Avaliação De Impacto Radiológico Ambiental Utilizando Modelagem Matemática: Um Modelo Conceitual Wagner de Souza Pereira 1 Alphonse Kelecom 2 Marcos Vicente Bento Macedo, Rosane Santos Araujo e Júlia Martinelli Fabbri 3 RESUMO Esse trabalho visa desenvolver um modelo conceitual para avaliação do impacto radiológico ambiental, baseado no modelo Mildos-area, adaptado às condições ecológicas da região semiárida do Brasil. Esse modelo é baseado no conceito ambiental segundo o qual cada compartimento ambiental é representado por uma caixa, sendo cada caixa interligada por fatores de transferências ambientais. Logo a concentração de interesse em cada caixa depende da concentração da caixa anterior e do fator de transferência entre as caixas. Foi desenvolvido um modelo conceitual, representando o ambiente a ser avaliado bem como um modelo para o cálculo de dose da população residente nas proximidades dos termos fontes e um modelo para os fatores de transferência. Como região teste foi escolhida a mina de fosfato, com urânio associado, na região semiárida do Ceará, no município de Santa Quitéria. Palavras chaves: Avaliação de impacto ambiental, radioecologia, estimativa de dose, dispersão de radionuclídeos, modelos matemáticos. ABSTRACT This work aims to develop a conceptual model for assessing the environmental radiological impact, based on the model "Mildos-area", adapted to the ecological conditions of the semi-arid region of Brazil. This model derives from the environmental concept whereby each compartment is represented by a box, each box being interconnected by environmental transfer factors. Thus, the concentration of interest in each box depends on the concentration of the previous one and on the transfer factor between the boxes. A conceptual model was developed representing the environment to be assessed. Similarly, a model for dose calculation of the population living in the vicinity of the terms fonts and a model for the transfer factors were built up. The chosen test region was the phosphate mine with associated uranium in the semi-arid region of Ceará, municipality of Santa Quitéria. Keywords: environmental impact assessment, radioecology, dose assessment, radionuclide dispersion, mathematical models. 1 Doutor em biologia, Coordenador do Mestrado Profissional em Meio Ambiente. Chefe do Laboratório de Monitoramento de Efluentes Líquidos - LAMEL, Universidade Veiga de Almeida UVA, Rua Ibituruna, 108, Tijuca, Rio de Janeiro, CEP 20.271-020, Brasil. wagner.pereira@uva.br 2 Doutor em química pela Universidade Livre de Bruxelas, Prof. Titular da UFF, Chefe do Laboratório de Radiobiologia e Radiometria Pedro Lopes dos Santos LARARA-PLS, Universidade Federal Fluminense UFF, C.P. 100436, CEP 24.001-970, Niterói, RJ, Brazil. 3 Pós-graduandos, Mestrado Profissional em Meio Ambiente, Lab. de Monitoramento de Efluentes Líquidos - LAMEL, UVA, Rua Ibituruna, 108, Tijuca, Rio de Janeiro, CEP 20.271-020, Brasil. Edição Especial em Ciências Ambientais - Novembro de 2015 pág.18
Introdução Empreendimentos radiológicos e nucleares no Brasil necessitam de uma avaliação do impacto radiológico ambiental (IRA). Uma forma de se avaliar o IRA é através da modelagem da dispersão de radionuclídeos. Esta modelagem é realizada visando o cálculo do acréscimo de dose efetiva anual (em msv/a) do empreendimento (prática). O primeiro passo é o estabelecimento de um modelo conceitual com a caracterização das vias de exposição para um futuro monitoramento. Depois da modelagem programas de monitoramento devem ocorre em três fases distintas