ESCUELA TÉCNICA SUPERIOR DE INGENIEROS INDUSTRIALES Y DE TELECOMUNICACIÓN
UNIVERSIDAD DE CANTABRIA
Trabajo Fin de Carrera
CARACTERIZACIÓN RADIOLÓGICA α-β-γ DEL AGUA DE ESCORRENTÍAS Y/O
FILTRACIONES EN ESTÉRILES DE UNA MINA DE URANIO
(Radiological characterization of runoff and / or water leaks on mine tailings in an uranium mine)
Para acceder al Titulo de
INGENIERO QUIMICO
Autor: Santiago Celaya González
Julio - 2012
AGRADECIMIENTOS:
Agradezco enormemente al Departamento de Ciencias médicas y
Quirúrgicas, su colaboración con el uso de sus instalaciones y la ayuda de
todo el personal, que en todo momento han puesto su prioridad al desarrollo
de este trabajo, como son Diego, Quique, David, Jorge, Sara, Alicia, Pepe,
Ismael, Carlos, José y como no a rin-quin-King.
Mención especial a Luis bajo cuya batuta se ha podido desarrollar durante
estos últimos meses no sólo este trabajo sino un nuevo camino profesional
que no existía, con lo cual solo pueden existir palabras de gratitud y de
responsabilidad hacia el nuevo reto que comienza.
Agradecer a D.Javier Rufino Viguri su dirección en este proyecto gracias a la
cual se ha podido llevar a buen puerto.
Expresar mi gratitud a la colaboración prestada por ENUSA S.A , en las
personas de MªLuisa Bordonaba Pérez y Javier Ruiz Sánchez Porro ,
gracias a las cuales se ha podido disponer de la información necesaria para
el desarrollo del trabajo aquí expuesto.
Gracias family por el apoyo en tan largos años de carrera que finalmente
han llegado a su fin, y a ti guapiña por este sprint final que acabamos de
comenzar y que se convertirá en una larga maratón.
INDICE
1. ANTECEDENTES……………………………………………………….....1
1.1 INTRODUCCIÓN BÁSICA A LA RADIACTIVIDAD……………….2
1.1.1 Concepto de radiactividad y definiciones……………………2
1.1.2 Principales magnitudes y unidades…………………………..6
1.1.3 Fuentes de radiación…………………………………………..7
1.2 NORMATIVAS VIGENTES DE CALIDAD RADIOLÓGICA DEL
AGUA…………………………………………………………………..10
1.2.1 Normativa de vertidos………………………………………11
1.2.2 Directiva 98/83/CE relativa a la calidad de las aguas
.destinadas a consumo humano…………………………….12
1.2.3 RD 140/2003…………………………………………………..13
1.2.4 Guía de seguridad 11.02 del CSN……………………….…15
1.2.5 Aspectos radiológicos establecidos por la OMS………….16
1.2.6 Borrador futura normativa europea…………………………17
1.3 OBJETIVOS………………………………………………………….18
1.4 DESCRIPCIÓN DE MINA DE EXTRACCIÓN DE URANIO…….19
1.4.1 Situación geográfica………………………………………….20
1.4.2 Diagramas de proceso…………………………………….…22
1.4.3 Tratamiento de aguas en la mina de uranio……………....25
1.4.4 Tratamiento de aguas en una planta potabilizadora……..26
2. DESARROLLO EXPERIMENTAL…………………………………...…28
2.1 DESCRIPCIÓN-CALIBRACIÓN EQUIPOS………………………28
2.1.1 Descripción y calibración equipo α-β…………………….…28
2.1.2 Descripción y calibración equipo γ………………………….34
2.2 TOMA,CONSERVACIÓN Y PREPARACIÓN DE MUESTRAS…37
2.3 MAGNITUDES DE INTERÉS……………………………………...39
3. RESULTADOS………………………………………………………........44
3.1 RESULTADO DE CALIBRACIÓN DE LOS EQUIPOS………....44
3.1.1 Resultados calibración α-β…………………………………...44
3.1.2 Resultados calibración γ……………………………………...47
3.2 RESULTADOS DE MEDICIÓN…………………………………....48
3.2.1 Resultados de medición actividad α-β……………………...48
3.2.2 Resultados de medición actividad γ………………………...51
4. CONCLUSIONES……………………………………………………….57
BIBLIOGRAFIA………….……...……………………………….……..…...59
ANEXOS
ANEXO I : Tablas resultados de calibración………………..…………….61
ANEXO II: Tablas resultados medidas de muestras……………………..69
1
1. ANTECEDENTES
El agua resulta esencial para la vida, por ello el acceso al consumo de agua potable ha
crecido de forma paulatina en las últimas décadas y en distintas zonas de la corteza
terrestre. Tan importante es la cantidad de agua disponible, como la calidad de la misma.
En España el R.D 140/2003 establece los niveles en concentración de los principales
elementos presentes en el agua potable y en él también se fijan los límites desde el punto
de vista radiológico.
El uranio es uno de los minerales que resultan más rentables desde el punto de vista
energético. 1 kg es capaz de generar una cantidad de electricidad muy superior a la de
cualquier otro combustible, de ahí la notable importancia de su explotación minera, que en
el caso de España comenzó al mismo ritmo que la construcción de nuestras centrales
nucleares a comienzo de los años 60.
En su estado natural el uranio se presenta en concentraciones muy bajas, resultando
necesario remover enormes cantidades de tierra para obtener cantidades significativas por
tonelada de tierra extraída. Este hecho unido al consumo anual estimado por cada reactor,
da una idea de las dimensiones que debe presentar una mina de uranio para poder
satisfacer el volumen de tierras a remover.
En el presente trabajo se abordará la problemática originada por el agua de escorrentía y/o
filtraciones a través del mineral agotado en las instalaciones de explotación de uranio a
cielo abierto. Se caracterizará la actividad radiológica -β-γ del agua de escorrentía y/o
filtraciones de una mina de uranio, con objeto de verificar que los tratamientos a los que se
someten previo a sus vertidos a cauces públicos son suficientes para aplicarse en plantas
de potabilización con destino al consumo humano, especialmente cuando estas utilizan
como término fuente aguas subterráneas con altos contenidos en radiactividad natural.
