Cálculo de dose em indivíduo do público devido à queda de embalado com rejeito de baixo e médio nível de radiação em canal pluvial da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto

• Autor(a) principal: Cunha, Mateus Vieira
• Data de Publicação: 2016
• Tipo de documento: Trabalho de conclusão de curso
• Idioma: por
• Título da fonte: Repositório Institucional da UFRJ
• Texto Completo: http://hdl.handle.net/11422/17882
• topic: Rejeito radioativo; baixo nível de radiação; médio nível de radiação; dose; modelo de lixiviação; modelo de lavagem; dispersão de radionuclídeos em meio aquático; CNPQ::ENGENHARIAS::ENGENHARIA NUCLEAR

Atualmente, o prédio de monitoração (PM) do Centro de Gerenciamento de Rejeitos (CGR) da Central Nuclear de Almirante Álvaro Alberto (CNAAA), Angra dos Reis, RJ, encontra-se na fase final do seu processo de licenciamento nuclear junto à Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). Um dos acidentes postulados no relatório final de análise de segurança para este prédio é a queda de um embalado contendo rejeito de baixo e médio nível de radiação proveniente da operação das usinas nucleares Angra 1 e 2 no canal nª 5 da CNAAA. A queda do embalado pode levar à liberação de material radioativo do mesmo por processos de lixiviação e depois carregado até o mar pela dispersão de material radioativo em águas superficiais, o que devido à geografia do local poderia causar dose radiológica em um indivíduo do público por ingestão de alimento marinho local contaminado. Para avaliar este cenário, foram levantados dados sobre o canal e parâmetros físicos dos embalados previamente identificados como de maior atividade pela Eletronuclear. Foram consideradas nos cálculos as quedas não simultâneas de um tambor de resina exaurida do primário de Angra 1 (com matriz de argamassa de cimento), de um tambor de resina exaurida do primário de Angra 2 (com matriz de betume) e de um tambor com rejeito compactado de Angra 2. A liberação de radionuclídeos do embalado para a água do canal, desta para o mar e a dose radiológica em indivíduos do público foram determinadas utilizando-se modelos analíticos de lixiviação, de transporte de substância radioativa em águas superficiais e de cálculo de dose, respectivamente. Esses modelos foram utilizados no desenvolvimento de programas de computador (códigos computacionais) no Mathematica 10.0. Os cálculos de dose foram realizados para um tempo de duração do acidente igual a 1 ano (tempo de liberação de atividade) e os resultados obtidos foram comparados com o limite de dose, estipulado pela CNEN para situações de emergência, igual a 10-1 Sv. A dose no indivíduo do público foi calculada para seis grupos etários onde a maior dose encontrada foi de 9,5μSv para o grupo etário de 7 a 12 anos, valor que corresponde a 3,8% do limite de dose anual para a operação de cada usina e 9,5x10-3% do limite de dose para situações de emergência.