GESTÃO DA PRODUÇÃO APLICADA À FABRICAÇÃO DE COMBUSTÍVEL NUCLEAR COM URÂNIO DE REPROCESSAMENTO ENRIQUECIDO (URE) Leonam dos Santos Guimarães Assistente do Diretor-Presidente ELETRONUCLEAR - Eletrobrás Termonuclear S.A. Rua da Candelária, 65 / 10º Andar - Centro Rio de Janeiro - CEP 20091-020 Tel. (21) 2588-7036 Cel (21) 9625-4626 Fax: (21) 2588-7212 leonam@eletronuclear.gov.br RESUMO O estudo apresentado pelo presente trabalho constituiu a primeira etapa de um procedimento de otimização da radioproteção (As Low as Reasonable Achievable - ALARA) aplicado a uma usina de fabricação de elementos combustíveis na qual uma das duas linha de produção existente irá operar com urânio de reprocessamento enriquecido (URE). Esta etapa é constituída pela análise da situação de referência, sem ações de proteção adicionais às já existentes. Esta análise foi fundamentada sobre as avaliações dosimétricas previsionais das exposições individuais e coletivas de cada um dos 117 operadores designados para 7 postos de trabalho da usina, considerando seis cenários de produção anual de URE (10, 50, 75, 100, 150 e 600 t), correspondendo a uma produção total anual de 600 t (URE mais urânio natural enriquecido - UNE). A evolução em função do aumento da produção URE dos indicadores de exposição exprimidos em termos de dose coletiva, dose individual anual e custo do detrimento radiológico dos trabalhadores foram também utilizados de modo complementar para orientar a análise. PALAVRAS-CHAVE: gestão produção otimização proteção radiológica KEY WORDS: management production optimization radiological protection VIII Convibra Administração Congresso Virtual Brasileiro de Administração www.convibra.com.br
INTRODUÇÃO O estudo apresentado pelo presente trabalho constituiu a primeira etapa de um procedimento de otimização da radioproteção (ALARA) aplicado uma usina de fabricação de elementos combustíveis (EC) na qual uma das duas linha de produção irá operar com urânio proveniente de reprocessamento de combustíveis irradiados enriquecido (URE), constituído pela análise da situação de referência, ou seja, a instalação sem ações de proteção adicionais às já existentes. Esta análise é fundamentada sobre as avaliações dosimétricas previsionais das exposições individuais e coletivas de cada um dos 117 operadores designados para os postos de trabalho da usina as built (tal como construídos para operação com urânio natural enriquecido UNE), considerando seis cenários de produção anual de URE (10, 50, 75, 100, 150 e 600 t), que correspondem a uma produção total anual de 600 t (URE + UNE). Os postos de trabalho analisados são (note-se que cada posto de trabalho corresponde a pelo menos 3 equipes, cada uma composta por um determinado número de operadores): * recebimento e esvaziamento de cilindros de UF 6 ; * estocagem de cilindros de UF 6 vazios; * triagem de pastilhas; * estocagem de pastilhas ; * carregamento de pastilhas nas varetas; * controle de qualidade das varetas carregadas; * montagem das varetas no esqueleto do EC; * controle de qualidade do EC fabricado * estocagem de EC prontos; e * expedição de contenedores (cada um com 2 EC). Além destes postos de trabalho diretamente afetados à manipulação de fontes de radiação, foram também analisados os demais postos de trabalho da usina que ficam próximos às fontes, incluindo escritórios da produção, salas de raio-x industrial e montagem e controle de qualidade do esqueleto do EC. A evolução em função do aumento da produção URE dos indicadores de exposição exprimidos em termos de dose coletiva, dose individual anual e custo do detrimento radiológico dos trabalhadores foram também utilizados de modo complementar para orientar a análise. O presente trabalho apresenta os resultados dos cálculos dosimétricos realizados ao longo do estudo, baseados no acoplamento dos códigos MERCURE, para o cálculo individual dos fluxos de dose em torno das "fontes-padrão" identificadas para os postos de trabalho, e ACORA, para o cálculo integrado dos fluxos de dose nas posições de trabalho de cada posto, considerando todas as "fontes reais" e a influência mútua entre os diversos postos, e o cálculo de doses individuais para cada nível de produção, considerando os tempos e métodos de cada operador. A metodologia e a organização destes cálculos são apresentados em [6]. Em [6] são também propostos os elementos de método necessários à otimização das eventuais ações de radioproteção associadas à produção de combustível URE que poderiam ser implementadas numa etapa posterior com base nas avaliações dosimétricas feitas, fornecendo-se ainda os elementos de método relativos à identificação e à valorização monetária das opções de radioproteção [4-5], e apresentados os fundamentos do método de otimização baseado na análise custo-benefício [1].