da prática: as fases pré-operacional, operacional e pós-operacional. A fase pré-operacional serve para estabelecer os valores de dose à qual a população está naturalmente submetida. A fase operacional estima o acréscimo de dose devido à prática, que é a base da avaliação do impacto ambiental radiológico, e a fase pós-operacional visa garantir a segurança ambiental, após cessarem as atividades industriais, não permitindo o estabelecimento de passivos ambientais. No exterior, o programa Mildos-area é utilizado para avaliar o acréscimo de dose (ANL, 2009). Esse programa é baseado em modelos conceituais (USNRC, 1982; BEAK CONSULTANTS, 1985 e IEC BEAK CONSULTANTS, 1986). Esses modelos foram desenvolvidos para as regiões temperadas do hemisfério norte, utilizando conceitos ecológicos (produtividade primária, clima, temperatura, taxa de consumo, fatores de transferência ambiental) típicos dessas regiões. A utilização do Mildos-area e dos modelos conceituais de dispersão de radionuclídeos, para regiões tropicais, necessita de adequações às situações específicas da ecologia tropical. Adaptações aplicadas à região do semiárido brasileiro (zona ecótono entre o cerrado e a caatinga) foram realizadas por PY JÚNIOR E PEREIRA (2002). PEREIRA E PY JÚNIOR (2002) aplicaram esse modelo adaptado para estimar o acréscimo de dose em um grupo da população mais exposto à radiação (grupo crítico) proveniente da prática de mineração de urânio em Caetité, BA. Edição Especial em Ciências Ambientais - Novembro de 2015 pág.19
2. Objetivos Esse trabalho visa descrever os princípios básicos do modelo de dispersão e de cálculo de dose aplicado a uma região de caatinga, considerada de alta radioatividade natural, visando a identificação dos parâmetros a serem monitorados em um futuro programa de monitoração ambiental pré-operacional. 3 - Hipóteses Básicas O modelo matemático utiliza a estimativa de dispersão atmosférica gaussiana, considerando todas as fontes contínuas e sem elevação. Considera-se uma fonte extensa, não pontual. Os efeitos de elevações do terreno nas proximidades das fontes não são considerados. O modelo considera a dispersão atmosférica vertical, com estimativas válidas ao nível do solo e dentro de 16 setores definidos pela rosa dos ventos. O modelo é estacionário, fornecendo estimativas de valores médios anuais. O modelo considera que a deposição de partículas no solo não diminui a concentração atmosférica. As incertezas são controladas por meio de hipóteses conservadoras, de modo a garantir que o impacto real seja significativamente menor do que o estimado. As vias de exposição analisadas são as liberações atmosféricas, que são as emanações de Rn-222 e as suspensões de material particulado. A modelagem dos caminhos críticos de exposição aos radionuclídeos foi desenvolvida baseada em (INB, 2005) e estão mostrados, esquematicamente, na Fig. 01. Edição Especial em Ciências Ambientais - Novembro de 2015 pág.20
Figura 01 Vias críticas de exposição a radionuclídeos na região de influência da jazida de Santa Quitéria (USQ). 4. Modelo de Cálculo de Dose Efetiva Anual Considerando-se X i como a quantidade em qualquer compartimento i da Fig. 01 e P i,j como os fatores de transferência entre os dois compartimentos i e j, tal que os produtos P i,j. X i sejam as quantidades transferidas de i para j, tem-se: X j = i P i,j. X i (1) Portanto, com base na Fig. 1, pode-se concluir que: X 1 = P F,1. X F (2) X 2 = P 1,2. X 1 (3) X 3 = P 1,3. X 1 + P 2,3. X 2 (4) X 4 = P 1,4. X 1 + P 3,4. X 3 (5) X D = [P (e)1,d + P (i) 1,D ]. X 1 + P 2,D. X 2 + P 3,D. X 3 + P 4,D. X 4 (6) X F é a taxa de liberação de cada termo fonte e X D é o somatório das parcelas de dose efetiva individual anual em cada receptor, referente a cada termo fonte do qual sofre contribuição. Edição Especial em Ciências Ambientais - Novembro de 2015 pág.21