En este proyecto fin de carrera se aborda la radiactividad en aguas por ser una
característica poco conocida y menos aún entendida por el público, que tiene un orden de
privilegio inferior en la actual calidad organoléptica y sanitaria conocida por el ciudadano de
a pie, y aplicada en el tratamiento de potabilización del agua.
Anteriores estudios del grupo de trabajo del departamento de Ciencias Médicas y
Quirúrgicas abordaron ya problemáticas similares, como fue el proyecto de “Determinación
de la radiactividad alfa total y beta total en las aguas subterráneas de Cantabria” (Jorge
2
Nicolás Herreros, 2004), ó como son los actuales estudios de medida de actividad alfa y
beta que se están realizando en la planta de potabilización de Melilla.
1.1 INTRODUCCIÓN BÁSICA A LA RADIACTIVIDAD
1.1.1 Concepto de Radiactividad y definiciones.
En la naturaleza, la mayor parte de los nucleídos existentes, presentan una composición
nuclear que les mantiene invariables a lo largo del tiempo, y en consecuencia se denominan
nucleídos estables. Esta situación, puede explicarse por el hecho de que para cada valor de
Z (número atómico) existe un intervalo de valores de A (número másico), o lo que es lo
mismo, del número de neutrones y protones, que les proporciona una estabilidad indefinida.
Fuera de este rango de estabilidad, los núcleos presentan inestabilidad debido en general a
un exceso de neutrones y por este motivo, tienden de forma espontánea a modificar su
estructura nuclear, emitiendo radiaciones ó partículas, fenómeno conocido como
radiactividad o desintegración radiactiva, denominando a los nucleídos que sufren este
fenómeno radionúclidos ó radioisótopos.
En los procesos de desintegración radiactiva, la masa del núcleo precursor mp resulta
siempre mayor que la suma de las masas del núcleo descendiente md y de las partículas
emitidas me.
(1)
Esta circunstancia se debe a que esa diferencia de masa se libera en forma de energía a
través de tres tipos de radiactividad: Radiactividad α, Radiactividad β y Radiactividad γ.
Radiación α
Se trata de un proceso típico de núcleos pesados, es decir, con A>140, en el que se emiten
partículas α, que presentan carga positiva y naturaleza corpuscular, y se encuentran
compuestas por 2 neutrones y 2 protones (núcleo de He).
α He (2)
3
El proceso consiste, en que cuando un núcleo inicial X emite una partícula α, su Z
disminuye en 2 unidades y su A lo hace en 4, originándose un núcleo resultante Y, de
forma que el proceso se representa como:
XA YZA He (3)
Las energías de las partículas α emitidas por estos radionúclidos naturales se extienden
desde 1,8 MeV hasta 8,8 MeV, moviéndose a unas velocidades entorno a 15000 Km/s.
(“Curso de formación de supervisores de instalaciones radiactivas”.PROINSA.Ref:PTF11IR-
1”
Su doble carga y su gran masa, originan una trayectoria prácticamente rectilínea en su
recorrido a través de la materia, provocando la liberación de miles de pares ión-electrón por
cada milímetro que recorren, mientras que su recorrido en aire es muy corto, entorno a
1cm por cada Mev de energía.
Radiación β
Su pequeña masa origina que sufran fuertes desviaciones en sus colisiones con la materia,
generando trayectorias sinuosas, con alcances en el aire que pueden superar el metro
cuando presentan energías mayores de 1 MeV, y originando únicamente unos pocos pares
de ión-electrón por cada milímetro de su recorrido.
Este tipo de desintegración afecta a nucleídos desde muy pesados a muy ligeros,
consistiendo en la emisión de partículas β, pero debemos distinguir 2 tipos de partículas β:
β negativa y β positiva.
- Partículas β negativa
Son idénticas a los electrones y surgen de la conversión en el núcleo de un neutrón en un
protón, en un electrón y en un neutrino. Presentan velocidades muy próximas a la luz, y
tienen un alcance mayor que las partículas α.
El núcleo residual en consecuencia mantiene el mismo número másico, pero su número
atómico resultante es ahora una unidad mayor.
4
XA YZA e (4)
- Partículas β positiva
En este caso se produce la emisión de partículas conocidas como positrones, que son
partículas muy parecidas a los electrones, pero presentan carga positiva. Se les denomina
la antimateria del electrón, debido a que cuando choca con uno, ambos se aniquilan
transformándose en energía en forma de radiación electromagnética.
En este caso, el proceso que tiene lugar en el núcleo es la transformación de un protón en
un neutrón ,un positrón y un antineutrino, como consecuencia, el núcleo mantendrá el
mismo número másico mientras que su número atómico se verá reducido en 1.
XA YZA e (5)
Radiación Gamma (γ)
Los núcleos no pueden existir en cualquier estado energético, sino a niveles energéticos
definidos. Al nivel correspondiente con el contenido de energía más bajo posible se le
denomina “nivel fundamental”, mientras que a niveles de energía más elevada se les
denomina “niveles excitados”. Por tanto, cuando un núcleo se encuentra en un nivel muy
excitado, resulta muy inestable, y para lograr un estado fundamental, el núcleo dispone de 4
mecanismos:
emisión de una partícula (las vistas α y β)
fisión (no contemplada en este estudio)
conversión interna (especialmente atípica)
emisión gamma γ (la más frecuente)
Por tanto, se define la radiación gamma como el proceso mediante el cual un núcleo que
se encuentra en un nivel excitado pasará a otro nivel de menor energía mediante la
emisión de radiación electromagnética; de ahí que se diga que las partículas γ carecen de
carga y de masa. Destacar que la energía de estos fotones “γ” se encuentra normalmente
entre algunos KeV y varios MeV.
