Post on 18-Oct-2015
UNIVERSITATEA DIN BUCURETI
FACULTATEA DE CHIMIE
SPECIALIZAREA RADIOCHIMIE
CONTRIBUII LA STUDIUL SURSELOR
NATURALE DE RADON DIN ROMNIA I
EVALUAREA RISCULUI RADIOLOGIC
PENTRU POPULAIA EXPUS - REZUMAT
Conductor doctorat,
Prof. Dr. PODIN CORNELIU
Doctorand,
VASILESCU (MANEA) CARMEN ELISABETA
BUCURETI, 2011
CUPRINS
PARTEA I STUDIU DOCUMENTAR (LITERATURA DE SPECIALITATE)
INTRODUCERE......................................................................................................................1
Cap. 1. RADIOACTIVITATE I RADIAII RADIOACTIVE..........................................4
1.1. Dezintegrarea nuclear i a particulelor elementare ca surs de radiaii..................4
1.2. Surse de radiaii........................................................................................................6
1.3. Efecte ale radiaiilor asupra materiei vii..................................................................8
1.3.1. Radiaia ionizant....................................................................................8
1.3.2. Efecte primare ale interaciei cu materia vie...........................................9
1.3.3. Efecte biologice produse prin iradiere...................................................10
1.3.4. Consecinele iradierii la nivelul esuturilor...........................................12
1.3.5. Consecinele iradierii la nivelul ntregului organism............................13
1.3.6. Radiobiologia........................................................................................14
1.3.7. Mrimi i uniti n dozimetrie i radioprotecie...................................15
Cap. 2. SURSE NATURALE DE RADIAII I CIRCUITUL RADIONUCLIZILOR
NATURALI N MEDIU.........................................................................................................24
2.1. Radionuclizi naturali de origine terestr................................................................24
2.2. Radionuclizi naturali de origine cosmogen..........................................................25
2.3. Radionuclizi naturali cu importan biologic.......................................................27
2.3.1. Radionuclidul 40K...................................................................................27
2.3.2. Radionuclidul 87Rb..................................................................................28
2.3.3. Radionuclidul 14C....................................................................................28
2.3.4. Radionuclidul 3H.....................................................................................30
2.3.5. Radionuclidul 48Ca..................................................................................30
Cap. 3. RADONUL.................................................................................................................32
3.1. Caracteristici radionuclidice i rspndirea n natur............................................32
3.2. Radonul n diferii factori de mediu.......................................................................33
3.2.1. Radonul n atmosfer..............................................................................33
3.2.2. Radonul n interioare (cldiri).................................................................37
3.2.3. Migrarea i acumularea radonului n locuine.........................................39
3.2.3.1. Rolul difuziei............................................................................39
3.2.3.2. Rolul conveciei (adveciei).....................................................41
3.2.3.3. Rolul ventilaiei........................................................................46
3.2.3.4. Transferul din apa menajer.....................................................47
3.2.3.5. Contribuia gazelor naturale.....................................................48
3.2.3.6. Contribuia toronului................................................................50
3.2.4. Concentraiile de radon din interior........................................................50
3.2.4.1. Fraciunea de echilibru i depunerea........................................51
3.2.4.2. Valori medii ale concentraiilor de radon din interior..............52
3.2.5. Radonul n ap........................................................................................60
3.2.6. Radonul n subteran................................................................................63
Cap. 4. METODE EXPERIMENTALE DE MSURARE A RADONULUI..................67
4.1. Principiile fizice ale msurrii radiaiilor...............................................................67
4.1.1. Detectori bazai pe ionizarea n gaze......................................................67
4.1.1.1. Camerele de ionizare................................................................67
4.1.1.2. Camere de ionizare n impulsuri..............................................69
4.1.1.3. Contorii proporionali..............................................................70
4.1.1.4. Contorii Geiger-Muller............................................................74
4.1.2. Detectori cu scintilaie............................................................................76
4.1.2.1. Detectori cu scintilatori solizi..................................................76
4.1.2.2. Detectori cu lichide scintilatoare..............................................81
4.1.2.3. Numrarea cu scintilatori gazosi..............................................81
4.1.3. Detectori cu semiconductori...................................................................82
4.2. Msurarea radonului..............................................................................................85
4.2.1. Msurarea gazului radon din atmosfera liber sau interioare (detectori
activi)........................................................................................................................................88
4.2.2. Msurarea descendenilor radonului cu detectori activi.........................91
4.2.3. Msurarea individual a descendenilor radonului.................................93
4.2.4. Msurarea global a descendenilor radonului.......................................96
4.2.5. Msurarea radonului prin metode integrate............................................99
4.2.5.1. Detectori bazai pe termoluminiscen (TLD).......................100
4.2.5.2. Detectori de urme nucleare n solid (SSNTD).......................100
4.2.5.3. Detectori prin adsorbie pe crbune.......................................103
PARTEA a II-a STUDIU EXPERIMENTAL I CONTRIBUII ORIGINALE
CAP. 5. METODOLOGIA PRIVIND EVALUAREA RISCULUI.........105
5.1. Sursele de contaminare i potenialii contaminani..105
5.2. Poteniale ci de expunere........................................105
5.3. Potenialii receptori......................................106
5.4. Echipamente, tehnici i proceduri de msurare i interpretare utilizate...........................106
5.5. Calculul riscului...............................................................................................................107
CAP. 6. CERINE DE MONITORIZARE RADIOLOGIC A PERSONALULUI
EXPUS PROFESIONAL I A LOCURILOR DE MUNC............................................110
6.1. Msurarea debitelor dozei date de expunerea extern.....................................................110
6.2. Determinarea concentraiei de radon prin metode active i pasive..................................111
6.2.1. Aparatura RAD 7..............................................................................................111
6.2.2. Determinarea concentraiei de Rn222 prin metoda urmei gravate......................113
6.2.3. Determinarea fluxului de Rn222 (Bq/m2s)..........................................................117
6.3. Msurarea concentraiei descendenilor radonului...........................................................118
6.3.1. Uniti specifice ale dozimetriei radonului.......................................................118
6.3.2. Msurarea descendenilor radonului.................................................................120
CAP. 7. ESTIMAREA DOZELOR EFECTIVE PENTRU PERSOANE DIN
POPULAIE I DIN GRUPURILE CRITICE................................................................122
7.1. Structura dozei efective.......................................................................................122
7.1.1. Modul de iradiere..................................................................................122
7.1.2. Cile de transport..................................................................................122
7.2. Determinarea dozei efective generat de fondul local.........................................124
7.2.1. Doza efectiv extern E (calea terestr)...............................................125
7.2.2. Doza efectiv intern ...........................................................................125
7.3. Estimarea dozei efective totale i a celei suplimentare........................................127
7.3.1. Modul de concentrare n plante.............................................................128
7.3.2. Modul de concentrare n carne..............................................................129
7.3.3. Modul de concentrare n lapte...............................................................130
7.3.4. Modul de concentrare n pete..............................................................130
7.3.5. Parametrii pentru expunerea persoanelor.............................................130
CAP.8. ESTIMAREA DOZELOR EFECTIVE I EVALUAREA RISCULUI PENTRU
POPULAIA DIN GRUPURILE CRITICE, AFERENTE ZONEI MINIERE
CIUDANOVIA..................................................................................................................132
8.1. Generaliti...........................................................................................................132
8.2. Calculul dozelor efective anuale datorate fondului natural..................................134
8.3. Calculul dozelor efective anuale suplimentare primite de persoane din populaia
,,grupurilor critice.................................................................................................................138
SCENARIUL 1...............................................................................................145
SCENARIUL 2...............................................................................................144
CAP. 9. ESTIMAREA DOZELOR EFECTIVE I EVALUAREA RISCULUI PENTRU
POPULAIA DIN GRUPURILE CRITICE, AFERENTE ZONEI MINIERE LIAVA
(BANAT)................................................................................................................................157
9.1. Generaliti...........................................................................................................157
9.2. Calculul dozelor primite de populaie..................................................................158
SCENARIUL 1...............................................................................................159
SCENARIUL 2...............................................................................................168
SCENARIUL 3...............................................................................................174
CAP. 10. EVALUAREA RISCULUI RADIOLOGIC ASUPRA SNTII
POPULAIEI PRIN UTILIZAREA CIMENTURILOR CU CENU LA
PREPARAREA BETOANELOR PENTRU CONSTRUCIA DE LOCUINE...........180
10.1. Introducere.....................................................................................................................180
10.2. Aparatura de detecie i analiz......................................................................................181
10.2.1. Msurarea dozei debit gamma i a concentraiei de radon.............................180
10.2.2. Analiza concentraiei principalilor radionuclizi din materialele de
construcii................................................................................................................................181
10.2.2.1. Generaliti.......................................................................................181
10.2.2.2. Principalii radionuclizi poluani potenial existeni n materialele de
construcii................................................................................................................................181
10.3. Aspecte privind msurtorile i analizele efectuate.......................................................182
10.3.1. Rspndirea n natur a radionuclizilor U, Th i K.........................................182
10.3.2. Rspndirea U, Th i K n unele roci sedimentare..........................................182
10.3.3. Rspndirea U, Th i K n crbuni..................................................................183
10.3.4. Msurarea dozei debit gamma a produsului final i a concentraiei de
radon........................................................................................................................................184
10.4. Analiza prin spectrometrie gamma................................................................................185
10.4.1. Componente analizate.....................................................................................185
10.4.2. Condiii de analiz..........................................................................................185
10.5. Determinarea indicelui de radioactivitate......................................................................186
10.5.1. Modul de calcul..............................................................................................186
10.5.2. Concentraiile radionuclizilor poluani...........................................................187
10.5.2.1. Concentraiile radionuclizilor naturali n produsul final.................187
CAP. 11. EVALUAREA DISTRIBUIEI CONCENTRAIILOR POLUANILOR
RADIOACTIVI AI U, Th, K I Rn N MUNICIPIUL BUCURETI I N ZONELE
PERIURBANE.....................................................................................................................192
11.1. Introducere.........................................................................................................192
11.2. Metodologia de investigare................................................................................197
11.3. Radioactivitatea natural....................................................................................199
11.3.1. Iradierea gamma la suprafaa solului..................................................199
11.3.2. Distribuia K........................................................................................201
11.3.3. Distribuia Th......................................................................................203
11.3.4. Distribuia U........................................................................................205
11.3.5. Distribuia 222Rn i 220Rn n interiorul cldirilor civile, industriale i
staiile de metrou.........................................................................................................207
11.3.6. Radonul, descendenii si i normele naionale privind concentraia
radonului n cldiri......................................................................................................207
11.3.7. Investigaii n teren..............................................................................209
CONCLUZII FINALE..........................................................................................................218
BIBLIOGRAFIE...................................................................................................................222
ANEXA 1 (LIST ABREVIERI)
ANEXA 2 (LIST APARATE)
ANEXA 3 (GLOSAR TERMENI)
INTRODUCERE
Sunt cunoscui astzi peste 20 de izotopi ai radonului, toi radioactivi, dintre care cei
mai importani sunt: 222Rn sau radonul, 220Rn cunoscut sub denumirea de thoron i izotopul 219Rn numit i actinon. Ei apar ca produi intermediari n familiile radioactive naturale ale 238U, 232Th i 235U.