Considerando-se como D C como o incremento da dose de um indivíduo do grupo crítico hipotético C, tem-se que: D C = i (X. D) C, i (X. D) C, i é o incremento da dose efetiva de um indivíduo do grupo crítico C, devido à contribuição do termo fonte i. Os parâmetros calculados e suas unidades estão expostos na tabela 1. Tabela 1 - Parâmetros utilizados e suas respectivas unidades. Símbolo Nome Unidade X F Termo fonte Bq/s X 1 Concentração na atmosfera Bq/m 3 X 2 Atividade depositada no solo Bq/m 2 X 3 Atividade em vegetais e pastos Bq/kg X 4 Atividade em produtos animais Bq/kg ou Bq/l X D Dose efetiva individual anual Sv/a Os parâmetros de transferência e suas unidades estão expostos na Tabela 2. Tabela 2 - Parâmetros de transferência ambiental e suas respectivas unidades. Símbolo Nome Unidade P F,1 Fator de transferência da fonte para a atmosfera s/m 3 P (e)1,d Fator de transferência da atmosfera para dose externa (Sv/a)/(Bq/m 3 ) P (i)1,d Fator de transferência da atmosfera para dose interna (Sv/a)/(Bq/m 3 ) P 1,2 Fator de transferência da atmosfera para o solo M P 1,3 Fator de transferência da atmosfera para vegetais e m 3 /kg Edição Especial em Ciências Ambientais - Novembro de 2015 pág.22
P 1,4 pastos Fator de transferência da atmosfera para produtos animais m 3 /kg P 2,D Fator de transferência do solo para dose externa (Sv/a)/(Bq/m 2 ) P 2,3 Fator de transferência do solo para vegetais e pastos m 2 /kq P 3,D P 3,4 P 4,D Fator de transferência de vegetais para dose de ingestão Fator de transferência do pasto para produtos animais Fator de transferência do produto animal para a dose de ingestão (Sv/a)/(Bq/kq) kq/kq (Sv/a)/(Bq/kq) 5. Modelo para os Fatores de Transferência 5.1 Parâmetro de transferência da fonte para a atmosfera P F1 O parâmetro de transferência P F1, que relaciona a concentração no ar X 1 (Bq/m 3 ) com a taxa de liberação (X F ) (Bq/s), é dado por: P F1 = X 1 / (X F ) (s/m 3 ) (X F )é o termo-fonte, em Bq/s ; X 1 é a concentração na atmosfera, em Bq/m 3. Edição Especial em Ciências Ambientais - Novembro de 2015 pág.23
A variação do parâmetro P F1 ao longo da distância x entre uma fonte pontual e um receptor é estimada como em PY JÚNIOR (1978). A correção do modelo de dispersão para uma fonte extensa é obtida como em PY JÚNIOR (1978). 5.2 Parâmetro de transferência da atmosfera para a dose p(e) 1d (Sv/a)/(Bq/m 3 ) O parâmetro de transferência da atmosfera para a dose P(e) 1d é igual à exposição externa devida à imersão no ar, dado por: P(e) 1d = (f u + (1 f u ) B ) (FCD), em (Sv/a)/(Bq/m 3 ) f u é o fator de ocupação, o valor utilizado é 30%; B é o fator de blindagem da casa para a atmosfera. O valor utilizado é 90%; e (FCD) é o fator de conversão de dose, segundo (CNEN, 2009). 5.3 Parâmetro de transferência da atmosfera para a dose p(i) 1d ((Sv/a)/(Bq/m 3 )) O fator de transferência P(i) 1d ((Sv/a)/(Bq/m 3 )) é dado pelo produto do fator de conversão de dose por inalação com a taxa de respiração. m 3 /a. Segundo PY JÚNIOR E PEREIRA (2002), a taxa de respiração é igual a 8,4 10 3 Os fatores de conversão de dose por inalação utilizados foram os encontrados em CNEN (2009). Edição Especial em Ciências Ambientais - Novembro de 2015 pág.24