5
Debido a las altas energías que presentan, los rayos γ constituyen una clase de radiación
ionizante capacitada para penetrar de forma más profunda en la materia que las anteriores
partículas vistas, α y β. Como consecuencia de esta circunstancia pueden causar graves
daños al núcleo celular, situación que se aprovecha para darle utilidad en la esterilización
de instrumentación quirúrgica ó de alimentos, entre otras muchas de carácter industrial y
médico.
Leyes de desintegración radiactiva
La constante de desintegración (λ), cuyas unidades son s-1, representa la probabilidad de
que un determinado núcleo se desintegre en la unidad de tiempo subsiguiente a un instante
inicial. Se la conoce como constante radiactiva y caracteriza a cada radionúclido como la
velocidad con la que este isótopo radiactivo se transforma en otro nucleído, expresado
como la fracción de átomos que se desintegran por segundo.
Su valor resulta independiente de agentes externos al núcleo como pueden ser presión,
temperatura ó de cualquier índole química, resultando destacable, que permanece
invariable con el tiempo; por ello se puede afirmar que es independiente al tiempo de vida
del núcleo.
En una masa de sustancia radiactiva, el número de átomos presente de un tipo de isótopo
radiactivo decrecerá con el paso del tiempo en mayor ó menor proporción, en función del
valor que tenga su constante de desintegración. Al finalizar un determinado periodo de
tiempo, el número de átomos del isotopo verán reducido su número a la mitad, resaltando
que este característico periodo de tiempo es conocido como período de semidesintegración,
representándose por T1/2 ó T.
Este periodo de semidesintegración T1/2, presenta valores muy distintos según se trate de un
radioisótopo u otro, expresándose en distintas unidades de tiempo que van desde
segundos a días, incluso años. Como ejemplo de esto último, destacar como para el 211Po
su T1/2 es de 0,52 segundos mientras que para el 226Ra su T1/2 es de 1620 años.
Se puede relacionar de forma simple el periodo de semidesintegración (T1/2) con la
constante de desintegración (λ):
T ln 2 / (6)
Según la expresión (6), resulta apreciable que cuanto mayor sea el valor de λ, menos
tiempo necesitará el isótopo para su desintegración. La desintegración radiactiva sigue una
ley de decrecimiento exponencial tal como:
N N · e · (7)
6
Donde:
λ es la constante de desintegración ( s )
N0 es el número de átomos radiactivos al inicio
N es el número de átomos en un tiempo t (s)
A continuación, resulta interesante definir lo que se entiende por actividad (A) para una
sustancia radiactiva, consistente en el número de desintegraciones que se producen por
unidad de tiempo, y que resulta proporcional al número de átomos radiactivos presentes:
A λ · N (8)
Esta actividad sigue, de igual forma a lo que comentado anteriormente para la
desintegración radiactiva, una ley exponencial decreciente de acuerdo a la expresión:
A A · e · (9)
Donde:
A es la actividad inicial de la sustancia
A0 es la actividad de la sustancia en un tiempo t
1.1.2 Principales magnitudes y unidades
El término radiactividad trae consigo el concepto de desintegración radiactiva, donde la
unidad de medida empleada en el sistema internacional es el becquerel ó becquerelio (Bq),
definido como la actividad de una cantidad de material radioactivo con decaimiento de un
núcleo por segundo.
1 Bq 1desintegracion por segundo 1 dps (10)
Los niveles de referencia para el agua de consumo se expresan en Bq/l.
Otra unidad de desintegración radiactiva, es el Curio (Ci) que se define como la cantidad de
sustancia radioactiva que presenta una velocidad de desintegración de 3,7 x 1010
desintegraciones por segundo.
Cuando la radioactividad de una muestra se mide en equipos analíticos de laboratorio se
emplean las cpm ó cuentas por minuto, donde cada cuenta que mide el aparato se
corresponde con una desintegración radioactiva. Hay que puntualizar que los aparatos
nunca son capaces de detectar el 100% de las desintegraciones, por lo que el número de
7
cpm medidas será siempre inferior al dpm real (dpm=desintegraciones por minuto=60 dps).
Para pasar de cpm a Bq se emplea un factor conocido como eficiencia que en los capítulos
posteriores se calculará para los equipos analíticos de laboratorio empleados.
Se define dosis absorbida como la cantidad de energía depositada por la radiación por
unidad de masa de materia expuesta, y la unidad empleada es el Gray (Gy):
1 Gray= 1 Julio · Kg-1 (11)
Por otro lado dosis equivalente es el producto de la dosis absorbida por un factor
relacionado con el tipo concreto de radiación que resulta ser función de su capacidad
ionizante y del órgano con el que interacciona, y la unidad empleada es el Sievert (Sv). Por
último, la dosis efectiva es la suma ponderada de dosis equivalente en los tejidos y órganos
del cuerpo procedentes de irradiaciones internas y externas, también medida en Sv.
1.1.3 Fuentes de radiación
En el entorno del ser humano, se distinguen dos tipos de radiación según su origen; por un
lado se encuentra la radiación natural que produce la propia naturaleza mientras que por
otro lado está la originada por la intervención humana, conocida como radiactividad artificial.
En la Figura 1 se muestra la contribución a la dosis efectiva anual recibida por la población
mundial en el año 2008 (UNSCEAR 2008,VOL I).
Figura 1: Porcentaje de contribución de distintas fuentes a la dosis efectiva anual
41,58
0,33
12,8715,84
9,57
19,80
Radón Otros Cósmica
Terrestre Ingestión Médica
8
Fuentes de radiación natural
Con esta denominación, se definen tanto las fuentes de origen extraterrestre, en las que se
incluyen la radiación cósmica y los nucleídos cosmogénicos, como las fuentes de origen
terrestre como son las generadas por los nucleídos primordiales.
La radiación cósmica se encuentra formada por partículas de origen extraterrestre dotadas
de altos niveles de energía, así como por las partículas generadas como consecuencia de
su interacción con los elementos que forman parte de la atmósfera.