Fiind un gaz nobil i neparticipnd la reacii chimice, radonul este prezent peste tot n
roci, n soluri, n apele superficiale i de adncime, se degaj din materialele solide sau
lichide, fiind prezent n aer, n atmosfera peterilor i a minelor, n atmosfera exterioar ct i
n interiorul locuinelor i, de asemenea, n gazele naturale, n concentraii foarte diferite. n
multe ape i gaze naturale apare chiar fr prezena radiului printe, datorit procesului de
difuzie sau transport, prin crpturile i fisurile rocilor, dizolvndu-se n apele subterane [1-7].
n atmosfer ajunge difuznd spre suprafa din sol, aceast exhalaie formnd fluxul de radon
al scoarei terestre [8-10].
Exist cel puin trei aspecte diferite de mare importan n ceea ce privete studiile
legate de radon, de rspndirea i migrarea sa [11].
Un prim aspect este legat de determinarea radonului i radiului din apele subterane
(fntni, ape minerale, ape geotermale, ape de zcmnt etc.). Pe lng necesitatea cunoaterii
dozei de radiaii primite de colectivitatea uman prin folosirea acestor surse de ap (ingestie,
tratament balnear, inhalaia radonului emanat, activiti specifice subacvatice) cunoaterea
coninutului de radon din apele subterane este de mare interes n studiile de geofizic.
Al doilea aspect este legat de potenialul de radon i exhalaia sau fluxul de radon
provenit de la suprafaa pmntului. n legtur cu acesta sunt foarte importante eventualele
anomalii care pot pune n eviden fie aglomerri de substane radioactive [12], fie prezena
unor falii tectonice [13]. n ultimul timp s-a luat n considerare [14] i se experimenteaz
posibilitatea prevederii cutremurelor de pmnt cu epicentre localizate pe baza determinrilor
variaiilor temporale ale fluxului de radon i a concentraiei de radon din sol i din apele de
adncime.
Al treilea aspect, foarte important, de asemenea, este legat de radonul din interiorul
locuinelor. Dac n aerul exterior concentraia radonului este n medie 4-8 Bq/m3, depinznd
foarte mult de condiiile geologice i meteorologice, n interiorul locuinelor, prin acumulare,
el produce valori normale de 20-80 Bq/m3 ducnd, n unele cazuri, la valori de ordinul a
2000-4000 Bq/m3 [17].
Valori mrite se pot observa de asemenea n cazul lucrrilor din subteran, a celor din
minele de uraniu i thoriu n special, n industria productoare de combustibil nuclear, sau n
industria materialelor fosfatice etc. Studiile efectuate pe diferite eantiane de mineri au pus n
eviden o corelaie sigur ntre concentraia de radon i riscul de cancer pulmonar [18].
Astzi sunt n curs de desfurare peste zece studii epidemiologice (USA, Canada, Anglia,
Suedia, China, Japonia, Cehia, etc.) precum i un Proiect European Comun (Frana, Belgia,
Germania, Luxemburg) desfurat n regiunea Ardeni-Eifel care caut s evidenieze legtura
ntre riscul de cancer pulmonar i concentraia de radon, chiar n cazul unor concentraii
interioare apropiate de cele normale, de 40-300 Bq/m3 [19].
Legat de importana msurtorilor de radon de interior au fost dezvoltate diferite
modele teoretice i efectuate numeroase cercetri experimentale privind migrarea i
acumularea radonului n locuine [20].
Sursele principale ale radonului din locuine sunt n ordinea importanei: exhalaia de
radon din sol, emanaia din materialele de construcie componente ale locuinei, apa folosit
pentru splat i gtit precum i gazul utilizat n buctrii sau n sobe pentru nclzit. Exist
astzi n multe ri dezvoltate valori recomandate, unele chiar de intervenie (200 Bq/m3 n
Anglia), peste care trebuie acionat prin msuri suplimentare pentru reducerea nivelului de
radon n locuine [21].
CAP. 5. METODOLOGIA PRIVIND EVALUAREA RISCULUI
Se bazeaz pe principiul: surs-cale-receptori. Acest principiu presupune existena
unei surse ,,suficiente pentru a produce efecte asupra receptorilor i o ,,cale prin intermediul
creia componentele de ,,hazard din surs s ajung n receptori. n general, abordarea
presupune plecarea de la date puin relevante i de aceea se folosesc presupuneri
,,conservatoare pentru evaluarea riscului.
Estimarea riscului [151] cuprinde dou etape: n prima etap s-a fcut estimarea existenei unui risc potenial pentru receptori, prin
identificarea i caracterizarea urmtoarelor:
a) Sursele de contaminare i poteniali contaminani;
b) Cile de expunere;
c) Prezena receptorilor umani;
d) Factori specifici locului (sol, clim, topografie, hidrografie, etc.).
5.1. SURSELE DE CONTAMINARE I POTENIALII CONTAMINANI
Sursele de contaminare din industria minier uranifer, rezultate n urma sistrii
activitii de exploatare, sunt :
,,surse punctuale- datorate efluenilor gazoi i aerosoli (prin eliminarea aerului viciat din subteran) i a contaminaiilor: Rn + descendenii de via scurt;
,,surse punctuale - datorate efluenilor lichizi (ape de min sau ape de iroire ce spal haldele de minereu srac), dac se deverseaz direct n reeaua hidrografic -
contaminani: U i Ra;
,,surse punctuale- datorate prezenei haldelor de minereu i minereu srac prin contaminanii: emisii de Rn, iradiere gamma, uraniu i descendenii activi din particule de praf antrenate de vnt.
,,o surs punctual rezultat din alte activiti miniere (ncrcarea, descrcarea, relocarea minereului srac) contaminani: emisii de Rn, pulberi radioactive.
5.2. POTENIALE CI DE EXPUNERE
Pentru estimarea riscului sunt posibile urmtoarele ci de expunere [152] a potenialilor receptori umani din proximitatea surselor:
Calea terestr expunerea la radiaii Calea acvatic ingestia de ap de min contaminat
ingestia produselor vegetale sau animale recoltate
din zona poluat
Calea aerian ingestia accidental de sol contaminat
inhalarea de Rn cu descendenii de via scurt
inhalarea de praf cu descendenii de via lung
5.3. POTENIALII RECEPTORI
fiine umane - personal muncitor (mineri) - populaia (persoane) din grupul critic
resursele de ap - de suprafa (ruri) - freatice
recolte, animale, animale slbatice. Etapa a doua a constat n evaluarea calitativ prin estimarea dozelor potenialilor
receptori i cuprinde trei stadii:
a. Calculul concentraiilor din punctul de expunere ce se refer la concentraia
contaminanilor generai de surse, n diferite medii de dispersie (ap, aer, praf) n
punctele unde se presupune c ar fi receptorul.
b. Estimarea dozei: s-a calculat conform metodologiei AIEA [153], UNSCEAR [40], WISMUT [154].
c. Calcularea riscului: s-a fcut n ipoteza c acesta este dat de produsul dintre
pericol i expunere (probabilitate magnitudine).
5.4. ECHIPAMENTE, TEHNICI I PROCEDURI DE MSURARE I
INTERPRETARE UTILIZATE
ntruct n toate cile de transfer este posibil prezena radionuclizilor, acestea au fost
puse n eviden fie direct, fie prin recoltarea de probe.
a) calea terestr
s-a determinat doza debit de tip gamma pe teren (Sv/h) aparatura: radiometru cu sensibilitatea de 0,01 Sv/h
au fost recoltate probe de sol, sedimente, material din iaz recoltarea s-a fcut cu sonda special la adncimi diferite
pentru sol
probele au fost analizate pentru U, Ra, Th i alte elemente chimice n laborator (ppm, Bq/g)
aparatura folosit: analizor multicanal cu detector de germaniu hiper pur, spectrografie de emisie, absorbie
atomic
b) calea aerian
determinarea pe teren a concentraiilor 222Rn i a descendenilor aparatura folosit: detector electronic pentru determinarea
222Rn i 220Rn prin spectrometrie , RAD7 cu sensibilitatea de 4 Bq/m3; sistem portabil pentru determinarea nivelelor de
lucru WL model Pylon
determinarea pe teren a fluxului de Rn aparatura folosit: incinta pentru acumularea 222Rn cuplat
cu RAD7
c) calea acvatic
determinarea pe teren cu aparatul RAD7 avnd un adaptor special pentru determinarea 222Rn, 220Rn din probele de ap; domeniul 1,85 Bq/l 9250 Bq/l;
recoltarea a 2 l din punctele de probare: izvoare, fntni, reea hidrografic i analiza n laborator a U = spectrofotometric cu arsenazo III i metalele grele prin
absorbie atomic.
Toat aparatura utilizat a fost etalonat i verificat metrologic de uniti autorizate.
Rezultatele obinute fie din investigaii de teren (doza debit gamma, concentraiile de 222Rn, determinarea fluxului de 222Rn) sau n urma analizrii probelor n laborator pentru U, 226Ra, Th sunt interpretate, alctuindu-se hri cu izoconinuturi n care au fost delimitate
arealele contaminate pentru fiecare caracteristic radioactiv n parte.
5.5. CALCULUL RISCULUI
Pentru a exprima cantitativ acest risc radiologic a fost adoptat un sistem de clasificare
[155] n care, att probabilitatea ca aciunea radiaiilor s-i ating inta, ct i magnitudinea acestei aciuni asupra receptorului, sunt clasificate conform unui punctaj arbitrar, dup cum
urmeaz:
a) Probabilitatea ca aciunea radiaiilor s-i ating inta n suficient msur pentru a
produce daune este clasificat n:
Mare (4) sigur sau aproape sigur are loc Medie (3) rezonabil se va produce Uoar (2) rar se va ntlni Mic (1) nu se va ntmpla practic niciodat
b) Magnitudinea aciunii asupra receptorului se clasific analog:
Foarte mare, coeficient 5: doza efectiv anual suplimentar peste 5 mSv/an;
Puternic, coeficient 4: doza efectiv anual suplimentar n jur de 5 mSv/an;
- nenorociri umane ;
- boli pe termen lung;
- semnificative schimbri ale ecosistemelor;
- distrugerea unor speciipagube ireparabile;
Moderat, coeficient 3: doza efectiv anual suplimentar n jur de 3 mSv/an;
- producerea de boli pe termen scurt;
- schimbri ale ecosistemelor fr a produce dispariia
speciilor;
Slab, coeficient 2: doza efectiv anual suplimentar n jur de 2 mSv/an;
- diferite boli pentru oameni;
- cteva schimbri ale ecosistemului cu efecte negative
privind funcionarea ecosistemului;
- pagube reparabile;
Neglijabil, coeficient 1: doza efectiv anual suplimentar 1 mSv/an sau mai mic;
- aspecte mai degrab suprtoare asupra populaiei;
- nu sunt schimbri ale ecosistemului;
c) Riscul (probabilitatea x magnitudinea)
A rezultat astfel o matrice a determinrii riscului radiologic [156] pentru populaia din arealul industriei miniere uranifere, coeficientul de risc fiind definit ca produsul dintre
coeficientul probabilitii ca aciunea radiaiilor s-i ating inta i coeficientul magnitudinii
aciunii. Aceast matrice, prezentat n Tabelul 5.1, evalueaz cantitativ riscul radiologic pe
baza coeficientului de risc, care are valori cuprinse ntre 1 i 20, dup cum urmeaz:
Tabelul nr. 5.1
Matricea determinrii riscului radiologic pentru populaia din arealul industriei miniere
uranifere
Probabilitatea ca
radionuclizii s ajung,
prin diferite ci, la
receptorul uman
- Magnitudinea
Valoarea dozei efective anuale n mSv/an a persoanei din
populaie iradiat suplimentar
Foarte
mare (5)
Mare
(4)
Moderat
(3)
Slab
(2)
Neglijabil
(1)
Mare (4) 20 16 12 8 4
Medie (3) 15 12 9 6 3
Uoar (2) 10 8 6 4 2
Mic (1) 5 4 3 2 1
CAP. 6. CERINE DE MONITORIZARE RADIOLOGIC A PERSONALULUI
EXPUS PROFESIONAL I A LOCURILOR DE MUNC
Locurile de munc unde exist riscul expunerii la radiaii sunt monitorizate prin
urmtoarele tipuri de msurtori:
1. Msurarea debitelor dozei date de expunerea extern;
2. Msurarea concentraiei radonului;
3. Msurarea concentraiei descendenilor radonului.
6.1. MSURAREA DEBITELOR DOZEI DATE DE EXPUNEREA EXTERN
Supravegherea locurilor de munc se face prin msurarea debitului dozei, folosindu-se
n acest scop diverse tipuri de radiometre. Cel utilizat n aceast lucrare este de tipul
EBERLINE FH-40-F2 (Anexa 2), avnd o sensibilitate de 0,02 Sv/h i un grad de incertitudine de 6% pentru nivelul de ncredere P = 99,73%. Calibrarea lui i verificarea s-a
fcut de ctre Biroul Romn de Metrologie Legal.
Pentru stabilirea expunerii medii din zona unui loc de munc, sau la un anumit gen de
lucrare, s-au fcut un numr suficient de msurtori n locuri reprezentative. Au fost avute n
vedere, de asemenea, locurile de circulaie mai intens sau de staionare a personalului. n
acest mod s-au fcut msurtori la locurile de munc de la suprafa sau din subteran,
evalundu-se expunerea medie din toate zonele n care s-au desfurat activiti cu materii
prime nucleare.
6.2. DETERMINAREA CONCENTRAIEI DE RADON PRIN METODE ACTIVE
I PASIVE
Determinarea concentraiei de radon se poate efectua printr-o multitudine de metode
care se pot mpri n metode active i metode pasive.
Metode active
a) metode globale (alfa global)
Cea mai rspndit metod global de msurare a concentraiei radonului este metoda
camerei de scintilaie (flacoanele de scintilaie).
b) metode spectrometrice (alfa spectrometric)
Prin aceste metode se determin separat 218Po i 214Po din seria 238U i radioizotopii 216Po i 212Po din seria 232Th. Determinrile sunt posibile numai prin utilizarea unui
detector semiconductor de radiaii, i anume siliciul.
6.2.1. Aparatura RAD 7
Este un instrument produs de firma DURRIDGE BEDFORD S.U.A. (Anexa 2) care
a fost achiziionat i n Romnia (figura 6.1).
Figura 6.1. Msurtori de radon i toron cu ajutorul aparatului RAD7
RAD 7 folosete un detector solid constituit dintr-un material semiconductor de siliciu, care convertete radiaia ntr-un semnal electric, putnd determina energia fiecrei particule fcnd astfel posibil determinarea exact a fiecrui izotop 218Po i 214Po.
Dup terminarea msurtorilor, valorile sunt printate cu ajutorul unei imprimante ce
aparin aparatului. Acesta ne d rezultatul sub o anumit form, n care sunt specificate
urmtoarele: data i ora; numrul de cicluri msurate; valoarea concentraiei medii a Rn cu
eroarea standard i unitatea de msur (pCi/l sau Bq/m3); temperatura; spectrul cumulat al
energiilor; cea mai mic i cea mai mare valoare nregistrat de aparat.
n figura 6.2 se prezint determinarea 222Rn i 220Rn din aerul din sol cu aparatul RAD7.
Fig. 6.2. Aparatul RAD7 determinarea radonului i toronului din sol
Metode pasive:
6.2.2. Determinarea concentraiei de 222Rn prin metoda urmei gravate
n timpul executrii msurtorilor de 222Rn este necesar s se cunoasc condiiile
meteorologice, respectiv: presiunea barometric precipitaiile; temperatura; viteza vntului;
perioada din zi cnd se fac msurtorile; acoperirea cu nori.
Radonul a fost determinat printr-o monitorizare pasiv care msoar concentraiile
de-a lungul ctorva sptmni sau luni.
a) metodologia de lucru cu detectoarele de urme
Acestea au avantajul c nu sunt sensibile la radiaii gamma i electroni, fiind deci
foarte folosite numai pentru particule alfa sau ioni grei. Cele mai folosite materiale ca
detectoare de urme n studiile de radon efectuate sunt:
nitratul de celuloz: LR 115; policarbonat: Makrofol, LEXAN; alildiglicolul: CR 39 (figura 6.3).
Detectorul CR 39
Fig. 6.3. ,,RADON MONITORUL cu detectorul CR39 i amplasarea acestuia
n sol, n ultimul nivel din componena ncapsulrii iazului au fost executate mici gropi
cu dimensiunile de 20/20/15 n care s-au introdus ,,detectoare de urme (figura 6.4)
Fig. 6.4. Sistemul de monitorizare cu ,,detectoare de urme
Acestea sunt cutii din plastic cu 14 cm i nlime 6 cm iar pe fundul lor s-a ataat detectorul film sensibil la radiaii de tipul LR 115 (figura 6.5). Cutia este aezat cu gura n jos, astfel nct particulele alfa de la descendenii 222Rn, respectiv 218Po, 214Po s produc
un ,,impact asupra detectorului. Dup 1-2 luni de la instalare, acestea sunt scoase (figura
6.6).
Fig. 6.5. Instalaia (microscop-calculator) pentru investigarea ,,urmelor radiaiei alfa de pe
filmul ,,detector Laboratorul INCDMRR
Fig. 6.6. Operaia de ,,extragere a ,,incintei cu filtrul detector
Citirea acestor tipuri de detectoare s-a fcut prin numrarea individual sau citirea
automat (sub microscop) a urmelor produse de radiaiile (mici guri care devin vizibile la microscop), dup ce n prealabil aceste detectoare au fost ,,developate. Procesul de
developare este de dou feluri i anume: developare chimic i electrochimic. Developarea
se face cu o soluie de KOH 30% ntr-o baie termostatat la 70oC, timp de 2 ore. Atacul
chimic sau electrochimic se bazeaz pe faptul c agentul chimic folosit atac detectorul,
viteza de corodare fiind mult mrit n locurile unde legturile chimice din polimer au fost
distruse de radiaiile alfa, astfel n acel loc apare o gaur (urm) care devine vizibil la
microscop (figura 6.7).
a) CONINUT DE FOND b) CONINUT ANOMAL
Fig. 6.7. Rezultatul determinrilor prin metoda ,,urmei gravate (detectorul folosit: LR115)
Toate msurtorile cu aceste detectoare de urme necesit o calibrare foarte ngrijit,
deci pentru a putea fi msurate concentraiile de radon din aer, detectoarele au fost expuse n
camere de calibrare cu o atmosfer de radon bine cunoscut.
6.2.3. Determinarea fluxului de 222Rn (Bq/m2s)
Pentru determinarea fluxului de 222Rn este ncesar o incint pentru acumularea gazului
(222Rn) i un aparat pentru determinarea acestuia.
n unele situaii este necesar cunoaterea fluxului de radon ca o consecin a
emanaiei radonului, specific unei anumite suprafee sau volum de substan radioactiv.
Minereul radioactiv de uraniu elibereaz n mod continuu radon, acesta fiind produsul de
dezintegrare al radiului 226Ra. Emanaia radonului se caracterizeaz prin coeficientul de
emanare () definit ca raportul dintre concentraia de 222Rn eliberat n mediul nconjurtor (C) i ntreaga cantitate de 222Rn format n acelai timp (C+d), d fiind concentraia rmas la
locul de formare:
dC
C+= (6.3)
Dac raportm coeficientul de emanare la unitatea de suprafa prin care se eman
radonul vom obine fluxul de radon, exprimat n Bq/m2s. Fluxul de radon se obine cu formula:
= sm
BqCCtS
VF RnRnA 20 )( (6.4) unde:
V volumul incintei de acumulare a 222Rn [m3] S suprafaa incintei [m2] t timpul de msurare [s] CRnA concentraia de 222Rn dup acumulare [Bq/m3] CRn0 concentraia de 222Rn la timpul 0 [Bq/m3] n Romnia, eliberrile de radon dup dezafectarea incintelor n care au fost depozitate
deeuri radioactive sunt limitate la 0,74 Bq/m2s [159-161].
6.3. MSURAREA CONCENTRAIEI DESCENDENILOR RADONULUI
6.3.1. Uniti specifice ale dozimetriei radonului
Radioactivitatea aerului dat de produii de dezintegrare ai radonului, este exprimat
prin mrimea ,,Concentraia energiei poteniale alfa (PAEC), iar unitatea de msur este
Bq/m3 sau WORKING LEVEL (WL) Nivelul de lucru.
Aceast unitate a fost introdus n 1950 pentru a standardiza expunerea la radon a
muncitorilor din minele de uraniu [162].
1 WL corespunde la o concentraie a descendenilor de via scurt ai 222Rn de 100 pCi/l = 3700 Bq/m3;
1 WL este orice combinaie a descendenilor de via scurt ai radonului care ntr-un litru de aer vor da n urma tuturor emisiilor alfa o energie de 1,3x105 MeV (2x10-5
J/m3).
Efectele inhalrii produilor de filiaie ai radonului sunt proporionale cu energia
degajat de acetia la nivelul pulmonului i se exprim n literatur prin ,,expunerea la
radon.
,,Expunerea la radon are ca unitate specific WLM i reprezint expunerea unui
individ la o concentraie a ,,energiei alfa poteniale de 1 WL timp de 170 ore (o lun de
lucru).
1 WLM = 1 WLx170 h = 3700 Bq/m3 x 170 h Coeficienii de conversie ntre unitile folosite n dozimetria Rn, respectiv: expunerea
anual n WLM (E), expunerea anual n mSv (H) i concentraia radonului n Bq/m3
(C) sunt:
00126,0/
/ 3 == mBqWLMCE
mSvWLMxsauWLMmSvEH === 55/
O alt mrime de interes n toate studiile legate de radonul din aer este ,,concentraia echivalent de echilibru (Equivalent Equilibrium Concentration EEC) msurat n
uniti de activitate pe unitatea de volum (Bq/m3) sau CEE (Anexa 1).
