Rezumat Teza Vasilescu(Manea)Carmen

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


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



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


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




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 -



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:


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



Nr.

crt.




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


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


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


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 -



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


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


carne, lapte, pete


suprafa


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.


fond, ct i pentru zona luat n considerare la scenariul 1, rezult datele din tabelul 9.5.

Tabel nr. 9.5



Nr.

crt.




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


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


carne, lapte, pete


suprafa


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


carne, lapte, pete


suprafa


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


populaie s se hrneasc numai cu produse dintr-un areal de civa metrii ptrai timp de 1 an

de zile.

- calea terestr Eic



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.




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


Aerian Ehi 0 0 0

3 Total doz efectiv (mSv/an) 1,87 ETIa

Rezumat Teza Vasilescu(Manea)Carmen

Documents

Transcript of Rezumat Teza Vasilescu(Manea)Carmen