Los radionúclidos cosmogénicos son el resultado de la interacción entre los rayos
cósmicos y los constituyentes atmosféricos, que originan la transformación de los núcleos
blancos en estas especies nucleares mayoritariamente radiactivas. Ejemplos de
radionúclidos cosmogénicos con actividad radiactiva interesante aparecen recogidos en la
Tabla 1:
Tabla 1: Tipo y energía de emisión para radionucleidos primordiales
NUCLEIDO RADIACIÓN ENERGIA (MeV)
H‐3 β 0,0181
Be‐7 γ 0,43
Be‐10 β 0,56
C‐14 β 0,156
Na‐22 β 1,275
La radiación natural terrestre que existe sobre la superficie puede deberse también por los
componentes radiactivos que constituyen los distintos materiales , donde destacan por un
lado los radionúclidos primordiales y por otro lado los radioelementos pertenecientes a las
series radiactivas naturales.
Por radionúclidos primordiales se entiende aquellas fuentes de radiación que existen
desde el origen, así como sus descendientes, que presentan periodos de
semidesintegración lo suficientemente grandes como para superar el tiempo transcurrido
desde su creación.
Resaltar, que hace unos 5.000 millones de años, en la formación de la tierra, la presencia
de isótopos radiactivos era bastante mayor que la actual, por la consiguiente desintegración
de muchos de ellos, dados sus periodos de semidesintegración.
9
Actualmente, se conoce la existencia de 22 radionúclidos naturales primordiales que se
encuentran fuera de las series radiactivas naturales que se verán a continuación, dentro de
los cuales se pueden destacar 40K, 50V, 87Rb, 113Cd, 115In, 123Te, 138La. Entre ellos son
reseñables por su nivel de importancia desde un punto de vista dosimétrico y ambiental el 40K y el 87Rb.
Como anteriormente se había citado, la mayoría de elementos radioactivos naturales
presentes en nuestra corteza terrestre tienen origen en las denominadas series ó cadenas
naturales de desintegración1. Estas, están encabezadas por el 238U, 232Th y 235U, donde
resalta que la abundancia isotópica del 235U gira alrededor del 0,007% mientras que la del 238U es prácticamente del 0,993%; por tanto, el 235U como sus descendientes apenas
contribuyen a la dosis total de radiación natural de fondo.
A efectos de impacto radiológico, las series del 238U y la del 232Th se considerarán como las
dos cadenas más importantes. En la Figura 2, se muestra la serie del 238U con sus
descendientes, y sus correspondientes emisiones de partículas α, β así como sus periodos
de desintegración.
Figura 2: Serie natural de desintegración del 238
U
En la Figura 3, se muestra la serie del 232Th con sus descendientes y sus correspondientes
emisiones de partículas α, β y sus periodos de desintegración.
1 Existe una cuarta serie radiactiva encabezada por el 297Np que debería haberse extinguido pero como consecuencia de las pruebas nucleares ha reaparecido.
10
Figura 3: Serie natural de desintegración del 232
Th
Fuentes de radiación artificial
Estas fuentes son debidas a las desintegraciones de radionúclidos generadas en
reacciones nucleares como las que ocurren en reactores nucleares, aceleradores de
partículas ó explosiones nucleares. También existe la posibilidad que sean generadas por el
funcionamiento de equipos como son los rayos X, y la dosis a la población es debida
fundamentalmente a su utilización en la práctica médica tanto en el radiodiagnóstico como
en la radioterapia y en la medicina nuclear.
1.2 NORMATIVAS VIGENTES DE CALIDAD RADIOLÓGICA DEL
AGUA
La primera referencia a analizar en este apartado la constituye la normativa que rige en la
actualidad los vertidos al cauce público de la mina de uranio objeto de este estudio que
garantiza su futura utilización para el consumo humano. Posteriormente se analizará la
normativa europea vigente, Directiva 98/83/CE publicada el 3 de noviembre de 1998 que
exigió la incorporación de la misma al derecho interno español, en aquel momento el RD
1138/1990 pero que en la actualidad ha sido sustituido por el vigente RD140/2003 , que
viene a regular las características básicas que deben presentar las aguas de consumo
público , incluido el radiológico.
11
De igual forma, se analizará el papel que el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) juega en
la recomendación de los valores de referencia y diagramas de actuación a través de la Guía
de Seguridad, GS- 11.02.
Por último, también se informará del papel que toma la Organización Mundial de la Salud,
OMS, en su Guía para la calidad del agua potable y más concretamente en sus aspectos
radiológicos en su capítulo 9 adoptado en Ginebra en 2004. Resulta resaltable, que en la
actualidad la UE está trabajando en la elaboración de una nueva directiva que un futuro
muy cercano podría modificar los parámetros actuales a los aludidos en el presente trabajo.
1.2.1 Normativa de vertidos
Como señala el RD del 20 julio del 2001, donde se aprueba el texto de ley de aguas
modificado posteriormente por el actual RD 606/2003, se consideran vertidos los que se
realicen de forma directa ó indirecta en aguas continentales así como en el resto del
dominio público hidráulico; considerando como Dominio Público Hidráulico:
a) las aguas continentales (lagos, embalses y lagunas) tanto superficiales como
subterráneas.
b) Los cauces de corrientes naturales, continuas ó discontinuas.
c) Los lechos de lagos, lagunas y embalses superficiales en cauces públicos.
d) Los acuíferos subterráneos.
e) Las aguas procedentes de la desalación de agua de mar.
Con la normativa actual vigente nombrada anteriormente, queda expresamente prohibido
con carácter general el vertido directo ó indirecto de aguas y productos residuales que sean
susceptibles de contaminar el dominio público hidráulico salvo que se cuente con la
autorización previa correspondiente.
La autorización de estos vertidos tendrá como objetivo el logro de los objetivos
medioambientales fijados, por lo que dichas autorizaciones se otorgarán teniendo en
cuentas las mejores técnicas disponibles en concordancia con las vigentes normas de
calidad ambiental y los límites de evacuación fijados .