Pentru aceasta, se face determinarea simultan din acelai loc a concentraiei radonului
i a concentraiei descendenilor alfa emitori, iar proporia n care echilibrul este realizat la
locul investigaiei este dat de relaia:
100xCCE
Rn
DRn = (6.5)
n care:
ERn este proporia n care este realizat starea de echilibru radon/descendeni %
CD concentraia descendenilor alfa activi (Bq/m3)
CRn concentraia radonului (Bq/m3)
Cunoscndu-se starea de echilibru n locul determinrii se poate afla concentraia
echivalent de echilibru dup relaia:
100
RnRn
ExCEEC = (6.6)
unde:
EEC concentraia echivalent a radonului cu descendenii si alfa activi;
CRn concentraia radonului;
ERn proporia echilibrului calculat dup relaia (6.5).
n general, starea de echilibru se determin cu o periodicitate semestrial i de fiecare
dat cnd survin situaii noi care pot influena acumularea radonului i descendenilor n
atmosfera locurilor de munc, de exemplu la modificri eseniale de aeraj.
Factorul de echilibru caracterizeaz calitatea aerajului de la locul de munc. Cu ct
factorul de echilibru este mai mic dect 1, cu att aerul este mai bun, descendenii radonului
neputnd ajunge la echilibru cu radonul, iar cu ct factorul de echilibru este mai apropiat de 1
aerajul este mai slab. La valoarea 1 descendenii ajung n echilibru 100% cu radonul.
n termeni de concentraie echivalent de echilibru, limita dozei efective pentru
personalul expus profesional de 20 mSv/an este dat de o concentraie a radonului de 1110
Bq/m3 = 30 pCi/l aflat n echilibru cu descendenii si.
6.3.2. Msurarea descendenilor radonului
Aceste tipuri de msurtori sunt cunoscute ca msurtori ale concentraiei ,,energiei
poteniale alfa (PAEC) [Anexa 1]. n cadrul acestei teze s-a folosit n acest scop determinarea nivelului de lucru (WL)
descendenii 222Rn cu aparatul Pylon (Anexa 2), care funcioneaz astfel (figura 6.8):
- aspir aerul cu un debit de 2 l/min printr-un filtru pe care se depun descendenii;
- impulsurile radiaiilor generate de descendenii de pe filtru sunt nregistrate cu un detector
care separ radionuclizii funcie de energia lor;
- rezultatele sunt imediat printate n uniti WL;
- filtrul se nlocuiete dup fiecare determinare.
Analiza descendenilor se poate efectua i prin alte metode, care pot fi selectate funcie
de necesiti: metoda continu, metoda alfa spectral, metoda Kusnetz [122] sau metoda Tsivoglou [110], rezultatele fiind date n WL.
Fig. 6.9. Determinrile WL (descendenilor) cu aparatul Pylon
CAP. 7. ESTIMAREA DOZELOR EFECTIVE PENTRU PERSOANE DIN
POPULAIE I DIN GRUPURILE CRITICE
7.1. STRUCTURA DOZEI EFECTIVE
Doza de radiaii este o mrime ce caracterizeaz energia depus pe o int de ctre o
radiaie. Conceptul de doz cuprinde o multitudine de abordri [163, 164] privind definirea dozei din diverse puncte de vedere [159].
7.1.1. Modul de iradiere
Un organism poate fis supus unei expuneri externe i/sau unei expuneri interne.
Corespunztor acestor dou tipuri de expuneri are loc o iradiere extern i/sau o iradiere
intern; se poate vorbi totodat de o doz extern i o doz intern.
7.1.2. Cile de transport
Transportul radionuclizilor de la sursa de unde provin la un organism sau n mediu se
face pe urmtoarele ci:
a) Calea terestr
b) Calea aerian
c) Calea acvatic
Doza efectiv este o sum de componente:
ET = Eext + Eint
ET - doza efectiv total
Eext doza efectiv extern; se mai noteaz cu E deoarece corespunde iradierii
externe prin radiaie gamma
Eint doza efectiv intern care corespunde ncorporrii directe sau indirecte de
radionuclizi prin inhalare sau ingestie
Eint = Einh + Eing
Einh se refer la inhalarea radonului i a prafului radioactiv
Eing se refer la ingestia apei, laptelui, crnii, vegetaiei i petelui
Aceste componente pot fi reunite n urmtoarea formul prin care s-a calculat doza
efectiv [152, 158]: ET = E + EhRn + Eh,i + Eia + Eic (7.1)
n care:
ET - doza efectiv total
E - doza efectiv prin iradiere extern gamma
EhRn doza efectiv prin inhalarea radonului
Eh,i doza efectiv prin inhalarea prafului radioactiv
Eia doza efectiv prin ingerarea apei i alimentelor
Eic doza efectiv prin ingerarea accidental a unor materiale contaminate
La determinarea dozei efective totale, care de regul se face pe un an, se ine cont de
faptul c n natur exist un fond de radiaii denumit de regul fondul (Efond), care trebuie
sczut din msurtoarea total. Ceea ce depete fondul natural se numete doz
suplimentar i are formula:
Esup = ET - Efond (7.2)
7.2. DETERMINAREA DOZEI EFECTIVE GENERAT DE FONDUL LOCAL
ntruct omul triete ntr-un spaiu geografic caracterizat printr-un substrat geologic
diferit i altitudine diferit, aceastea conduc la o doz efectiv anual, ce caracterizeaz fondul
local.
Doza efectiv total are dou componente:
doza efectiv datorat iradierii externe gamma a fost determinat experimental msurndu-se debitul dozei gamma n locul n care s-ar gsi individul ipotetic pentru
care se efectueaz investigaia.
doza efectiv intern, datorat inhalrii i ingestiei radionuclizilor, a fost determinat indirect msurndu-se concentraia radioactiv pentru U, Ra i Rn precum i cantitatea
medie ncorporat a substanelor care sunt inhalate i ingerate de om (apa, aerul,
alimentele, etc.).
innd cont de expresia dozei efective totale: ET = E + Eic + Eia + Eh i + Eh Rn au fost
msurate valorile de fond pentru toate cile (acvatic, terestr, aerian), iar msurtorile (doza
debit gamma, concentraiile de Rn, recoltarea probelor de ap i de praf radioactiv) s-au
efectuat innd cont de urmtoarele aspecte:
la o deprtare suficient de mare de orice surs de radiaii, pentru ca msurtorile s nu fie viciate;
s nu caracterizeze unele depozite geologice cu rspndire mic n zon, dar cu un fond radioactiv ridicat;
msurtoarea a fost efectuat la nlimea de 1 m deasupra solului (pentru doza debit gamma i Rn);
apa s-a recoltat din reeaua hidrografic, izvoare la o deprtare de 500 m amonte de arealul incintei amenajate pentru depozitarea deeurilor de la prepararea minereurilor
uranifere.
Din concentraiile obinute n teren sau n urma analizrii n laborator, au fost
determinate dozele efective pentru fiecare modalitate de expunere i cale de transport.
Formulele de calcul ale componentelor dozei sunt aceleai, att la determinarea
fondului, ct i la determinarea dozei efective datorate sursei radioactive.
7.2.1. Doza efectiv extern E (calea terestr) Cunoscnd valoarea dozei debit gamma obinut prin msurtori n teren s-a calculat
doza extern Efond cu ajutorul unei formule:
[ ]anmSvDtE fond /10 3= (7.3) unde:
t timpul de expunere [ore/an] = 7000 ore (dup [161]) D - doza debit gamma [Sv/h] E fond doza efectiv total anual [mSv/an], datorat fondului local
7.2.2. Doza efectiv intern: Eint = Einh + Eing
A. Doza efectiv anual prin inhalare:
a1) Inhalare Rn + descendenii de via scurt (calea aerian): EhRn
s-a fcut monitorizarea concentraiei de 220Rn i 222Rn prin msurtori periodice;
concentraia de fond a radonului sau toronului a fost determinat n direcia opus direciei vntului;
pentru msurtori au fost alese intervale de timp n care umiditatea relativ a aerului s fie ct mai apropiat de cea normal.
*Doza efectiv anual exprimat n mSv/an provocat de inhalarea de radon s-a calculat
dup o formul care cuprinde:
[ ]anmSvDCCrtCE echRnRnh /exp = (7.4) unde:
CRn concentraia de radon n aer [Bq/m3]
texp durata expunerii [ore/an]
r rata de respiraie [m3/h]
DC coeficientul de conversie activitate doz [mSv/Bq], pentru persoane din
public DC = 6,3x10-6
Cech coeficientul de echilibru ntre radon i descendenii si
Cech 0,7 n exterior dup [45] sau 0,4 att n interior ct i n exterior dup [165] a2) Doza intern prin inhalare de praf radioactiv (calea aerian): Ehi
Dac au existat aerosoli n aer (pulbere de uraniu + toriu) s-a calculat doza efectiv anual
provocat de cantitatea de uraniu + toriu existent. n formul au fost introduse:
- activitatea (A) pentru fiecare element;
- numrul de ore expunere (t);
- cantitatea de aer inhalat ntr-o or de o persoan (V);
- coeficientul de conversie (DC), un factor dependent de nuclid pentru
convertirea activitii inhalate n doz.
Formula de calcul utilizat este:
[ ]anmSvDCVtAE ih /1000= (7.5) unde:
A - [Bq/m3] funcie de coninutul n surs al radioelementului
t - [ore/an]
V rata de respiraie [m3/h] 0,92 m3/h populaie timp liber, dup [161]
DC - [Sv/Bq] (din tabele, pentru timpul de absorbie S specific fiecrui tip de
radioelement prezent)
Reamintim c Eh Rn + Eh i reprezint o parte a dozei efective interne generat prin inhalare (Rn
+ praf radioactiv).
B. Doza efectiv anual prin ingerare Eing:
a) Ingerarea de ap (calea acvatic)
Formula de calcul utilizat este:
[ ]anmSvDCICE Jrrai /1000= (7.6) unde:
Cr concentraia de activitate a elementului ingerat [Bq/l]
Ir rata de ingestie l/an = 730 [161] DCJ coeficientul de conversie [Sv/Bq] din tabele, pentru fiecare radioelement
prezent
b) Ingerarea de alimente, pete, fructe, prin transfer al radioelementelor din apa i solul
contaminat
Formula de calcul folosit:
[ ]anmSvDCMCE ingradbi /103= (7.7) unde:
Ming cantitatea ingerat [kg/an], 22 g/an [161]; DC coeficientul de conversie activitate - doz, [Sv/Bq] din tabele, pentru fiecare
radioelement prezent;
Crad concentraia de activitate a radionuclidului n aliment [Bq/g]
Aceast component a fost calculat n special pentru determinarea dozei efective
suplimentare, nu n scopul determinrii dozei efective generate de fond care este
nesemnificativ.
c) Materiale contaminate sol, ml fin de pe hald, etc. (Eic) (calea terestr)
[ ]anmSvDCMCE ingradci /103= (7.8) unde:
Ming cantitatea ingerat [kg/an];
DC coeficientul de conversie activitate - doz, [Sv/Bq];
Crad concentraia de activitate a radionuclidului [Bq/g]
CAP. 8. ESTIMAREA DOZELOR EFECTIVE I EVALUAREA RISCULUI
PENTRU POPULAIA DIN GRUPURILE CRITICE, AFERENTE
ZONEI MINIERE CIUDANOVIA
8.2. CALCULUL DOZELOR EFECTIVE ANUALE DATORATE FONDULUI
NATURAL
n cazul zonei Ciudanovia, pentru a evidenia valoarea dozelor suplimentare prin toate
cile de transfer de unele persoane din populaia grupului critic, au fost determinate nti
dozele primite datorit fondului att pentru arealul minier, ct i pentru grupurile critice (satul
Ciudanovia i colonia Ciudanovia):
a. arealul minei Ciudanovia datele au fost folosite pentru scenariul 1
b. Colonia Ciudanovia i satul Ciudanovia (grupurile critice) - datele au fost
folosite pentru scenariul 2.