COMBUSTÍVEL URE O óxido de urânio proveniente de operações de reprocessamento de combustível nuclear irradiado é convertido em UF 6 e em seguida enriquecido em instalações especificamente adaptadas para este fim (as cascatas de ultracentrifugação são particularmente bem adaptadas a esta operação com URE). Os cilindros de UF 6 de a base de URE constituem então o insumo básico de entrada na usina de fabricação de elementos combustíveis. A primeira etapa de produção da usina é então o processo de reconversão do UF 6 à forma sólida (óxido de urânio). A Tabela 1 apresenta a composição isotópica deste combustível na entrada da etapa de reconversão (t=0). Para ter-se uma idéia dos problemas de radioproteção associados à manipulação deste combustível, a intensidade do grupo de maior energia (1,25-2,75 MeV) é multiplicado por um fator aproximadamente igual a 5 em 200 dias após início da reconversão. Isto se deve aos descendentes do U-232, em especial o Tálio (Tl-208). Note-se ainda que o enriquecimento do URE é ligeiramente superior ao UNE equivalente devido à presença do U- 236, que é um veneno neutrônico. TABELA 1. Características do URE à entrada da etapa de reconversão (saída dos cilindros de UF 6 ) Isótopos Teor Período Atividade (g/gu) (anos) (Bq/gU) U-232 1,500E-08 7,20E+01 1,16E+04 U-234 1,500E-03 2,45E+05 3,41E+05 U-235 4,000E-02 7,04E+08 3,16E+03 U-236 1,500E-02 2,34E+07 3,56E+04 U-238 9,435E-01 4,47E+09 1,17E+04 1-4,03E+05 INDICADORES DE EXPOSIÇÃO A tabela 2 sintetiza ao principais indicadores de exposição coletiva e individual para os seis cenários de produção de combustível UNE + URE analisados: * Cenário 1: 600 t de UNE * Cenário 2: 590 t de UNE + 10 t de URE * Cenário 3: 550 t de UNE + 50 t de URE * Cenário 4: 525 t de UNE + 75 t de URE * Cenário 5: 500 t de UNE + 100 t de URE * Cenário 6: 450 t de UNE + 150 t de URE 3
EVOLUÇÃO DAS DOSES COLETIVAS Constatou-se que a produção e 50, 100 e 150 toneladas de combustível URE sobre uma produção total de 600 toneladas de elementos combustíveis UNE + URE multiplica respectivamente por 2, 3 e 4 a dose coletiva associada à produção de 600 toneladas de combustível UNE. As fontes de estocagem de elementos combustíveis prontos e de estocagem de varetas carregadas a espera de montagem no esqueleto do EC contribuem para cerca de 21% da dose coletiva recebida pelos operadores nos postos de trabalho diretamente afetados à manipulação de urânio. A parte da dose coletiva recebida pelos trabalhadores nos postos não diretamente afetados à manipulação de urânio representa 29% da dose coletiva total associada à produção de 600 toneladas de UNE, esta parte relativa sendo reduzida a 24% e a 22% para os níveis de produção com combustível URE iguais a 50 e 150 toneladas. Finalmente, 50% da dose coletiva associada à produção de combustível URE é recebida pelos operadores dos postos de trabalho de controle de EC prontos, estocagem de EC prontos, montagem de varetas no esqueleto do EC e expedição de contenedores (2 EC por contenedor). Entretanto, volume de trabalho coletivo (homens-hora) dos operadores destes postos correspondem somente a 15% do volume total de produção (cerca de 165.000 homens-hora para 600 t de combustível). TABELA 2. Indicadores de Exposição (valores normalizados para 600 t de UNE) Cenário 1 2 3 4 5 6 Dose Coletiva 100% 120% 200% 240% 290% 390% Dose Individual Média Dose Individual Máxima 100% 120% 200% 240% 290% 390% 100% 120% 200% 240% 360% 490% N 0 de Operadores acima de 10mSv 0 0 5 5 7 15 N 0 de Operadores acima de 15 msv 0 0 3 5 5 7 N 0 de Operadores > 20 msv 0 0 0 3 4 5 N 0 de Operadores > 30 msv 0 0 0 0 0 3 * para 600 t UNE têm-se Dose individual máxima = 5,6 * Dose individual média 4
EVOLUÇÃO DAS DOSES INDIVIDUAIS A dose individual máxima evolui nas mesmas proporções da dose coletiva e, apesar de nenhum cenário conduzir a níveis de exposição anual individual superiores a 5rem (50mSv), o nível de 2rem (20mSv) é ultrapassado [2] para os cenários de produção anual superiores a 75toneladas/ano de URE. Ainda que para uma produção de combustível URE não ultrapassando 10 toneladas/ano, nenhum operador atinja um nível de dose individual anual igual a 1 rem (10mSv), este nível é ultrapassado por 7%, 11%, 14% e 26% dos 117 trabalhadores analisados para os níveis de produção de respectivamente 50, 75, 100 e 150toneladas/ano. O nível de dose individual de 1,5rem (15mSv) é ultrapassado para estes mesmos cenários de produção de combustível URE por 3%, 7%, 8% e 13% dos trabalhadores. Finalmente, na ausência de qualquer ação de proteção adicional àquelas empregadas para o produção de 600 toneladas de UNE, o nível de dose