Por vertido directo se entiende, la emisión directa de contaminantes a las aguas del dominio
público hidráulico así como la descarga de contaminantes en el agua subterránea mediante
inyección sin percolación a través del suelo o del subsuelo.
12
La competencia para otorgar las autorizaciones de estos vertidos directos en aguas
continentales (que es el caso de estudio del presente proyecto en la mina de Saelices) y
subterráneas de cuencas intercomunitarias es de los Organismos de Cuenca, mientras que
en cuencas intracomunitarias la competencia recae en la comunidad autónoma
correspondiente.
De la misma forma resulta necesario definir los vertidos indirectos como los realizados en
dominio público hidráulico a través de azarbes, redes de colectores de recogida de aguas
residuales ó aguas pluviales ó por cualquier otro medio de desagüe. En el caso que el
vertido sea a aguas subterráneas, se considera vertido indirecto si se realiza mediante
filtración a través del suelo ó del subsuelo (vertido al terreno).
El destino final de estos vertidos indirectos coincide con los directos puesto que son el
dominio público hidráulico, pero la forma indirecta de incorporarse al mismo hace que estén
bajo diferentes legislaciones en cuanto al reparto de la autorización de los vertidos. El texto
de la Ley de aguas indica que la autorización de vertidos corresponde a los organismos de
cuenca ó administraciones hidráulicas autonómicas.
1.2.2 Directiva 98/83/CE relativa a la calidad de las aguas destinadas a
consumo humano
Esta directiva fue aprobada el 3 de noviembre de 1998, y es relativa a la calidad de las
aguas destinadas al consumo humano, intentando adaptar al progreso científico y técnico la
anterior Directiva 80/778/CEE del 15 de julio de 1980 relativa de igual forma a la calidad de
aguas destinadas al consumo humano.
En la Directiva actual 98/83 se fijan valores de parámetros que se basan en los
conocimientos científicos disponibles además de tener en cuenta el principio de prevención.
Con estos valores fijados para las aguas destinadas al consumo humano se garantiza con
seguridad la salud del consumidor, desde todos los puntos de vista, incluido el radiológico.
En la directiva se define el concepto de aguas potables tanto las destinadas a consumo
humano, como las destinadas a la industria alimentaria.
13
En el anexo I de la directiva, se indican los parámetros y valores paramétricos para:
- parte A: parámetros biológicos
- parte B: parámetros químicos
- parte C: parámetros indicadores, dentro de los cuales se dedica un apartado a la
radiactividad, cuya tabla se muestra a continuación.
Tabla 2: Parámetros indicadores Directiva 98/83 CE
PARÁMETRO VALOR PARAMÉTRICO UNIDAD NOTAS
Tritio 100 Bq/l 8,10
Dosis indicativa total 0,1 mSv/año 9,10
Nota 8: La periodicidad del control se indicará posteriormente, en el anexo II.
Nota 9: Excluido el tritio, el 40K, el radón y los productos de desintegración del radón. La
periodicidad del control, los métodos de control y los lugares más adecuados para la toma
de muestras se indicarán posteriormente en el anexo II.
Nota 10:
1.Las propuestas requeridas por las notas 8 y 9 sobre la periodicidad del control, los
métodos del control y los lugares más adecuados para los puntos de control que se indican
en el anexo II se adoptarán con arreglo al procedimiento establecido en el artículo 12. Al
elaborar dichas propuestas, la Comisión tomará en consideración inter alia las disposiciones
pertinentes con arreglo a la legislación existente ó a los programas de control adecuados
incluidos los resultados del control que se deriven de los mismos. La Comisión presentará
dichas propuestas, a más tardar, transcurridos 18 meses desde la fecha a que se refiere el
artículo 18 de la presente Directiva.
2. No será necesario que los Estados miembros controlen el agua potable respecto del tritio
ni la radiactividad para establecer la dosis indicativa total cuando consideren que sobre la
base de otros controles llevados a cabo los niveles de tritio o de la dosis indicativa total del
agua se encuentran muy por debajo del valor paramétrico. En ese caso comunicará las
razones de su decisión a la Comisión, incluyendo los resultados de esos otros controles
llevados a cabo.
1.2.3 RD 140/2003
El RD 140/2003 por el que se establecen los criterios sanitarios de la calidad del agua de
consumo humano, supone la incorporación de la directiva 98/83 al derecho interno español,
estableciendo especificaciones para las aguas de consumo humano.
14
Fue aprobado el 7 de febrero de 2003, para establecer los criterios sanitarios de la calidad
del agua de consumo humano. Con este decreto, se prevé que las actividades y productos
que de forma directa ó indirecta puedan resultar perjudiciales para la salud se encuentren
sometidos por las Administraciones Públicas a distintos controles y actuaciones que
permitan la mejora de los sistemas de abastecimientos de aguas.
Los criterios fijados son aplicables a todas las aguas salvo las mineromedicinales, que con
independencia de su origen y del tipo de tratamiento de potabilización que hayan recibido,
sean utilizadas en la industria de la alimentación ó bien se suministren a través de redes de
distribución pública ó privada, depósitos ó cisternas.
El objetivo es fijar unos parámetros y valores paramétricos a cumplir en el punto donde se
pone en juego para el consumo, basándose estos valores fundamentalmente en las
recomendaciones de la OMS para asegurar un alto nivel de protección de la salud de los
consumidores.
Entre todos los valores que fija la ley en cuanto a parámetros de calidad del agua, en su
anexo I, apartado D, Radiactividad, aparece el cuadro que se recoge en Tabla 3:
Tabla 3: Parámetros indicadores RD 140/2003
PARÁMETRO VALOR PARAMÉTRICO NOTAS
Dosis indicativa total …………...0,10 mSv/año 1
Tritio …………….100 Bq/l
Actividad total ……………..0,1 Bq/l
Actividad β total ……………..1 Bq/l 2
NOTA 1: Excluidos el tritio, el 40K, el radón y los productos de desintegración del radón.