Para o radônio, o parâmetro de transferência P(i) 1d ((Sv/a)/(Bq/m 3 )) é dado por: P(i) 1d = 7,3 10-5 ((Sv/a)/(Bq/m 3 )) 5.4 Parâmetro de transferência da atmosfera para o solo plantado P 12 (m) O parâmetro de transferência da atmosfera para o solo plantado P 12 (m) é o fator de deposição, dado por: P 12 = V g / g (m) V g é a velocidade de deposição (m/s), em função dos diâmetros das partículas, e g é a constante de remoção efetiva do solo (1/s). Seu valor é igual a 2,20 10-10 (1/s), segundo BEAK CONSULTANTS (1985) e IEC BEAK CONSULTANTS (1986). 5.5 Parâmetro de transferência da atmosfera para os vegetais e pasto P 13 (m 3 /kg) O parâmetro de transferência da atmosfera para os vegetais e pasto P 13 é o fator de deposição, dado por: P 13 = (V g / e Y) (1 e - e te ), em (m 3 /kg) V g é a velocidade de deposição (m/s). O valor utilizado é 0,01 m/s; Yé a produção vegetal, em kg/m 2, determinada com base nas informações da região segundo INB (2005); Edição Especial em Ciências Ambientais - Novembro de 2015 pág.25
e é a constante de remoção efetiva da vegetação (1/s), constante de remoção física igual 5,730 10-7 (1/s); e t e é o tempo de duração efetivo da deposição. O tempo de 90 dias é utilizado. Produção de vegetal e pasto (Y) (kg/m 2 ) foi utilizado como em INB (2005). a 5.6 Parâmetro de transferência do solo plantado para a dose P 2d (Sv/a)/(Bq/m 2 ) O parâmetro de transferência do solo plantado para a dose P 2d é igual à exposição externa devida ao solo contaminado, dado por: P 2d = f g (f u +(1 f u )B g )(FCD) g (Sv/a)/(Bq/m 2 ) f g é o fator de redução de dose devido à não uniformidade da superfície do solo. O valor utilizado é igual a 70%; f u é o fator de ocupação. O valor utilizado é 30%; B g é o fator de blindagem da casa para o solo. O valor utilizado é igual a 40%; e (FCD) g é o fator de conversão de dose, segundo CNEN (2009). 5.7 Parâmetro de transferência do solo para os vegetais e o pasto P 23 (m 2 /kg) O parâmetro de transferência do solo para as plantas, P 23, relaciona a concentração do radionuclídeo na vegetação (Bq/kg), com a atividade depositada na superfície do solo (Bq/m 2 ). Este parâmetro é dado por: P 23 = B v / d (m 2 /kg) Edição Especial em Ciências Ambientais - Novembro de 2015 pág.26
B v é o fator de concentração do radionuclídeo na vegetação; e dé a densidade efetiva do solo (kg/m 2 ), o valor utilizado é160 kg/m 2 (INB, 2005). 5.8 Parâmetro de transferência do pasto para a produção animal P 34 (kg/kg) O parâmetro de transferência do pasto para o produto animal é dado por: P 34 = Q f F (kg/kg) Q f é o consumo diário do animal (kg/dia) (peso úmido); e F é a fração da ingestão diária que aparece no produto animal (dia/kg) (peso úmido) 5.9 Parâmetro de transferência da atmosfera para a produção animal P 14 (m 3 /kg) O parâmetro de transferência da atmosfera diretamente para o produto animal, devido à inalação do animal, é dado por: P 14 = I a F (m 3 /kg) I a é a taxa de respiração do animal (m 3 /dia); e F é a fração da inalação diária que aparece no produto animal (dia/kg). Segundo PY JÚNIOR E PEREIRA (2002) a taxa de respiração do gado é igual a 85 m 3 /dia. Edição Especial em Ciências Ambientais - Novembro de 2015 pág.27