individual anual de 2rem (20mSv) é ultrapassado para níveis de produção de 75, 100 e 150 toneladas/ano por, respectivamente 3%, 4% e 7% dos trabalhadores. CUSTO DO DETRIMENTO COLETIVO O custo do detrimento coletivo é igual à soma ponderada das exposições individuais, cada dose individual sendo multiplicada pelo valor monetário de referência do homem-sievert correspondente ao nível em que se encontra [4]. A evolução do custo anual do detrimento coletivo com o nível de produção de combustível URE é muito mais rápido que aquele da dose coletiva nas mesmas condições, pois este indicador reforça a importância das doses individuais mais elevadas. Assim, segundo os valores de homem-sievert postulados, a produção de 50, 100 e 150 toneladas de combustível URE sobre uma produção total de 600 toneladas de produção total UNE + URE, multiplica respectivamente por fatores variando entre (5-7), (12-18) e (23-29) o custo do detrimento associado à produção de 600 toneladas de combustível exclusivamente UNE. Para a produção exclusivamente de UNE, a dose coletiva das 5 equipes de operadores mais expostas (estocagem de elementos prontos e controle de elementos em fim de fabricação) representa 22% da dose coletiva total, mas os custos do detrimento destas mesmas equipes representam cerca de 60% do custo do detrimento coletivo total. Da mesma forma, para a produção máxima prevista de 150 toneladas de combustível URE, a contribuição destas equipes em termos de dose coletiva é igual a 26%, enquanto sua contribuição em termos de custo do detrimento ultrapassa 70%. SENSIBILIDADE ÀS HIPÓTESES O envelhecimento do combustível ao longo do processo de fabricação é um parâmetro sensível pois os fluxos de dose de uma fonte de combustível URE 45 dias após conversão de UF 6 são dobradas em 90 dias e quadruplicadas em 180 dias, em razão da cumulação dos descendentes do U-232. Uma análise de sensibilidade dos resultados à variação das hipóteses de envelhecimento associadas a cada posto de trabalho poderia ser desejável, tendo em conta, notadamente, a variabilidade eventual da duração das estocagens intermediárias e finais. 5
Da mesma forma, a sensibilidade dos resultados ao teor em U-232 do combustível URE poderia ser estudada, dado que os cálculos foram efetuados exclusivamente para um teor em U-232 igual a 15 ppb. Este teor é função de: * grau de queima do combustível irradiado utilizado para produzir o URE; e * grau de enriquecimento do URE, pois durante o processo de separação isotópica, o teor de U-232 aumenta simultaneamente ao de U-235. CONCLUSÕES A análise da situação de referência de uma usina de produção de combustível permitiu identificar os postos de trabalho de controle de elementos em fim de fabricação, estocagem de elementos prontos, montagem das varetas no esqueleto e expedição de contenedores, como sendo aqueles sobre os quais deve ser dada prioridade na etapas ulteriores do procedimento de otimização, a saber: * Identificação das opções de radioproteção; * Avaliação de sua eficácia e custo; * Classificação das opções, levando à seleção das opções ótimas A análise demonstrou que a implementação de blindagens biológicas em torno dos postos de trabalho é pouco eficaz para a redução de doses. As ações de proteção a serem tomadas deverão então concentrar-se no gerenciamento adequado das atividades de produção e do fluxo de materiais pela linha, em especial limitando as estocagens intermediárias de produtos semi-acabados. REFERÊNCIAS [1] Stokell P.J., Croft J.R., Lochard, J. e Lombard J., ALARA from Theory towards Practice, Office for Official Publications of the European Communities, Report CD-NA-13796-EN-C, Luxemburgo, 1991 [2] International Commission of Radiological Protection, Recommendations of ICPR - Publication n 0 60, Pergamon Press, Oxford, 1991. [3] International Commission of Radiological Protection, Recommendations of ICPR - Publication n 0 26, Pergamon Press, Oxford, 1977. [4] Lefaure, C., Lochard, J., Schneider, T. e Schieber, C., Proposition pour un Système de Valeurs Monétaires de Référence de l Homme-Sievert, Centre d Études pour l Évaluation de la Protection dans le Domaine Nucléaire, Rapport CEPN-R-193, Fevereiro 1993. [5] Schneider, T., Schieber, C. e Eeckoudt, Valeurs Monétaires de l Homme-Sievert et Prise en Compte du Temps, Centre d Études pour l Évaluation de la Protection dans le Domaine Nucléaire, Rapport CEPN-R-214, Março 1993. [6] Degrange, J-P. e Guimarães, L.S., Optimisation des Actions de Radioprotection de la Chaîne de Fabrication URE, Centre d Études pour l Évaluation de la Protection dans le Domaine Nucléaire, Note Technique CEPN-NTE-005/95, Junho 1995. 6