NOTA 2: Excluidos el 40K y el tritio.
Destacable, que los valores coinciden con los indicados en la Directiva 98/83, con la
diferencia que en la normativa española se fija de forma más concreta los valores, limitando
la actividad total tanto de α como de β; este hecho está de acuerdo con la directiva que en
uno de sus párrafos indica que los Estados miembros fijarán nuevos parámetros no
incluidos en el anexo I si así lo exige la protección de la salud humana en su territorio
nacional ó parte del mismo.
15
1.2.4 Guía de seguridad 11.02 del CSN
El objetivo de esta guía es facilitar que se cumpla el reglamento de protección sanitaria
contra radiaciones ionizantes (RPSRI) en lo concerniente a las actividades laborales en las
que existen fuentes de radiación. Se recomiendan criterios de exención de control
radiológico para los materiales empleados en las citadas actividades laborales así como los
criterios para la gestión de los residuos generados que presenten radionúclidos naturales.
Este puede ser el caso de los residuos generados en plantas de tratamiento de aguas con
altos niveles de radiación natural como el abordado en este estudio. (Lodos de tratamiento
de aguas residuales de escorrentías y/ó filtraciones de mina de uranio)
En el documento, se define residuo radiactivo como cualquier material ó producto de
desecho para el cual no está previsto ningún uso, que contiene ó está contaminado con
radionucleídos en concentraciones ó niveles de actividad superiores a los establecidos por
el Ministerio de Industria, Energía y Turismo previo informe del Consejo de Seguridad
Nuclear.
Además en la guía se recomiendan los valores de las concentraciones de actividad que en
caso de no superarse, permitirían gestionar de forma convencional sin ninguna restricción
de tipo radiológico los residuos originados en actividades laborales con presencia de
radionúclidos naturales. La Tabla 4 muestra los valores recogidos en el anexo de la guía
donde aparecen los parámetros de control de los radionúclidos naturales:
Tabla 4: Parámetros de control de radionúclidos
naturales según Guía de Seguridad 11.02 del CSN
RadionucleídoTodos los materiales (Bq/g)
Lodos húmedos (Bq/g)
U‐238 0,5 5
U natural 5 100
Th‐230 10 100
Ra‐226 0,5 5
Pb‐210 5 100
Po‐210 5 100
U‐235 1 10
Pa‐231 5 50
Ac‐227 1 10
Th‐232 0,5 5
Ra‐228 1 10
Th‐228 0,5 5
K‐40 5 100
16
En caso que existiera una mezcla de radionucleidos en el material a controlar, situación
bastante habitual, para poder dictaminar si la mezcla cumple con el nivel de
desclasificación/exención es necesario aplicar la regla de la suma de los cocientes entre la
concentración del radionucleídos presente (Ci) y el nivel de desclasificación (Cli) que
aparece en la tabla de forma que debe verificarse la siguiente expresión:
∑ (12)
Por último, es resaltable que la presente guía se convertirá en un corto plazo de tiempo en
Orden Ministerial, lo que sin duda pone de manifiesto el interés del trabajo que se presenta.
1.2.5 Aspectos radiológicos establecidos por la OMS
El capítulo 9 de las guías de la OMS para el agua potable aborda los aspectos radiológicos.
Establece unos criterios para evaluar la seguridad del agua de consumo en referencia al
contenido de radionucleídos sin hacer distinción en este caso, entre radionúclidos de origen
natural ó radionúclidos de origen artificial.
En el documento se indica que la radiación ionizante que emiten algunas sustancias
químicas radioactivas con presencia en el agua de consumo puede resultar perjudicial. No
obstante incide que estos peligros derivados del agua no suelen tener consecuencias
significativas para la salud del consumidor por lo que la exposición a la radiación por el
agua de consumo debe ser evaluada conjuntamente con la exposición por otras fuentes.
En esta guía, el método propuesto para el control de estos peligros radiológicos consta de 2
etapas:
1) Análisis inicial del agua, para determinar si la actividad alfa total y la beta total en
Bq/l es menor que el nivel establecido por debajo del cual se determina no tomar
medidas.
2) Si se superan los umbrales, se analizan las concentraciones de radionucleidos de
forma individual y se cotejan con los niveles de referencia especificados.
17
En uno de los capítulos de la guía se informa de los distintos orígenes de los componentes
radioactivos que se pueden encontrar en el agua de consumo, y que a continuación se
enumeran:
a) Sustancias radioactivas de origen natural procedentes de la desintegración de las
series del Torio y del Uranio, fundamentalmente 226Ra/228Ra.
b) Procesos tecnológicos que manejan materiales radioactivos de origen natural como
son la extracción minera, los procesados de arenas minerales y la producción de
fertilizantes.
c) Radionúclidos generados en instalaciones de reciclado de combustible nuclear
agotado.
d) Radionúclidos manufacturados de actividades médicas ó industriales.
e) Liberaciones de radionúclidos al medioambiente en el pasado.
La OMS afirma que no se prevén efectos radiológicos perjudiciales para la salud debido al
consumo de agua si ésta contiene concentraciones de radionúclidos menores que los de
referencias equivalentes a una dosis efectiva comprometida menor que 0,1 mSv/año.
En cuanto a la radiactividad alfa total y beta total, las recomendaciones en cuanto a los
umbrales son de 0,5 Bq/l para el α y de 1 Bq/l para el β, y de igual forma que ocurre en
todas las normativas vistas hasta el momento. Si se superan estos valores umbrales
entonces deberá determinarse qué radionucleídos específicos generan la actividad
radioactiva.
1.2.6 Borrador futura normativa europea
En la actualidad existe un borrador de propuesta de directiva europea para la protección de
la salud en agua de consumo humano. Dicho borrador fue enviado el 12 de octubre del
2011 desde Bruselas a las distintas delegaciones que a su vez son reenviados a los
distintos laboratorios implicados en esta temática .
