Seminario Especialización PR 2018 - VAmado.pdf

Modelos de Dispersión
Ambiental y Evaluación de Dosis
Valeria Amado
Gerencia Mediciones y Evaluaciones
en Protección Radiológica
Junio 2018

Cada instalación del ciclo de combustible nuclear
elimina material radiactivo al ambiente
Las descargas pueden ser:
• Gaseosas, por chimenea a la atmósfera
• Líquidas, a un cuerpo de agua superficial
ESTIMACION DE LA DOSIS AL PUBLICO

El modelo que se emplea depende de las condiciones de
operación de la instalación:
Operación normal
• Descarga continua y tasa constante
• Condiciones de equilibrio en el medio ambiente
Situación Incidental o Accidental
• Descargas de corta duración
• No son válidas las condiciones de equilibrio en el
medio ambiente

FUENTE
DE
EMISION
MEDIO
AMBIENTE
HOMBRE
Modelo de Evaluación
de Dosis
Modelo de Dispersión de
Radionucleidos en el Ambiente

ELECCION DEL MODELO
Es un proceso Iterativo, considerando un grado de
complejidad creciente de acuerdo a la necesidad
• Modelo sin dilución
• Modelo genérico:
Safety Reports Series Nº 19, IAEA, 2001
• Modelo específico

EJEMPLOS DE EVALUACIONES
• Sitio ATUCHA – Programa PC CREAM08
• Descarga F-18 Ciclotrón – Programas Hot Spot y
SCREEN
• Degradación natural de un Sistema de Disposición
Final de Residuos Radiactivos – Programa DRAF y
PC CREAM08

SITIO ATUCHA
Programa PC CREAM08

SITIO ATUCHA
• Central Nuclear Atucha I (Reactor Agua Pesada a
Presión, Potencia 362 MWe, U ligeramente
enriquecido)
• Central Nuclear Atucha II (Reactor Agua Pesada a
Presión, Potencia 745 MWe, U natural)
• CAREM (Central Argentina de Elementos Modulares,
25 MWe) – En construcción

SITIO ATUCHA
• Descargas Gaseosas:
Chimeneas de 40 m de altura, distanciadas 170 m
aproximadamente
• Descargas Líquidas: Río Paraná de las Palmas

PROGRAMA PC CREAM 08
Consequences of Releases to the Environment:
Assessment Methodology
Desarrollado por National Radiological Protection Board
(NRPB), para la Unión Europea
Basado en Radiation Protection 72 – Methodology for
assessing the radiological consequences of routine releases of
radionuclides to the environment – Report EUR 15760 (1995)

• Evalúa el impacto radiológico de las descargas
continuas y rutinarias de una instalación
• Aplicable a centrales nucleares y a todas las
instalaciones del ciclo de combustible nuclear

Permite calcular:
• Concentración de actividad en las distintas matrices:
aire, agua, sedimentos, alimentos
• Dosis individuales y colectivas debido a descargas a la
atmósfera y al mar
• Dosis individuales debido a descargas al río

 Considera tres grupos de edades:
- Infantes (1 año)
- Niños (10 años)
- Adultos (20 años)
 Tiene en cuenta las vías de exposición más
importantes

 Vías de exposición – Atmósfera
- Inhalación de la pluma
- Exposición externa gamma y beta por inmersión en la
nube
- Exposición externa gamma y beta por depósito
- Inhalación de material resuspendido
- Ingestión de carne, hígado y leche de vaca; lácteos
vacunos, carne e hígado de oveja, vegetales de hoja y
de raíz, frutas y granos

 Vías de exposición – Río
- Exposición externa debido a radionucleidos emisores
gamma y beta presentes en sedimentos
- Ingestión de agua y pescado

SITIO ATUCHA – PROGRAMA PC CREAM 08
Distribuci¢n de la direcci¢n local del viento en CNA
1
16, 11.25
A, B, C, D, E, F, C Rain, D Rain SECTORES
2.00E-03 1.20E-03 7.50E-04 1.30E-03 2.00E-03 …
6.70E-03 2.20E-03 3.40E-03 4.50E-03 5.90E-03 …
.
. CLASES DE ESTABILIDAD
.