Zona minier Ciudanovia
Din msurtorile debitului dozei i ale concentraiilor radionuclizilor de interes (Rn, U, Ra, Th), folosind relaiile de calcul (7.3 - 7.15), s-a obinut:
Debitul dozei gamma = 0,18 Sv/h Doza efectiv anual prin iradiere extern gamma datorit fondului
Efond = 1,26 mSv/an (calea terestr)
Coninutul de Rn la suprafa = 30 Bq/m3 Doza efectiv anual prin inhalarea Rn (iradiere intern - calea aerian)
datorit fondului: Eh Rn = 0,53 mSv/an
Coninutul de fond n U i Ra n prul Jitin nainte de intrare n zona minier Ciudanovia (500 m amonte de CFR): U = 0,007 mg/l i Ra = 0,005 Bq/l
Doza efectiv anual prin ingerarea de ap, carne, peti, vegetaie:
Eaifond = 0,013 mSv/an (calea acvatic)
Doza efectiv total anual primit de o persoan prin toate cile generate de fondul
local din perimetrul minier Ciudanovia este:
ET fond = 1,80 mSv/an
Grupurile critice din colonia Ciudanovia i satul Ciudanovia (figura 8.2)
Debitul dozei gamma = 0,10 Sv/h Doza efectiv anual prin iradiere extern gamma datorit fondului:
Efond = 0,7 mSv/an (calea terestr)
Coninutul de Rn = 15 Bq/m3 Doza efectiv anual prin inhalarea de Rn datorit fondului:
Eh Rn = 0,264 mSv/an (calea aerian)
Coninutul de fond n U i Ra n prul Jitin nainte de intrarea n zona Ciudanovia (500 m amonte de CFR): U = 0,007 mg/l i Ra=0,005 Bq/l.
Doza efectiv anual prin ingerare de ap, carne, pete, vegetaie:
Eia = 0,013 mSv/an (calea acvatic)
Doza efectiv total primit de o persoan prin toate cile datorit fondului local n
satul Ciudanovia este:
ET fond= 0,977 mSv/an
Observaie: Celelalte componente ale dozei efective totale respectiv :
Eic doza efectiv intern obinut prin ingestia de ,,materiale contaminate
(sol, etc) i
Ehi doza efectiv intern datorit inhalrii de praf radioactiv, n cazul
determinrii fondului au o importan (component) nesemnificativ (zero).
Jamu Mare
D.N. 57
D.N. 5
7
D.N. 57 B
D.N.
58
Doclin
Gomoriste
Lupac
RESITA
Carasova
Jitin
Gradinaripr. C
aras
pr. Jitin
pr. Lisava
pr. Ca
ras
Greoni
Iam
I U G O
S L A
V I A
RACASDIA
ORAVITA
Nicolin
Ciclova
Sacolari
Racovita
Bradisorul de Jos
ColoniaCiudanovita
Ciudanovita-sat
ANINA
LEGENDA
Orase
Comune
Sate
Drumuri nationaleDrumuri judetene
Ape
Zona miniera Banat - Ciudanovita
Sc.1/325000
Fig. 8.2. Cile de acces n zona minier Ciudanovia
8.3. CALCULUL DOZELOR EFECTIVE ANUALE SUPLIMENTARE PRIMITE DE
PERSOANE DIN POPULAIA ,,GRUPURILOR CRITICE
Plecnd de la datele generale privind distribuia radioelementelor n sursele aferente
exploatrii miniere (halde i ape de min) precum i a celor de provenien (izvoare, priae,
ogae) s-a procedat la calcularea dozelor primite de populaia din grupurile critice, lund n
studiu diferite scenarii [158]. Astfel:
- scenariul 1 - reprezint o zon situat n extremitatea NE a perimetrului minier
(fig. 8.3) unde persoane din populaie pot coabita pe o anumit perioad datorit
distanei scurte (850 m) i uurinei de acces n zon.
- scenariul 2 - cuprinde att extremitatea NV a perimetrului minier Ciudanovia ct
i primul grup critic, respectiv primele blocuri din partea sudic a
coloniei Ciudanovia (fig. 8.3) reprezentnd o situaie ,,normal de coabitare.
Fig. 8.3. Localizarea scenariilor folosite pentru determinarea dozelor efective primite de
persoane din grupurile critice
a. SCENARIUL 1
Calculul dozei pentru o persoan din populaie care ar locui lng sursa radioactiv
(figura 8.3).
Calculul dozei efective a fost efectuat pentru toate cile de expunere:
ingestie (acvatic); inhalare (aerian); iradiere gamma (terestr).
8.3.1.a. Calculul dozei efective prin iradiere extern E (calea terestr)
Sursele i concentraiile: Suprafaa de sol contaminat - fost depozit minereu-; coninutul maxim de U = 0,650 % i Ra = 11 Bq/g ; debitul dozei gamma la suprafa = 3,40 Sv/h;
Alte date : timp de staionare a persoanei din populaie: pe perioada timpului frumos
5 luni x 6 ore/zi = 900 ore;
n cazul cnd persoana din populaia grupului critic este prezent lng/pe aria cu
valori ridicate 900 ore pe an, doza extern datorit iradierii gamma este: E1 = 3,06 mSv/an, la
care se adaug E2 = 1,131 mSv/an pentru restul timpului (7860 ore) petrecut n condiiile
normale cu fondul de 0,18 Sv/h. Deci, doza efectiv anual prin iradierea gamma este: ET = 4,19 mSv/an
din care doza suplimentar primit de o persoan din populaie, n condiiile de mai sus este:
E sup = 2,93 mSv/an
8.3.2.a. Calculul dozei primite de o persoan prin iradiere intern
8.3.2.1.a. Ingerare
- calea acvatic Eia
Se presupune c o persoan adult din grupul critic folosete timp de un an, pentru a
bea sau pentru "irigarea" culturilor, direct ap din prul Minei, n zona de izvoare (fig. 8.2,
8.3). De asemenea, se presupune c apa este folosit i pentru adpatul vitelor, iar hrana
acestora o constituie iarba contaminat de aceeai ap din pru.
Aici, suntem n situaia ca acest pria contaminat din surse diferite (naturale i
antropice) s fie considerat astzi ca surs de poluare pentru prul Jitin.
Concentraii: U = 5,8 mg/l; Ra = 0,12 Bq/l.
Calculul dozei primite de o persoan n condiiile artate mai sus prin ingestia de ap,
produse vegetale, carne, lapte, pete este prezentat n tabelul 8.3.
Tabel nr. 8.3
Doza primit de o persoan adult din grupul critic prin ingestia de ap, produse vegetale,
carne, lapte, pete
Doza anual efectiv n mSv/an
Contaminant Vegetaie Ap de
pru Carne Lapte Pete Total
U 1,2 7,05 0,023 0,09 0,09 8,45 226Ra 0,023 0,034 0,0017 0,01 0,006 0,074
TOTAL Eia = 8,52 mSv/an
Deci: EiTa = 8,52 mSv/an
Acest scenariu este imposibil de realizat ntruct presupune ca o persoan din
populaie s se hrneasc numai cu produse dintr-un areal de civa m2 timp de un an de zile.
n acest scenariu ,,conservator, concentraiile din apa afluentului Vii Minei
genereaz o doz suplimentar prin ingerare de:
Eai sup = 8,51 mSv/an
(obinut dup scderea dozei datorit fondului Ei fond = 0,013 mSv/an).
- calea terestr Eic
Deoarece pe aceast cale au loc ncorporri de materiale contaminate care apar
accidental i foarte rar, am considerat Eic 0.
8.3.2.2.a. Calculul dozei prin inhalare (calea aerian)
8.3.2.2.1.a. Calculul dozei datorit inhalrii de radon EhRn
Sursele: Suprafaa de sol contaminat - fost depozit de minereu;
Concentraiile: coninutul de Rn la suprafaa solului nierbat = 285 Bq/m3
Timpul de staionare a persoanei lng surs: 5 luni x 6 ore/zi = 900 ore
n cazul staionrii lng/pe zona cu concentraii ridicate, doza efectiv prin inhalare este:
Eh Rn1 = 0,64 mSv/an
la care se adaug Eh Rn2 = 0,461 mSv/an, pentru restul de timp petrecut de persoana din
populaie n condiiile de fond = 30 Bq/m3.
Doza efectiv anual prin inhalare este: Eh RnT = 1,10 mSv/an
Din care doza suplimentar efectiv:
Eh Rn sup = 0,57 mSv/an
8.3.2.2.2.a. Calculul dozei prin inhalarea de praf cu radionuclizi de via lung din seria 238U, Ehi
Surse: suprafaa de sol contaminat, ce este n totalitate nierbat;
n cazul de fa persoana din populaie nu va primi o doz suplimentar prin inhalare
de praf. Ehi sup = 0 mSv/an
Concluzii :
nsumnd valorile obinute pentru toate componentele dozei de radiaii att pentru
fond, ct i pentru zona luat n considerare la scenariul 1, s-au obinut datele din tabelul 8.4.
Tabel nr. 8.4
Doza efectiv suplimentar anual primit de o persoan din populaie pe diferite
ci, n cazul scenariului 1
Nr.
crt.
Expunerea Iradiere E Doza efectiv (mSv/an)
Prin Pe cale Fond Total Suplimentar
1 Extern Eext Radiaie
gamma
Terestr E 1,26 4,19 2,93
2
Intern Eint
Ingerare Eing Acvatic Eia 0,013 8,52 8,51
Terestr Eic 0 0 0
Inhalare Einh Aerian EhRn 0,53 1,10 0,57
Aerian Ehi 0 0 0
3 Total doz efectiv (mSv/an) 1,80 13,81 12,01
Doza efectiv total obinut prin nsumarea tuturor dozelor primite prin toate cile
de o persoan din populaie ce ar locui pe suprafaa de sol contaminat (fost depozit minereu)
i ar folosi apa din afluentul Valea Minei este de : ET = 13,01 mSv/an
Doza suplimentar efectiv anual ce nu ar trebui s depeasc 1 mSv/an conform
noilor norme din Romnia (august 2000), n scenariul 1 este :
ET sup = 12,01 mSv/an
deci mult peste limita impus de lege, ponderea cea mai mare fiind dat de calea acvatic.