A fração da inalação no produto animal, e variada conforme o elemento e o produto e pode ser obtido em PY JÚNIOR E PEREIRA (2002). 5.10 Parâmetros de transferência de vegetais e de produtos animais para a dose P 3d e P 4d ((Sv/a)/(Bq/kg)) Os parâmetros de transferência relativos à dose devida à ingestão de vegetais P 3d e de produtos animais P 4d são dados por: P 3d = P 4d = (FCD) f ( i g i I i ) ((Sv/a)/(Bq/kg)) i é o índice referente ao produto consumido; I i é a taxa de consumo do alimento (kg/a), seg. INB (2005); g i é a fração do alimento consumido que é produzida no solo da região, seg. INB (2005); e (FCD) f é o fator de conversão da dose devida à ingestão (Sv/Bq), seg. CNEN (2009) 6. Emanação do Rn-222 A taxa de liberação de Rn-222 utilizada é a publicada em USNRC (1982) e BEAK CONSULTANTS (1985), que é igual a 1 10-2 Bq/cm 2.s/ % U 3 O 8. 7. Indivíduos do Público Analisado O impacto ambiental é medido nos indivíduos do público, que, neste caso, são denominados grupo crítico. Atendendo às normas CNEN, NN 3.01 (CNEN, 2014) e CNEN, NE 3.02 (CNEN, 1988) criou-se um grupo hipotético como possível grupo Edição Especial em Ciências Ambientais - Novembro de 2015 pág.28
crítico, admitindo-se um indivíduo do público situado em locais onde deveriam ocorrer as exposições máximas decorrentes das liberações do termo-fonte. 8. Conclusão A necessidade de um modelo conceitual para avaliação do IRA foi contemplada. O modelo desenvolvido foi baseado em modelos existentes na bibliografia consultada (USNRC, 1982; BEAK CONSULTANTS, 1985 e IEC BEAK CONSULTANTS, 1986). Os parâmetros de entrada no modelo foram identificados e seus valores foram estimados com base nas características locais ou usando-se parâmetros genéricos. Os parâmetros apontados devem ser monitorados em um futuro programa de monitoração radiológico ambiental, visando-se, primeiro o estabelecimento de uma linha de base, a partir do qual se estimará o IRA das futuras instalações. Referências [1] ANL, Mildos-area for windons: Versão -2, disponível no site www.anl.gov, 2009. [2] USNRC. Regulatory guide 3.51 (task RH 802-4) Calculational models for estimating radiation doses to man from airbone radioactive materials resulting from uranium milling operations.washington, 1982. [3] Beak consultants ltd, Derivation of release limits for a typical uranium mining and miling facility, reserch report prepared for the Atomic Energy Control Board, Toronto, Canada, 1985 [4] IEC Beak Consultants ltd, An assessment of the radiological impact of uranium mining in northern saskatchewan, report for environment canada and the Atomic Energy Control Board, Toronto, Canada, eps 2/mm/1, 1986. [5] PY JÚNIOR, D. de A. & PEREIRA, W. S. (2002), Modelagem da dispersão de radionuclídeos e cálculo de dose Efetiva anual na Unidade de Concentrado de Urânio (URA), Caetité, BA, Br. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, Rio de Janeiro, CNEN, p. 1218-1222, 2002. [6] PEREIRA, W.S. & PY JÚNIOR, D. de A. (2002), Avaliação da dose efetiva anual devido ao funcionamento da unidade de Concentrado de Urânio (URA), Caetité, BA, Br. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, Rio de Janeiro, CNEN, p.1214-1217. [7] INB. Estudo de Impacto Ambiental da Unidade de Santa Quitéria- USQ. 2005, Relatório não publicado, reservado por legislação Federal. [8] PY JUNIOR, D A., Determinação de Coeficiente de Transporte de Aerossol Radioativo Gerado em Áreas de Mineração de Urânio a Céu aberto. 1978, 146 f. Edição Especial em Ciências Ambientais - Novembro de 2015 pág.29
Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) Instituto Militar de Engenharia, Rio de Janeiro. [9] CNEN, CNEN-PR-3.01-003 Fatores de conversão de dose para indivíduos ocupacionalmente expostos, Rio de janeiro, 2009. [10] CNEN, CNEN-NN-3.01, Diretrizes básicas de proteção radiológica, Rio de Janeiro, 2014. [11] CNEN, CNEN-NE-3.02, Serviços de radioproteção, Rio de Janeiro, 1988. Edição Especial em Ciências Ambientais - Novembro de 2015 pág.30