MODULO PLUME– PROGRAMA PC CREAM 08

MODULO PLUME – PROGRAMA PC CREAM 08

MODULO PLUME – PROGRAMA PC CREAM 08
Factor de dilución atmosférico en una ubicación
Fd (x) = Concentración (x)
Descarga
Unidades Fd (x) = Bq s = s
m3 Bq m3
Determinación de la PR en Operación

SITIO ATUCHA – PR EN OPERACIÓN

ASSESSOR – PROGRAMA PC CREAM 08

DESCARGA F-18
CICLOTRÓN
Programas Hot Spot y
SCREEN

DESCARGA F-18 – CICLOTRÓN
• Isótopo artificial del Flúor, se obtiene mediante un
ciclotrón
• Se utiliza en tomografía PET por ser emisor de
positrones
• Es el más empleado por tener el semiperíodo de
desintegración mayor (respecto del N-13, O-15 y C-11),
de 110 minutos

ESCENARIO HIPOTÉTICO – CICLOTRÓN
Datos Descarga
Descarga de 1,4 x 108 Bq de F-18 en 5,7 hs
Altura de la chimenea: 11,6 m
Diámetro interior de la chimenea: 0,42 m
Velocidad de emisión: 14,4 m/s
Temperatura de salida del gas: 23,3 ºc
Datos Meteorológicos
Temperatura del ambiente: 15,7 ºC
Velocidad del viento: 1,8 m/s
Zona urbana
Datos Receptor
Altura del receptor: 0 m

SCREEN3
Desarrollado por la Agencia de Protección Ambiental
de Estados Unidos de Norteamérica (EPA)
Aplicable a emisiones a la atmósfera debidas a una
sola fuente y a corto plazo (~ 1 hora)
Estima la concentración máxima en aire a nivel del
suelo y la distancia a la que se encuentra, dentro de
100 km

Examina un amplio rango de condiciones
meteorológicas, incluyendo todas las clases de
estabilidad y velocidades del viento para encontrar
impactos máximos
SCREEN3

Permite modelar fuentes puntuales, de área,
volumétricas sencillas e incineración
Considera el efecto de edificios, la fumigación en
regiones costeras y el ascenso de la pluma
SCREEN3

No tiene en cuenta ninguna reacción química o
proceso de remoción durante el transporte desde la
liberación
https://www3.epa.gov/scram001/dispersion_screeni
ng.htm
SCREEN3

HOT SPOT
Desarrollado por el Centro Nacional de
Asesoramiento para Descargas a la Atmósfera
(NARAC) del Laboratorio Nacional Lawrence
Livermore (LLNL) de Estados Unidos
Proporciona una aproximación de primer orden de
los efectos de radiación asociados con la
liberación atmosférica de materiales radioactivos

HOT SPOT
Estima conservativamente los efectos asociados a
la descarga atmosférica de material radiactivo
Aplicable a corto rango (menos de 10 km) y corto
término (t < unas horas)

HOT SPOT
Incluye modelos de dispersión para:
 Descarga de mezcla de radionucleidos
 Explosiones no nucleares e incendios (general,
plutonio y uranio)
 Descarga de H-3
 Áreas contaminadas

HOT SPOT
Incluye también,
 Modelo para evaluar las consecuencias de una
explosión nuclear
 Módulo para calibrar instrumentos de medición
de radiación
https://narac.llnl.gov/hotspot

Meteorología Completa
RESULTADOS SCREEN3 – CICLOTRÓN
Cmáxima
(mg/m3)
4,86 x 10-13
Cmáxima (Bq/m3) 1,72
Distancia (m) 71
Velocidad del viento (m/s) 2
Clase de Estabilidad C
(ligeramente inestable)

velocidad eólica y clase de estabilidad sencilla v = 1,8 m/s
RESULTADOS SCREEN – CICLOTRÓN
Clase de
Estabilidad
Cmax
(Bq/m3)
Distancia
(m)
A 1,48 61
B 1,48 61
C 1,74 75
D 1,66 109
E 0,94 240
F 1,14 218

Comparación SCREEN y HOT SPOT
RESULTADOS – CICLOTRÓN
C (Bq/m3)
Distancia = 75 m
V = 1,8 m/s
Clase de Estabilidad C
SCREEN3 HotSpot
1,74 1,08
HotSpot considera decaimiento radiactivo