Calculndu-se gradul de risc pentru persoana care ar locui n scenariul 1, acesta
este mare. Probabilitatea 4; magnitudinea 4; grad de risc coeficientul 16.
b. SCENARIUL 2
Zona de expunere este situat n apropierea confluenei Vii Minei cu prul Jitin, aici
fiind prezente cteva locuine din partea sudic a coloniei Ciudanovia (figura 8.1).
Calculul dozei efective s-a efectuat pentru toate cile de expunere:
ingestie (acvatic); inhalare (aerian); iradiere gamma (terestr).
8.3.1.b. Calculul dozei prin iradiere extern (calea terestr)
Sursele i concentraiile: suprafaa haldei de la G 4; coninutul maxim de U = 0,0024% i Ra = 0,14 Bq/g ; debitul maxim al dozei gamma 0,40 Sv/h.
Alte date: timp de staionare pe perioada de var 5 x 6 ore/zi = 900 ore. n apropiere de drumul judeean Oravia Ciudanovia i de locuine (figurile
8.1, 8.2).
n cazul cnd persoana din populaia grupului critic este prezent lng/pe aria cu
valori de 0,40 Sv/h, 900 ore/an, doza extern datorat iradierii gamma este: E1 = 0,360 mSv la care se adaug E2 = 0,62 mSv pentru restul timpului (7860 ore) petrecut n condiiile
normale cu fondul de 0,10 Sv/h. Deci doza efectiv anual prin iradierea gamma este: ET = 0,98 mSv/an iar doza
efectiv suplimentar pentru o persoan din grupul critic va fi :
E Sup = 0,280 mSv/an
8.3.2.b. Calculul dozei primite de o persoan prin iradiere intern
8.3.2.1.b. Ingerare
- calea acvatic Eia -
Calculul dozei primite de o persoan cnd folosete apa din Valea Minei + apa de
infiltraie de la G 4: Ei Ia
Cu debitul minim: EiIaa Se presupune c o persoan din colonia Ciudanovia, folosete timp de un an pentru a
bea sau pentru ,,irigarea culturilor direct apa din Valea Minei + G4, cu debitul minim. De
asemenea, se presupune c apa este folosit i pentru adpatul vitelor, iar hrana acestora o
constituie iarba contaminat cu aceeai ap din Valea Minei.
Concentraii: U = 2,05 mg/l; Ra = 0,17 Bq/l; Debit = 1,1 l/s.
Tabel nr. 8.5
Calculul dozei primite pentru debitul minim
Doza anual efectiv n mSv/an
Contaminant Vegetaie Apa din
pru Carne Lapte Peti Total
U 0,34 2,59 0,0075 0,036 0,04 3,01 226Ra 0,038 0,05 0,0028 0,015 0,008 0,11
TOTAL 3,12
Deci: EiTa1a = 3,127 mSv/an
din care doza efectiv suplimentar anual primit pe calea acvatic, este:
Eai supa1 = 3,114 mSv/an
Att pentru debitul mediu ct i pentru cel minim doza primit de o persoan,
depete numai prin calea acvatic valoarea de 1 mSv/an.
cu debitul mediu al Vii Minei + apa de infiltraie: EiIba Concentraii:
U = 1,3 mg/l; Ra = 0,09 Bq/l; Debitul mediu = 5,2 l/s.
Tabel nr. 8.6
Calculul dozei primite prin ingerare, cnd apa din Valea Minei + G 4 are debitul mediu Doza anual efectiv n mSv/an
Contaminant Vegetaie Apa din
pru Carne Lapte Peti Total
U 0,005 1,6 0,23 0,024 0,024 1,883 226Ra 0,0015 0,002 0,02 0,008 0,005 0,0365
TOTAL 1,920
Prin folosirea apei din Valea Minei + G 4, cu debitul mediu, doza efectiv total are
valoarea: EiTa2a = 1,920 mSv/an
din care doza efectiv suplimentar anual primit de o persoan din grupul critic, este:
Eai supa2 = 1,907 mSv/an
Calculul dozei primite prin ingestie cnd o persoan din colonia Ciudanovia folosete
apa cu debitul minim ce se deverseaz din staia de depoluare Ciudanovia EiIIa
Concentraii: U = 0,35 mg/l; Ra = 0,16 Bq/l; Debit = 8 l/s.
Tabel nr. 8.7
Calculul dozei primit prin ingestie, cnd apa din staia de depoluare are debitul minim
Doza anual efectiv n mSv/an
Contaminant Vegetaie Apa ce iese
din staie Carne Lapte Peti Total
U 0,07 0,46 0,0015 0,0065 0,0075 0,545 226Ra 0,040 0,05 0,0030 0,015 0,0095 0,117
TOTAL 0,662
Doza efectiv total obinut are valoarea: EiTba = 0,662 mSv/an din care doza
efectiv suplimentar anual, este:
Eai supb = 0,649 mSv/an
Doza primit de o persoan cnd folosete ap din prul Jitin dup emergena cu Valea
Minei + apa de infiltraie i apa tehnologic ce se deverseaz din staia de decontaminare
EiIIIa
Calculul concentraiei dup emergen
Coninuturi: Sursa I : U = 2,05 mg/l n Valea Minei + apa de infiltraie
Ra = 0,11 Bq/l din G 4 (debitul minim)
Sursa II : U = 0,35 mg/l apa tehnologic la ieirea din staie Ra = 0,16 Bq/l (debitul minim)
U = 0,007 mg/l n prul Jitin (fondul)
Ra = 0,005 Bq/l
debitul minim al Vii Minei = 1,1 l/s ; debitul minim al apei tehnologice ce iese din staia de decontaminare = 8 l/s ; debitul minim al prului Jitin la intrarea n colonia Ciudanovia = 8,5 l/s.
Calculul dozei prin ingestie pentru o persoan din populaie ce folosete apa Jitinului
cu debitul minim, dup emergena cu sursele poluante EiIIIaa
Coninuturi: U = 0,460 mg/l; Ra = 0,12 Bq/l;
Tabel nr. 8.9
Calculul dozei prin ingestie cnd apa Jitinului are debitul minim Doza anual efectiv n mSv/an
Contaminant Vegetaie
Apa din
prul
Jitin
Carne Lapte Peti Total
U 0,085 0,6 0,0018 0,007 0,0085 0,702 226Ra 0,025 0,034 0,002 0,01 0,006 0,077
TOTAL 0,779
Deci EiTc1a = 0,779 mSv/an
din care doza efectiv suplimentar anual primit de o persoan din colonia Ciudanovia
este:
Eai supc1 = 0,766 mSv/an
Calculul dozei prin ingerare de ap, carne, produse vegetale, lapte, pete timp de un an
n condiiile debitului minim, al prului Jitin, dup emergena cu sursele poluante
(Valea Minei + G4 + apa tehnologic ce iese din staia de decontaminare): EiIIIba
Tabel nr. 8.10
Doza anual efectiv n mSv/an
Contaminant Vegetaie Apa din
pru Carne Lapte Peti Total
U 0,018 0,11 0,00034 0,0014 0,002 0,132
Ra226 0,0038 0,005 0,00034 0,0017 0,0012 0,012
TOTAL 0,144
Deci EiTc2a = 0,144 mSv/an
din care doza efectiv suplimentar anual primit pe calea acvatic de o persoan din colonia
Ciudanovia este:
Eai supc2 = 0,131 mSv/an
- calea terestr Eic -
Deoarece pe aceast cale au loc ncorporri de materiale contaminate care apar
accidental i foarte rar, am considerat Eic 0.
8.3.2.2.b. Calculul dozei prin inhalare (calea aerian)
8.3.2.2.1.b. Inhalare Radon EhRn
Sursele: Halda de la galeria G 4, n apropierea drumului judeean i a prului Jitin;
Concentraiile: coninutul de Rn la suprafaa haldei = 38 Bq/m3 ;
Timp de staionare a persoanei din grupul critic n faa gurii galeriei: 5 luni a 6 ore/zi = 900 ore.
n cazul staionrii lng/pe suprafaa haldei, doza efectiv prin inhalare de Rn i
descendenilor este: Eh Rn1 = 0,086 mSv, la care se adaug Eh Rn2 = 0,231 mSv, pentru restul de
timp primit de o persoan din populaie n condiiile fondului local = 15 Bq/m3.
Doza efectiv anual prin inhalare este:
Eh RnT = 0,317 mSv/an
din care doza efectiv suplimentar pentru o persoan din populaia grupului critic primit
ntr-un an n condiiile descrise mai sus este:
Eh Rn sup = 0,053 mSv/an
8.3.2.2.2.b. Calculul dozei prin inhalarea de praf radioactiv cu descendenii de via
lung (iradiere intern) Ehi
Surse: Halda cu steril (0,0024% U coninut maxim) ;
Calea: Vntul direcia SE-NV nu afecteaz populaia din grupul critic. Nu avem doz suplimentar.
Ehi sup = 0 mSv/an
Concluzii:
nsumnd valorile obinute pentru toate componentele dozei de radiaii att pentru
fond, ct i pentru zona luat n considerare la scenariul 2, s-au obinut datele din tabelul 8.11.
n acest scenariu ponderea cea mai mare a dozei efective suplimentare este dat de
calea acvatic.
Calculndu-se gradul de risc pentru o persoan din populaia grupului critic colonia
Ciudanovia - acesta este moderat dup matricea propus n cap.5.
Probabilitatea 3; magnitudinea 3; grad de risc : coeficientul 9.
Tabel nr. 8.11
Doza efectiv suplimentar anual primit de o persoan din populaie pe diferite
ci, n cazul scenariului 2
Nr.
crt.
Expunerea Iradiere E Doza efectiv (mSv/an)
Prin Pe cale Fond Total Suplimentar
1 Extern Eext Radiaie
gamma
Terestr E 0,700 0,980 0,280
2
Intern Eint
Ingerare Eing Acvatic EiIaa
EiIba
EiII
a
EiIIIaa
EiIIIba
0,013
3,127
1,920
0,662
0,779
0,144
3,114
1,907
0,649
0,766
0,131
Terestr Eic 0 0 0
Inhalare Einh Aerian EhRn 0,264 0,317 0,053
Aerian Ehi 0 0 0
3 Total doz efectiv (mSv/an)
0,977
ETIa = 4,424
ETIb = 3,217
ETII = 1,959
ETIIIa = 2,076
ETIIIb = 1,441
3,447
2,240
0,982
1,099
0,464
CAP. 9. ESTIMAREA DOZELOR EFECTIVE I EVALUAREA RISCULUI PENTRU
POPULAIA DIN GRUPURILE CRITICE, AFERENTE ZONEI MINIERE LIAVA
(BANAT)
9.1. GENERALITI
n cazul zonei Liava, pentru a evidenia valoarea dozelor suplimentare primite prin
toate cile de transfer [157]de unele persoane din populaia grupului critic, au fost determinate mai nti dozele primite datorit fondului din:
a) Zona minier Liava (datele se vor folosi pentru scenariile 1, 2, 3).
b) Satul Brdior (grupul critic) scenariul 3.