En esta propuesta tal como se muestra en la Tabla 5, la principal diferencia con la actual
directiva 98/83/CE es la inclusión en el anexo de Radioactividad del valor paramétrico del
radón que no ha sido abordado en el presente trabajo:
18
Tabla 5: Parámetros indicadores según borrador normativa europea
PARAMETRO VALOR
PARAMETRICO
UNIDAD
Radón 100 Bq/l
Tritio 100 Bq/l
Dosis indicativa total
0,10 mSv
1.3 OBJETIVOS
Con la elaboración de este trabajo fin de carrera se pretende verificar que el tratamiento de
las aguas de escorrentías y/o filtraciones de estériles de actividad minera para extracción
de uranio, resulta adecuado para su futuro uso como fuente de agua para el uso doméstico
desde el punto de vista radiológico. Los resultados se extrapolarán a plantas de
potabilización, especialmente las que traten aguas de origen subterráneos, al objeto de
garantizar el cumplimiento de las normativas radiológicas vigentes.
A continuación se procede a describir los 3 objetivos específicos que se buscan con el
desarrollo de este trabajo:
Calibración de equipos y medida de la actividad -β de las aguas de
escorrentías y/o filtración, antes y después de su tratamiento de
acondicionamiento previo a su vertido.
Calibración y medida de la actividad γ de los sólidos presentes en aguas de
escorrentías y/o filtración, antes y después de su tratamiento de
acondicionamiento previo a su vertido.
Análisis de los resultados obtenidos respecto del límite legal de las aguas de
consumo desde el punto de vista radiológico.
19
1.4 DESCRIPCION DE MINA DE EXTRACCION DE URANIO
La mina objeto de estudio del presente proyecto se trata de una explotación de Uranio que
terminó su actividad en el año 2000, situada en la provincia de Salamanca, a 7 km al
noroeste de Ciudad Rodrigo, en el término municipal de Saelices el Chico. Su explotación
comenzó en 1974, a cargo de ENUSA (Empresa Nacional del Uranio S.A).
Mediante minería a cielo abierto, y con un movimiento total de 81 millones de toneladas de
tierra, de las que 12 eran de mineral, se lograron una producción final de 5750 toneladas de
concentrados de uranio.
El tratamiento mineralúrgico se realizó en la Planta Elefante hasta 1993 mediante disolución
del uranio por vía ácida, basada en técnicas de lixiviación estática para posteriormente
crear la Planta Quercus con utilización de técnicas de lixiviación dinámicas.
Tras terminar su actividad minera de extracción de uranio, en la actualidad y desde el año
2001, con un presupuesto de 86 millones de euros, la empresa ENUSA se responsabilizó
del desmantelamiento de las instalaciones radiactivas utilizadas y comenzó el programa de
clausura y restauración del espacio natural afectado por la extracción minera.
Figura 4: Dibujo capas de recuperación del terreno
En la Figura 4, se observa como se ha generado un nuevo relieve, con una pendiente
máxima del 20%, ocupando una extensión total de 56 ha sobre el mineral agotado de la
mina. La multicapa observada se encuentra formada por 0,9 m de material arcilloso con el
objetivo de minimizar las filtraciones de agua así como la de atenuar la difusión de gas
20
radón; 0,3 m de material granular con el objetivo de evitar la erosión de la capa inferior; y
finalmente 0,5 m de tierra vegetal cuya función es la de asegurar la implantación de
especies vegetales adecuadas y reforzar la acción de las dos capas anteriores.
Con la ejecución del proyecto se ha logrado el desmantelamiento de las instalaciones
industriales, así como la recuperación geomorfológica, hidráulica y ambiental de unas 300
hectáreas de terreno, moviendo para ello 24 millones de m3 de tierra.
Una de las actividades más importantes incluidas en el plan de desmantelamiento está
relacionada con el tratamiento de las escorrentías y/o filtraciones generadas por el agua de
lluvia que incide sobre la superficie de la mina recuperada. Dicha importancia estriba en que
dichas escorrentías terminan llegando al río Águeda ,afluente del río Duero del que se
realizan tomas importantes de aguas destinadas al consumo público.
1.4.1 Situación geográfica
La situación geográfica de la mina, es en la provincia de Salamanca, cercana a la frontera
portuguesa, tal como se aprecia en el mapa de la Figura 5, donde se ve las distancias
existentes con ciudades como Salamanca, Valladolid, Zamora y Cáceres.
Figura 5: Mapa de localización del municipio donde se encuentra la mina
En la Figura 6, se aprecia una vista aérea antigua de las instalaciones. El proyecto de
recuperación del emplazamiento se puede observar en las fotografías de las Figuras 7 y 8:
21
Figura 6: Fotografía aérea de la mina
Figura 7: Fotografía aérea del proceso de recuperación de parte de la mina
22
Figura 8: Fotografía aérea del proceso de recuperación de otra zona de la mina
1.4.2 Diagramas de proceso
A continuación se muestran 2 diagramas de proceso, en los cuales se representan de forma
esquemática los procesos que se siguen tanto en la actividad industrial de la mina
(actualmente parada), como los tratamientos de aguas generadas por escorrentías y
filtraciones en las instalaciones mineras y que lógicamente deben ser tratadas antes de ser
vertidas al dominio público.
En la Figura 9 se muestra el diagrama de proceso de la explotación minera de uranio.
El mineral obtenido a cielo abierto tras trituración y clasificación en húmedo es tratado
mediante lixiviación ácida, extracción y precipitación, obteniendo un producto final con 90%
de riqueza en U3O8.
Los principales residuos obtenidos del proceso son efluentes líquidos y estériles que se
depositan en un dique de estériles.
En la Figura 10 se muestra el diagrama de proceso del sistema de tratamiento de aguas de
la mina de uranio.