Comparación SCREEN y HOT SPOT

Dosis anual efectiva máxima por inhalación
 Público
 Ubicación: Punto de máxima concentración
 Tiempo transcurrido en el lugar: 1 año
 Tasa de inhalación, Tr = 8400 m3/a
 Fd = 5,9 x 10-11 Sv/Bq (adulto, tipo S)

Dosis anual efectiva máxima por inhalación
D = 8,62 x 10-4 mSv/a
 < 1 mSv/a Límite de dosis anual para público
 0,086 % del Límite de dosis anual para público

DEGRADACIÓN NATURAL
DE UN SISTEMA DE
DISPOSICIÓN FINAL DE
RESIDUOS RADIACTIVOS
Programas DRAF y PC CREAM08

SISTEMA DISPOSICIÓN FINAL RR
Se disponen:
• Radionucleidos de período de semidesintegración corto
(decaen a niveles radiológicamente insignificantes en
pocas décadas o siglos)
• Bajas concentraciones de radionucleidos de período de
semidesintegración largo

ESCENARIO HIPOTÉTICO – SISTEMA DFRR
Persona
Representativa

La trinchera está ubicada a la altura del nivel freático, en
una región plana, de clima templado húmedo y suelos
limosos
El acuífero freático tiene un espesor de 6 m
La trinchera tiene una profundidad de 3 m y contiene Co-60,
Sr-90, Cs-137, H-3 y U-238
Los residuos están compactados o solidificados en
tambores, cubiertos con tierra y una capa de material
impermeable

Objetivo
Evaluar las consecuencias radiológicas,
después del cierre del sistema, debido a la
degradación gradual de las barreras que
afectaría el aislamiento de los residuos

EVALUACIÓN SISTEMA DFRR- ETAPA 1
Dispersión del radionucleido en el acuífero freático, hasta la
ubicación del punto de descarga al curso de agua superficial
Modelo usado: Modelo de Dispersión de Radionucleidos en
Acuíferos Freáticos, versión Nº 24 para medios saturados
• Desarrollado en la CNEA, por D.E. Rives en 1992 para la
evaluación de seguridad de sistemas de eliminación de
residuos radiactivos cercanos a la superficie
• Empleado en varios programas de investigación y ejercicios
coordinados por el Organismo Internacional de Energía
Atómica

EVALUACIÓN SISTEMA DFRR – ETAPA 1
Región de Interés
• Paralelepípedo de 450 x 350 x 6 m
• Se discretiza en paralelepípedos más pequeños o nodos
• Se distinguen los nodos fuente que representan a la
trinchera
Término Fuente
• Actividad Inicial: 1 x 1010 Bq con distribución uniforme
• Radionucleidos: Co-60, H-3, Sr-90, Cs-137 y U-238

• Liberación: valor constante, cada 5 días, durante 50 años
(Elección arbitraria que contempla el retardo en el ingreso del
material radiactivo al acuífero debido a las características
constructivas internas de la trinchera)
Simulación
• Acuífero Freático: Espesor constante, de 6 m, y no se
consideran aportes de otras capas acuíferas ni variaciones
estacionales
• Duración: 550 años, incremento temporal de 5 días

Otros parámetros: (Seleccionados mediante criterios
conservativos)
• Campo de velocidades
• Dispersividad longitudinal y transversal
• Coeficiente de Retardo
• Período de semidesintegración radiactivo
RESULTADO ETAPA 1:
Actividad, en función del tiempo, en el punto de descarga del
acuífero al curso de agua superficial

Dispersión del radionucleido en el curso de agua superficial
hasta la ubicación de la Personara Representativa
Módulo Río y ASSESSOR del programa PC CREAM08

Parámetros curso de agua superficial:
• Dimensiones curso de agua
• Velocidad del agua
• Sedimentos del fondo: Densidad, espesor y velocidad
• Sedimentos en suspensión: Densidad

Parámetros radionucleidos descargados:
• Cantidad descargada: 1 Bq/año
• Coeficiente de distribución de sedimentos para aguas
superficiales, Kd
• Factores de concentración en pescado

Parámetros Persona Representativa:
• Grupo etario: Adultos
• Ubicación: 2000 m aguas abajo del punto de descarga
• Factores de consumo de agua y pescado
• Coeficientes de dosis por ingestión
• Factores de ocupación para exposición externa

