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RESUMO
Em instalações, como fábrica de elemento combustível, onde os trabalhadores estão expostos a diferentes compostos de urânio enriquecido, o cálculo da dose efetiva comprometida é muito complexo, uma vez que é necessário levar em conta todos os diferentes parâmetros, o qual é um grande desafio. Embora neste tipo de instalação a principal via de incorporação seja inalação, pode ocorrer também ingestão ou mistura de ambas, além de incorporação de mistura de compostos, com diferentes tipos de solubilidade. Devido ao alto custo de alguns programas de monitoração individual de rotina, para avaliação da dose efetiva comprometida, em geral somente um tipo de medição é realizado. Em situações complexas, onde vários parâmetros podem comprometer a influenciar na interpretação dos resultados de bioanálise, é necessário ter uma combinação de métodos para avaliar a doses efetiva comprometida. De acordo com as publicações 78 da ICRP (ICRP, 1997) e IAEA Safety Report (IAEA, 1999b), a dose efetiva comprometida deve ser avaliada baseada em resultados de monitoração individual. A ordem de preferência dos tipos de medições, em termos de incerteza, para o cálculo da dose é: bioanálise in vivo, bioanálise in vitro (urina e fezes) e amostrador de ar individual de lapela. Resultados de monitoração de área podem fornecer informações que subsidiem o cálculo da dose efetiva comprometida, tais como: tamanho da partícula (AMAD), forma química, solubilidade e data da incorporação. Um grupo de quinze trabalhadores, de áreas controladas da fábrica de elemento combustível em estudo, foi selecionado para avaliar a dose efetiva comprometida usando todos os métodos disponíveis de monitoração individual durante um determinado período. Os trabalhadores foram monitorados por bioanálise in vitro, determinação do conteúdo de urânio na excreção diária, urinária e fecal (coletada no período de 3 dias consecutivos), por bioanálise in vivo, medição de urânio nos pulmões, e amostragem de ar individual de lapela. Os resultados mostraram que no mínimo dois tipos de métodos sensíveis devem ser utilizados, uma vez que existem várias fontes de incertezas na interpretação de resultados de bioanálise, como por exemplo: incorporação de mistura de compostos e diferentes vias de incorporação. A combinação de urina e fezes tem mostrado ser as metodologias mais apropriadas para avaliação da dose efetiva comprometida nesta situação. Embora a bioanálise in vivo tenha uma incerteza menor comparada a determinação de urânio em urina e fezes, a técnica não possui sensibilidade adequada para ser aplicada em um programa de monitoração de rotina. A estimativa da incorporação por dados de amostrador individual de lapela é um indicador primário da exposição potencial do trabalhador e fornece informações imediatas sobre qualquer mudança nas condições de trabalho. No entanto, possui uma grande incerteza comparada aos resultados de bioanálise in vitro.
ABSTRACT
In nuclear fuel fabrication facilities, workers are exposed to different compounds of enriched uranium. Although in this kind of facility the main route of intake is inhalation, ingestion may occur in some situations, and also a mixture of both. The interpretation of the bioassay data is very complex, since it is necessary taking into account all the different parameters, which is a big challenge. Due to the high cost of the individual monitoring programme for internal dose assessment in the routine monitoring programmes, usually only one type of measurement is assigned. In complex situations like the one described in this study, where several parameters can compromise the accuracy of the bioassay interpretation it is need to have a combination of techniques to evaluate the internal dose. According to ICRP 78 (1997), the general order of preference of measurement methodologies in terms of accuracy of interpretation is: body activity measurement, excreta analysis and personal air sampling. Results of monitoring of working environment may provide information that assists in the interpretation on particle size, chemical form, solubility and date of intake. A group of fifteen workers from controlled area of the studied nuclear fuel fabrication facility was selected to evaluate the internal dose using all different available techniques during a certain period. The workers were monitored for determination of uranium content in the daily urinary and faecal excretion (collected over a period of 3 consecutive days), chest counting and personal air sampling. The results have shown that at least two types of sensitivity techniques must be used, since there are some sources of uncertainties on the bioassay interpretation, like mixture of uranium compounds intake and different routes of intake. The combination of urine and faeces analysis has shown to be the more appropriate methodology for assessing internal dose in this situation. The chest counting methodology has not shown appropriate to be applied in the routine individual monitoring programme. The intake estimated is a primary indicator of the potential exposure of a worker to airborne materials and can provide early information on changes in workplace conditions. The uncertainty associated to this kind of measurement is much higher compared to in vitro
bioassay.
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