alfa total, e o Ra-228 e o Pb-210 por radioquímica e radiometria beta total, como descrito por Godoy et al. [17] Programa de Monitoramento Ambiental Para apoiar a avaliação da dose, um programa de monitoramento radiológico ambiental (PMRA) foi realizado. No ponto 014 foram realizadas coletas semanais. A dose foi estimada com base nesse programa de monitoração radiológica ambiental o qual satisfaz a legislação brasileira vigente [13, 18-19] e as boas práticas recomendadas pelos órgãos reguladores [20]. 3. RESULTADOS Os radionuclídeos críticos, foram analisados durante dez anos no ponto de monitoração 014. Os valores médios de concentração de atividade no ponto de interface com o meio ambiente e demais estatística descritivas, foram calculados e são mostrados na Tabela 2. Tabela 2 Concentrações de atividade (Bq l -1 ) no ponto 014, utilizado para avaliar o Impacto radiológico ambiental durante o período de 1999 a Parâmetro U nat 226 Ra Radionuclídeo 210 Pb 232 Th 228 Ra Média 0,21 0,03 0,03 0,003 0,04 Variância da amostra 0,024 0,0002 0,0008 8, Intervalo 1,38 0,11 0,16 0,029 0,21 Mínimo 0,02 0, Máximo 1,40 0,11 0,16 0,029 0,21 Contagem

5 O cálculo da estimativa de dose no grupo crítico pode ser vista, na Tabela 3, assim como a memória de cálculo dessa estimativa. Tabela 3 - Dose estimada para o grupo hipotético crítica em msv a -1, a partir dos limites derivados estabelecidos pela CNEN [12] e sua memória de cálculo. Radionuclídeo Grupo Parâmetro de cálculo nat U 226 Ra 210 Pb 232 Th 228 Ra crítico Limite de dose autorizado (LA, msv a -1 ) Dose no grupo crítico autorizado pela CNEN 0,3 Concentração de atividade (CA, em Bq l -1 ) Valor da CA média dos dez anos avaliados 0,21 0,03 0,03 0,003 0,04 Limite derivado de liberação (LD, em Bq l -1 ) CA autorizado para liberação pela CNEN 0,2 0,1 0,1 0,3 0,1 Contribuição de cada radionuclídeo para a dose (msv a -1 ) 0,063 0,018 0,018 0,0006 0,024 Dose estimada no grupo crítico, em msv a -1 0,1236 A estimativa de dose no indivíduo do grupo crítico foi de 0,12 msv a -1, ou seja menos da metade do limite de dose autorizado pelo órgão regulador que é de 0,30 msv a -1. O radionuclídeo que mais contribuí para a dose foi o Unat e o que menos contribuição foi o 232 Th, que teve uma contribuição desprezível (Figura 1). É relevante lembrar que os valores estimados foram comparados com o limite autorizado e representam 12% do limite legal de dose no grupo crítico, que é de 1 msv a -1 [13]. Figura 01 Contribuição de cada radionuclídeo para a avaliação de dose no grupo crítico.