Zona minier Liava Debitul dozei gamma = 0,16 Sv/h
- Doza efectiv anual prin iradiere extern gamma datorit fondului
E = 1,34 mSv/an (calea terestr)
Coninutul de Rn la suprafa = 30 Bq/m3 - Doza efectiv anual prin iradierea intern prin inhalarea Rn (calea
aerian) datorit fondului Eh Rn = 0,528 mSv/an
Coninutul de fond n U i Ra la izvoarele praielor Natra i Liava: U = 0,005 mg/l i Ra = 0,004 Bq/l
- Doza efectiv anual prin ingerarea de ap, carne, peti, vegetaie
Eia = 0,0075 mSv/an (calea acvatic)
Doza efectiv total anual primit de o persoan prin toate cile generate de
fondul local din perimetrul minier Liava este: ET = 1,87 mSv/an
Grupul critic satul Brdiorul de Jos Debitul dozei gamma = 0,09 Sv/h
- Doza efectiv anual prin iradiere extern gamma datorit fondului
E = 0,7 mSv/an
Coninutul de Rn = 15 Bq/m3 - Doza efectiv anual prin inhalarea de Rn (calea aerian) datorit
fondului Eh Rn = 0,264 mSv/an
Coninutul de fond n U i Ra la izvoarele praielor Natra i Liava: U = 0,005 mg/l i Ra = 0,004 Bq/l.
- Doza efectiv anual prin ingerare de ap, carne, pete, vegetaie
(calea acvatic) Eia = 0,0075 mSv/an
Doza efectiv total primit de o persoan prin toate cile datorit
fondului local din satul Brdiorul de Jos este ET = 0,97 mSv/an
Observaie: Celelalte dou componente ale dozei efective totale, respectiv:
Eic doza efectiv intern obinut prin ingestia de ,,materiale
contaminate (sol, etc) i
Ehi doza efectiv intern datorit inhalrii de praf radioactiv,
n cazul fondului, acestea au o importan (component)
nesemnificativ (zero).
9.2. CALCULUL DOZELOR PRIMITE DE POPULAIE
S-a procedat la calcularea dozelor pentru populaia din grupurile critice, lund n
studiu diferite scenarii [152, 158], de la cele aproape mposibile pn la cele normale. Astfel:
- scenariile 1 + 2 reprezint aspecte greu de realizat din partea persoanelor din
populaie, privind coabitarea pe termen lung n punctele din ,,scenarii (fig. 9.1);
- scenariul 3 reprezint o situaie normal, ,,punctele de expunere fiind localizate
n grupul critic - satul Brdiorul de Jos (fig. 9.1).
Toate scenariile sunt fcute cu datele reale privind valorile pentru U i Ra i debitul
dozei gamma, aa cum au fost puse n eviden din interpretrile statistice a peste 500 probe
recoltate n ultimii ani, iar staia de recuperare a U nu funcioneaz sau funcioneaz cu un
randament sczut (situaia prezent).
Fig. 9.1. Localizarea scenariilor folosite pentru determinarea dozelor efective primite de
persoane din grupul critic
a. SCENARIUL 1
Calculul dozei pentru o persoan care ar locui lng sursa radioactiv - halda de cozi
Dobrei i staia de recuperare a U (fig. 9.1).
Calculul dozei efective a fost efectuat pentru toate cile de expunere: ingestie,
inhalare i iradiere gamma.
9.1.1.a. Calculul dozei prin iradiere extern E (calea terestr)
Sursele i concentraiile: Minereu srac cu 0,020 % U - zona anormal de la suprafaa haldei de
cozi Dobrei Sud;
Debitul dozei gamma la suprafaa ariei cu minereu srac = 4,25 Sv/h; Alte date :
Timp; staionarea persoanei din populaie = 720 ore; n cazul cnd persoana din populaia grupului critic este prezent lng aria cu
minereu srac 720 ore pe an doza extern datorit iradierii gamma este: E1 = 2,44 mSv/an,
la care se adaug E2 = 1 mSv/an pentru restul timpului petrecut n condiiile normale cu
fondul de 0,16 Sv/h. Deci doza efectiv anual prin iradierea gamma este: E = 3,44 mSv/an
Din care doza suplimentar este: Es = 2,1 mSv/an.
9.1.2.a. Calculul dozei efective prin iradiere intern
9.1.2.1.a. Ingerare
- calea acvatic Eia -
Se presupune c o persoan adult din grupul critic folosete timp de un an pentru a
bea sau pentru "irigarea" culturilor direct ap de min ce iese prin Puul 3 (staia de depoluare
nu funcioneaz).
De asemeni, se presupune c apa este folosit i pentru adpatul vitelor, iar hrana
acestora o constituie iarba contaminat de aceeai ap tehnologic.
Concentraii: U = 2,5 mg/l; Ra = 0,35 Bq/l
Calculul dozei unei persoane n condiiile artate mai sus prin ingestia de ap,
produse vegetale, carne, lapte, pete arat urmtoarele valori: (tabelul 9.1).
Tabelul nr. 9.1
Doza anual efectiv primit de o persoan prin ingestia de ap, produse vegetale,
carne, lapte, pete
Doza anual efectiv n mSv/an
Contaminant Vegetaie Ap de
min
Carne Lapte Pete Total
U 0,35 3,1 0,01 0,045 0,04 3,545 226Ra 0,07 0,12 0,0055 0,0271 0,0075 0,23
Total 3,775
Deci: Eia = 3,775 mSv/an
Acest scenariu este imposibil de realizat ntruct presupune ca o persoan din
populaie s se hrneasc numai cu produse dintr-un areal de civa m2 timp de un an de zile.
n acest scenariu ultra "conservator", concentraiile din apa de min conduc la riscuri
nsemnate pentru sntate, deoarece numai doza suplimentar prin ingerare este de Eis = 3,76
mSv/an fa de doza efectiv datorit fondului de 0,0075 mSv/an. Aceast situaie ar putea
avea loc n cazul n care staia de epurare nu ar funciona.
- calea terestr Eic -
Deoarece pe aceast cale au loc ncorporri de materiale contaminate care apar
accidental i foarte rar, am considerat Eic 0.
9.1.2.2.a. Calculul dozei prin inhalare (calea aerian)
9.1.2.2.1.a. Calculul dozei datorit inhalrii de Rn i a descendenilor de via scurt
EhRn
Sursele: Minereu srac de pe halda cozi Dobrei Sud
Concentraiile: Coninutul de Rn la suprafa = 650 Bq/m3
Timp de staionare a persoanei lng surs: 4 luni a 6 ore/zi = 720 ore
n cazul staionrii lng zona cu minereu srac de pe hald, doza efectiv prin
inhalare este: Eh Rn = 0,90 mSv/an, la care se adaug Eh Rn = 0,48 mSv/an, pentru restul de
timp petrecut de persoana din populaie n condiiile de fond = 0,30 Bq/m3.
Doza efectiv anual prin inhalare este: Eh Rn = 1,38 mSv/an
Din care doza suplimentar efectiv Eh Rhs = 0,852 mSv/an.
9.1.2.2.2.a. Calculul dozei prin inhalarea de praf cu radionuclizi de via lung din seria 238U, Ehi
Surse: Halda de minereu srac (cozi Dobrei) cu coninut 0,026% U;
Doza efectiv prin inhalarea de praf radioactiv s-a determinat folosind: durata
expunerii, debitul respirator, coeficienii de conversie i concentraia de U.
Ehi = 0,0018 mSv/an
n condiiile scenariului 1, doza efectiv anual prin nsumarea tuturor dozelor
primite prin toate cile pentru persoane din populaie ce ar locui lng zona cu minereu srac
de pe halda cozi Dobrei Sud i ar folosi apa de min ce iese din puul III nainte de a intra n
staia de recuperare a uraniului este de: ET = 8,59 mSv/an
Doza suplimentar ce nu trebuie s depeasc 1 mSv/an conform noilor norme
romneti, n acest scenariu este de 6,70 mSv/an deci cu mult peste limitele impuse.
n prima parte a Scenariului 1, s-a luat n studiu, determinarea dozei efective primite
prin calea acvatic n situaia cnd staia nu funcioneaz.
n ipoteza c staia de recuperare a U funcioneaz, dar cu parametrii de recuperare
redui, se va calcula doza efectiv primit prin ingestia de ap, lund n calcul situaia, dup
diluarea cu apa prului Natra.
Coninuturi: 0,73 mg/l U n apa de min dup ieirea din staie 0,22 Bq/l Ra 0,180 mg/l U n prul Natra nainte de emergen 0,086 Bq/l Ra
Debite [168]: 18 l/s apa tehnologic debit mediu; 12 l/s apa tehnologic debit minim; 73 l/s prul Natra debit mediu 4 l/s prul Natra debit minim.
a1. Calculul dozei primite de o persoan prin ingestie (iradiere intern):
- calea acvatic -
Se presupune c o persoan din grupul critic folosete timp de un an pentru a bea sau
pentru irigarea culturilor direct ap din prul Natra.
De asemeni, se presupune c apa este folosit i pentru adpatul vitelor, iar hrana
acestora o constituie iarba contaminat de aceeai ap.
Surse: Apa din prul Natra
Coninuturile n prul Natra cu debitul mediu 0,360 mg/l U 0,120 Bq/l Ra
a1.2. Calculul dozei unei persoane n condiiile artate mai sus, prin ingestia de ap,
produse vegetale, carne, lapte, peti, arat urmtoarele valori:
Tabel nr. 9.3
Doza efectiv anual primit de o persoan prin ingestia de ap, produse vegetale,
carne, lapte, pete
Doza anual efectiv n mSv/an Contaminant Vegetaie Ap de
suprafa
Carne Lapte Peti Total
U 0,07 0,46 0,0015 0,0065 0,0076 0,545 226Ra 0,025 0,034 0,0020 0,010 0,0060 0,077
TOTAL 0,622
Deci Ei1.2a = 0,622 mSv/an
din care doza suplimentar primit prin ingestie (doza intern): Ei1.2aSup = 0,614 mSv/an
a1.3 Doza efectiv anual prin ingestie dup diluia apei ce iese din staie n prul
Natra n cazul debitului minim al acestuia.
Coninuturile 0,650 mg/l U 0,190 Bq/l Ra
Tabel nr.9.4
Doza efectiv anual primit de o persoan prin ingestia de ap, produse vegetale,
carne, lapte, pete
Doza anual efectiv n mSv/an Contaminant Vegetaie Ap de
suprafa
Carne Lapte Peti Total
U 0,13 0,9 0,0026 0,012 0,014 1,05 226Ra 0,04 0,056 0,0032 0,016 0,0095 0,12
TOTAL 1,17
Deci Ei1.3a = 1,17 mSv/an
Din care doza suplimentar este Ei1.3aSup = 1,16 mSv/an.