Resultado Etapa 2: Dosis Efectiva Total que recibiría la
persona representativa, debido a la liberación anual de 1
Bq en el punto de descarga del acuífero al curso de agua
superficial
Dosis Efectiva Total Anual debida a:
• Irradiación externa, debida a los sedimentos
• Irradiación Interna, debida a la ingestión de agua de
bebida y de pescado (dosis efectiva comprometida, por
incorporaciones en ese mismo año)

RESULTADOS - SISTEMA DFRR
Co-60
0,0E+00
2,0E-28
4,0E-28
6,0E-28
8,0E-28
1,0E-27
1,2E-27
1,4E-27
1,6E-27
0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 550
Tiempo (años)
Dosis
efectiva
anual
(Sv)

H-3
0,0E+00
5,0E-15
1,0E-14
1,5E-14
2,0E-14
2,5E-14
0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 550
Tiempo (años)
Dosis
efectiva
anual
(Sv)
Sr-90
0,0E+00
2,0E-12
4,0E-12
6,0E-12
8,0E-12
1,0E-11
1,2E-11
1,4E-11
1,6E-11
1,8E-11
0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 550
Tiempo (años)
Dosis
efectiva
anual
(Sv)

Cs-137
0,0E+00
5,0E-25
1,0E-24
1,5E-24
2,0E-24
2,5E-24
3,0E-24
3,5E-24
4,0E-24
4,5E-24
0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 550
Tiempo (años)
Dosis
efectiva
anual
(Sv)
U-238
0,0E+00
5,0E-12
1,0E-11
1,5E-11
2,0E-11
2,5E-11
3,0E-11
3,5E-11
0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 550
Tiempo (años)
Dosis
efectiva
anual
(Sv)

Radionucleido Año en el que
se alcanza la
dosis efectiva
total máxima
- t max -
Dosis efectiva
total máxima
anual (Sv)
- E max -
Porcentaje
respecto de 1
décimo del
límite de dosis
(1 x 10-04 Sv)
Co-60 114 1,53 x 10-27 1,53 x 10-21
H-3 6 2,24 x 10-14 2,24 x 10-08
Sr-90 69 1,66 x 10-11 1,66 x 10-05
Cs-137 502 3,87 x 10-24 3,87 x 10-18
U-238 62 3,27 x 10-11 3,27 x 10-05

Muchas Gracias!
vamado@arn.gob.ar

REFERENCIAS
• Radiation Protection 72 – Methodology for assessing the
radiological consequences of routine releases of
radionuclides to the environment – Report EUR 15760
(1995)
• IAEA. Generic models for use in assessing the impact of
discharges of radioactive substances to the environment.
IAEA Safety Reports Series Nº 19. (Vienna) (2001)

REFERENCIAS
• Rives, D. E., Manual del usuario del Modelo de Dispersión
de Radionucleidos en Acuíferos Freáticos, ARN PI-5/99,
Buenos Aires, Argentina (1999)
• Smith, J. C., Simmonds, J. R. PC CREAM 08. The
methodology for assessing the radiological consequences
of routine release of radionuclides to the environment.
HPA-RPD-058. Health Protection Agency, 2009.

REFERENCIAS
• Amado, V. y López, F. “Evaluación de la dosis debida a la
liberación del contenido radiactivo presente en sistemas de
disposición final de residuos radiactivos” Primer Congreso
Panamericano de la International Radiation Protection
Association (IRPA), Acapulco, 4 al 8 de Septiembre (2006)
• LLNL, HotSpot Health Physics Codes Version 2.07.2,
User’s Guide, LLNL-SM-483991 (2011)

REFERENCIAS
• EPA, Guía del Usuario del Modelo SCREEN3, EPA-454/B-
95-004 (2000)

Autoridad Regulatoria Nuclear
Av. del Libertador 8250 (C1429BNP)
Ciudad Autónoma de Buenos Aires, ARGENTINA
Tel.: (+54) (011) 6323-1770
Fax: (+54) (011) 6323-1771/1798
http:// www.arn.gob.ar
Mail: info@arn.gob.ar

VALORES DE REFERENCIA PARA EL PÚBLICO
Límite de Dosis Efectiva:
1 mSv/a
Límite de Dosis Equivalente para el cristalino:
15 mSv/a
Límite de Dosis Equivalente para la piel:
50 mSv/a

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