6 4. CONCLUSÃO A avaliação do impacto ambiental radiológico da UTM demonstrou que os limites de exposição autorizados não foram ultrapassados na média dos dez anos avaliados. Com essa avaliação podemos afirmar que durante a fase de atividade parada, entre 1999 e 2009 o CIPC/UTM manteve um tratamento de efluentes eficiente e uma monitoração que comprovou esta eficiência. Pode-se afirmar que o impacto ambiental da fase de operação parada no Ribeirão das Antas está dentro das normas e dos parâmetros autorizados pelo órgão regulador. REFERÊNCIAS 1. Goncalves, C. R. Remoção de manganês e recuperação de urânio presentes em águas ácidas de mina, dissertação de mestrado, CDTN, 87 pp, Cipriani, M. Mitigação dos impactos sociais e ambientais decorrentes do fechamento definitivo de minas de urânio, Tese (doutoramento), UNICAMP, 306 pp Fernandes, H.M., Veiga, L.H.S., Franklin, M.R., Prado, V.C.S. e Taddei, J.F. Environmental impact assessment of uranium mining and milling facilities: a study case at the Poços de Caldas uranium mining and milling site, Brazil. Journal of Geochemical Exploration, 52, pp , (1994). 4. Amaral, E.C.S. Modificação da exposição radiação natural devido a atividades agrícolas e industriais numa área de radioatividade natural elevada no Brasil. Ph.D. thesis. Instituto de Biofísica, UFRJ, 130 pp. (1992). 5. Amaral, E.C.S., Godoy, J.M., Rochedo, E.R.R., Vasconcellos, L.M.H. e Pires do Rio, M.A. The environmental impact of the uranium industry: Is the waste rock a significant contributor. Radiation Protection Dosimetry, 22, pp (1988). 6. Amaral, E.C.S., Rochedo, E.R.R., Paretzke, H.G. e Penna Franca, E. The radiological impact of the agricultural activities in an area of high natural radioactivity. Radiation Protection Dosimetry, 45, pp (1993). 7. Azevedo, H. L. P., Amaral, E. C. S. e Godoy, J. M. Evaluation of the 226 Ra transport by river sediments surrounding the Brazilian uranium mining and milling facilities. Environmental Pollution, 51, pp (1988). 8. Barcellos, C., Amaral, E. e Rochedo, E. Radionuclide transport by Pocos de Caldas Plateau rivers, Brazil. Environ. Technol., 11, pp (1990). 9. Amaral, E.C.S., Azevedo, H.L.P. e Mendonca, A.H. Pre-operational environment survey at the uranium mine and mill site, Poços de Caldas, Minas Gerais, Brazil. Science of the Total Environment 42, pp (1985). 10. Fernandes, H.M., Franklin, M.R., Veiga, L.H.S., Freitas, P. e Gomiero, L.A. Management of Uranium Mill Tailings: Geochemical Processes and Radiological Risk Assessment. Journal of Environmental Radioactivity, 30(l), pp (1996). 11. Fernandes, H.M. Subsidios ao Descomissionamento da Primeira Indústria de mineração e beneficiamento de urânio no Brasil. O caso do Complexo Minero Industrial de Poços de Caldas - Niterói. Tese de doutorado, Departamento de Geoquímica da Universidade Federal Fluminense. 250 pp (1997).

7 12. COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR, Norma CNEN-NE-3.01, Diretrizes Básicas de Radioproteção, 121 pp. (1988). 13. COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR, Norma CNEN-NN-3.01, Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica, 34 pp. (2005). 14. COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR, OFÍCIO CNEN SNU n.º 901/91 de 22/07/1991. (1991). 15. Savvin, S.B. Analytical use of arsenazo III: Determination of thorium, zirconium, uranium and rare earth elements, Talanta, v.8, nº9. pp (1961). 16. Savvin, S.B. Analytical applications of arsenazo III II: Determination of thorium, uranium, protactinium, neptunium, hafnium and scandium, Talanta, v.11, nº1, pp 1-6. (1964). 17. Godoy, J.M., Lauria, D.C., Godoy, M.L.P. e Cunha, R. Development of a sequential method for determination of 238 U, 234 U, 232 Th, 230 Th, 228 Th, 228 Ra, 226 Ra and 210 Pb in environmental samples. J. Radioanal. Nucl. Chem. v. 182, nº 1, pp (1994). 18. COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR, POSIÇÃO REGULATÓRIA 3.01 / 008. Programa de monitoração radiológica ambiental, 6 pp, (2005). 19. COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR. POSIÇÃO REGULATÓRIA 3.01 / 009, Modelo para a elaboração de programa de relatórios de monitoração radiológica ambiental, 6 pp, (2005). 20. Lauria, D. C. Martins, N. S. e Zenaro, R., Monitoração Radiológica Ambiental. Comissão Nacional de Energia Nuclear, Instituto de Radioproteção e Dosimetria. Coleção IRD, V. 01, N pp, (2007).