La calculul total al dozei anuale efective suplimentare din scenariul descris mai sus,
prin folosirea apei din prul Natra valorile pentru dozele primite prin cile terestre i aeriene
rmn cele calculate n prima parte a Scenariului 1.
nsumnd valorile obinute pentru toate componentele dozei de radiaii att pentru
fond, ct i pentru zona luat n considerare la scenariul 1, rezult datele din tabelul 9.5.
Tabel nr. 9.5
Doza efectiv suplimentar anual primit de o persoan din populaie pe diferite
ci, n cazul scenariului 1
Nr.
crt.
Expunerea Iradiere E Doza efectiv (mSv/an)
Prin Pe cale Fond Total Suplimentar
1 Extern Eext Radiaie
gamma
Terestr E 1,34 3,44 2,10
2
Intern Eint
Ingerare Eing Acvatic EiIa E
iIIa
EiIIIa
0,0075
3,77
0,622
1,17
3,76
0,614
1,16
Terestr Eic 0 0 0
Inhalare Einh Aerian EhRn 0,528 1,38 0,852
Aerian Ehi 0 0 0
3 Total doz efectiv (mSv/an) 1,87 ETI = 8,59
ET1 = 5,442
ET2 = 5,99
ETsupl. = 6,72
ETsupl. = 3,57
ETsupl. = 4,12
Concluzii:
- doza efectiv anual total (prin toate cile) generate de fond: ETfond = 1,87
mSv/an;
- doza efectiv anual total rezultat din Scenariul 1 obinut prin toate cile:
a1 - folosind direct apa de min...........ET1 = 8,59 mSv/an
ai.2 - folosind apa din prul Natra (cu debitul mediu) dup emergen cu apa ce iese
din staia de tratare ET2 = 5,442 mSv/an
ai3 folosind apa din prul Natra (cu debitul minim) dup emergena cu apa ce iese
din staia de tratare ET3 = 5,99 mSv/an
- din care:
* doza efectiv anual suplimentar (pentru cele trei variante de mai sus)
primit de o persoan prin toate cile este:
EST1 = 6,7 mSv/an EST2 = 3,57 mSv/an EST3 = 4,82 mSv/an
Repartizat astfel: (EScenariu Efond = Esuplimentar)
Prin calea acvatic (EiFond = 0,0075 mSv/an) Eisupl.1 = 3,76 mSv/an (direct ap de min) Eisupl.2 = 0,614 mSv/an (din prul Natra debit mediu) Eisupl.3 = 1,16 mSv/an (din prul Natra debit minim)
Prin calea terestr (EFond = 1,34 mSv/an; EScenariu = 3,44 mSv/an) Esupl. = 2,1 mSv/an
Prin calea aerian (EhRnfond = 0,52 mSv/an; EhRnScenariu = 1,37 mSv/an)
Eh Rn supl. = 0,85 mSv/an n acest scenariu doza efectiv suplimentar anual de 1 mSv/an ce poate fi primit
de o persoan din populaie este cu mult depit n special datorit cii acvatice (doza intern
prin ingerare de ap i produsele derivate), ct i cea generat de calea terestr (iradiere
gamma).
Calculndu-se gradul de risc pentru persoana care ar locui n Scenariul 1, acesta este
mediu dup matricea propus n cap.5.
Probabilitate 3; Magnitudine 6; Grad de risc coeficientul 18.
b. SCENARIUL 2
Zona de expunere este situat n apropierea confluenei prului Natra cu prul
Liava, lng suprafaa de sol contaminat de unde a fost evacuat minereul (fig. 9.1) i la cca.
400 m aval de staia de recuperare a U.
Calculul dozei efective s-a fcut pentru toate cile de expunere: ingestie, inhalare i
iradiere gamma.
9.1.1.b. Calculul dozei prin iradiere extern (calea terestr)
Sursele i concentraiile: Zona anormal de pe suprafaa de sol contaminat (fig 9.1) Debitul dozei gamma la suprafaa ariei de unde a fost evacuat minereul =
4,25 Sv/h. Alte date:
Timp; staionarea persoanei din populaie = 720 ore n cazul cnd persoana din populaia grupului critic este prezent pe suprafaa
contaminat 720 ore/an, doza extern datorat iradierii gamma este: E1 = 2,44 mSv/an
la care se adaug E2 = 1,0 mSv/an pentru restul timpului petrecut n condiiile normale cu
fondul de 0,16 Sv/h. Deci doza efectiv anual prin iradierea gamma este: E = 3,44 mSv/an
Din care doza efectiv suplimentar ES = 2,1 mSv/an.
9.1.2.b. Calculul dozei primite de o persoan prin iradiere intern
9.1.2.1.b. Ingerare
- calea acvatic Eia
Se consider c persoana folosete apa din prul Natra contaminat cu apele de
min n trei situaii:
apa de min nu intr n staia de recuperare (staia nu funcioneaz) i se vars direct n prul Natra
apa de min este ,,tratat n staie i apoi este deversat n prul Natra acesta avnd debitul minim.
apa de min dup ce iese din staie este deversat n prul Natra ce are debitul minim.
De asemeni, aceeai ap o beau animalele i este folosit pentru ,,irigarea culturilor.
Coninuturi: 2,5 mg/l U n apa de min ce iese din 0,35 Bq/l Ra Puul III 0,73 mg/l U n apa de min ce iese din 0,22 Bq/l Ra staia de depoluare 0,180 mg/l U n prul Natra amonte de staia de tratare 0,085 Bq/l Ra a apelor de min
Debite: 18 l/s debitul mediu apa de min la intrarea i ieirea 12 l/s debitul minim din staie 84 l/s debitul mediu prul Natra 50 m amonte de confluena 4,4 l/s debitul minim cu prul Liava
Calculul dozei efective prin ingestie cnd:
a1. staia nu funcioneaz i apa din Puul III se deverseaz direct n prul Natra: EiIaa
Pentru calculul dozelor este necesar cunoaterea valorilor concentraiilor de U i Ra
n apa prului Natra dup ,,amestecul apelor de min cu apa din pru.
Tabelul 9.6
Rad
ionu
clid
ul
Ape de
min
coninut
Debit apa de
min
Coninut n
prul Natra
nainte de
emergen
Debitul prului
Natra
Coninutul n
prul Natra dup
diluie pentru
debit
Mediu
l/s
Minim
l/s
Mediu
l/s
Minim
l/s
Mediu Minim
U
mg/l
2,5 18 12 0,180 84 4,4 0,87 2,1
Ra
Bq/l
0,35 18 12 0,085 84 4,4 0,16 0,30
a1.1. Calculul dozei efective prin ingestie cnd prul are debit mediu.
Tabel nr. 9.7
Doza efectiv anual primit de o persoan prin ingestia de ap, produse vegetale,
carne, lapte, pete
Doza anual efectiv n mSv/an Contaminant Vegetaie Ap de
suprafa
Carne Lapte Peti Total
U 0,17 1,25 0,0036 0,015 0,017 1,45 226Ra 0,033 0,047 0,0026 0,014 0,008 0,10
TOTAL 1,55
Deci Ei1a = 1,55 mSv/an
din care doza efectiv suplimentar anual este: EiS1 = 1,54 mSv/an
a1.2. Calculul dozei efective prin ingestie cnd prul are debitul minim: EiIba
Ei2a = 3,22 mSv/an
din care doza efectiv suplimentar EiS2 = 3,21 mSv/an
a2.. Calculul dozei efective prin ingestie cnd staia funcioneaz (cazul actual) i apa din
staie este deversat n prul Natra: EiIIaa
n cazul debitului mediu coninuturile n prul Natra
U = 0,34 mg/l
Ra = 0,12 Bq/l
iar doza efectiv Ei3 = 0,50 mSv/an
din care doza efectiv suplimentar
EiS3a = 0,49 mSv/an
pentru debitul minim: EiIIba coninuturile n prul Natra
U = 0,63 mg/l
Ra = 0,18 Bq/l
Doza efectiv primit de o persoan prin ingerare de ap, carne, lapte, pete,
vegetaie timp de un an este redat n tabelul nr. 9.8.
Tabel nr.9.8
Doza efectiv anual primit de o persoan prin ingestia de ap, produse vegetale,
carne, lapte, pete
Doza anual efectiv n mSv/an Contaminant Vegetaie Ap de
suprafa
Carne Lapte Peti Total
U 0,12 0,83 0,0026 0,012 0,014 0,97 226Ra 0,041 0,053 0,0032 0,016 0,0098 0,12
TOTAL 1,09
Deci Ei4a = 1,09 mSv/an
din care doza efectiv suplimentar este: EiS4a = 1,08 mSv/an
Acest scenariu este imposibil de realizat ntruct presupune ca o persoan din
populaie s se hrneasc numai cu produse dintr-un areal de civa metrii ptrai timp de 1 an
de zile.
- calea terestr Eic
Deoarece pe aceast cale au loc ncorporri de materiale contaminate care apar
accidental i foarte rar, am considerat Eic 0.
9.1.2.2.b. Calculul dozei datorit inhalrii (calea aerian)
9.1.2.2.1.b. Calculul dozei datorit inhalrii de radon i a descendenilor de via scurt,
EhRn
Sursele: Suprafaa de sol contaminat de pe care a fost evacuat minereul
Concentraiile: Coninutul de Rn la suprafa = 520 Bq/m3;
Timp de staionare a persoanei lng surs: 4 luni a 6 ore/zi = 720 ore.
n cazul staionrii unei persoane pe suprafaa contaminat doza efectiv prin
inhalarea Rn este: Eh Rn = 0,75 mSv/an
la care se adaug Eh Rn = 0,48 mSv/an, pentru restul de timp petrecut n condiiile fondului
local = 30 Bq/m3.
n acest caz doza efectiv anual primit de o persoan prin cale aerian este: Eh Rn = 1,23
mSv/an, din care doza efectiv suplimentar Eh RnS = 0,70 mSv/an
9.1.2.2.2.b. Calculul dozei prin inhalarea de praf cu radionuclizi de via lung din seria 238U, Ehi
Prin faptul c ntreaga suprafa contaminat este cu vegetaie, probabilitatea
participrii la doza local suplimentar a componentei datorit inhalrii de praf radioactiv este
minim.
Concluzii:
nsumnd componentele dozei efective suplimentare totale prin iradiere extern i
intern s-au obinut datele din tabelul 9.9:
Tabelul nr. 9.9
Dozele efective suplimentare primite pe toate cile, n cazul scenariului 2 Nr.
crt.
Expunerea Iradiere E Doza efectiv (mSv/an)
Prin Pe cale Fond Total Suplimentar
1 Extern Eext Radiaie
gamma
Terestr E 1,34 3,44 2,10
2
Intern Eint
Ingerare Eing Acvatic EiIaa E
iIba
EiIIaa
EiIIba
0,0075
1,55
3,33
0,50
1,09
1,54
3,21
0,49
1,08
Terestr Eic 0 0 0
Inhalare Einh Aerian EhRn 0,52 1,23 0,70
Aerian Ehi 0 0 0
3 Total doz efectiv (mSv/an) 1,87 ETIa