23
Figura 9: Diagrama de proceso de la explotación minera de uranio
1. DIAGRAMA DE PROCESOS DE LA MINA
ESTERILES
24
Figura 10: Diagrama de proceso de tratamiento de aguas de mina de uranio
2. DIAGRAMA DE TRATAMIENTO DEL AGUA
S.N
S.E
B.A
RÍO
AGUEDA
25
1.4.3 Tratamiento de aguas en la mina de uranio
Las características que presenta el terreno con un elevado contenido en pirita, provocan
que las lluvias que caen sobre estos terrenos, sufran en mayor ó menor medida una
acidificación natural, lo que origina una solubilización de los metales presentes en los
minerales de la zona así como de otros compuestos. Por esta causa, las aguas de
escorrentía y filtración que se generan en el emplazamiento no resultan ser aptas para su
vertido al cauce público, por lo que deben someterse a un acondicionamiento que será
descrito a continuación. Las características de las aguas de escorrentía son:
- Un PH ácido: entre 3.3 y 5.
- Sulfatos.
- Metales: manganeso y hierro fundamentalmente.
- Uranio: concentración variable según origen y régimen de lluvias.
- Descendientes serie radiactiva natural en concentraciones de trazas.
El tratamiento se basa en la precipitación por neutralización de los contaminantes para
posteriormente someterlos a separación sólido-líquido , recuperando la fase líquida con la
calidad requerida en las autorizaciones de vertido. Por tanto, se distinguen 3 fases en este
proceso de acondicionamiento de efluentes:
Fase 1: Neutralización y precipitación
Mediante neutralización con lechada de cal, Ca(OH)2 , se consigue la precipitación de los
metales pesados y los radionucleídos , lográndose una suspensión formada principalmente
por yeso e hidróxidos de metales pesados, en los que se encuentran gran parte de los
componentes radiactivos.
La neutralización tiene lugar en dos reactores agitados en serie, elevando el pH entre 8 y
10, de forma que se consigue reducir las concentraciones de los contaminantes por debajo
de los valores límite fijados, además de lograr una optimización del consumo de cal.
Esta fase se completa con la adicción de una solución acuosa de cloruro de Bario (Cl2Ba),
con el objetivo de eliminar ó minimizar la radiactividad debida al 226Ra (el radionucleído más
restrictivo en agua de bebida), ya que el sulfato de Bario (SO4Ba2) generado arrastra el
Radio por co-precipitación.
26
Fase 2: Separación sólido-líquido
Los efluentes estériles generados se someten a una separación sólido-liquido mediante dos
operaciones. La primera consiste en un proceso de decantación en espesador con el uso de
floculantes, y la segunda se realiza sobre los lodos obtenidos del espesador en un filtro-
prensa con el objetivo de reducir al máximo el agua presente en los lodos que se envían a
posteriori al dique de estériles.
Fase 3: Ajuste del PH, control de calidad y vertido
Los líquidos clarificados obtenidos en el espesador se mezclan con el agua filtrada, que
proviene del filtro-prensa, y tras ajustar el pH de la mezcla con la adicción de ácido
clorhídrico (HCl), se envían a dos balsas denominadas Balsas de Control (B.C), donde se
efectúan los controles de calidad del proceso de tratamiento, analizando en este caso los
parámetros característicos de estos efluentes como serán pH, sulfatos y manganeso.
Una vez comprobado que se cumplen los límites impuestos al vertido, se procede a verter el
contenido de las balsas al río Águeda. En caso de que la calidad del agua tratada no
cumpliera con los requisitos establecidos, se recircularía de nuevo.
Como control de calidad se toman diariamente muestras del efluente en el punto final de
vertido, para analizar los parámetros ya conocidos así como la actividad debida al 226Ra,
además de mensualmente todos los parámetros físicos, químicos y radiológicos limitados
en el efluente.
1.4.3 Tratamiento de aguas en una planta potabilizadora
Existen lógicamente diferencias significativas entre los tratamientos que se desarrollan en
las aguas generadas en una mina de uranio y las practicadas en la actualidad en plantas
potabilizadoras para el tratamiento de aguas de consumo.
No obstante dada la importancia de los parámetros radiológicos en el agua potable, se
analiza de forma genérica los tratamientos en una planta potabilizadora y sus posibles
repercusiones sobre la concentración de radionucleidos.
Se define tratamiento de aguas como el conjunto de operaciones unitarias de tipo físico,
químico ó biológico cuya finalidad es reducir ó eliminar características no deseables de las
27
aguas, bien sean aguas de abastecimiento para consumo ó bien tratamiento de aguas
residuales de procesos industriales, como el caso estudiado en este TFC de la mina de
Uranio de Saelices El Chico.
La finalidad de estas operaciones es lograr unas aguas con las características adecuadas a
las normativas en vigor, por lo que la combinación y naturaleza de los distintos procesos
cambia en función tanto de las propiedades iniciales del agua como las propiedades
necesarias para su destino final.
En la Tabla 6, se aprecia de forma esquemática las distintas operaciones unitarias que
pueden intervenir en un proceso de tratamiento de aguas y el contaminante hacia el que
van dirigidas su acción:
Tabla 6: Operaciones unitarias en tratamientos de aguas
OPERACIÓN UNITARIA TIPO DE CONTAMINANTE
Desbaste sólidos gruesos
Coagul+Flocula+Decantación partículas coloidales
Filtración sólidos en suspensión
Afino con Carbón Activo materia orgánica
Cloración Breakpoint amoniaco
Desinfección gérmenes patógenos
Precipitación por Oxidación metales no pesados
(Fe ,Mn)
Osmosis Inversa sales disueltas
(Cl-,Na+ ,K+)
Se puede extraer un modelo genérico de tratamiento, para una estación de tratamiento de
agua potable conocidas como ETAPs que puede tener como etapas:
a) Proceso de pre-cloración, para lograr una primera desinfección antes de ser
almacenada en un tanque para comenzar el proceso.
b) Proceso de Coagulación.
c) Proceso de Floculación.
d) Proceso de Decantación.
e) Proceso de Filtración en arena.
f) Proceso de post-cloración.
g) Almacenaje en depósito para distribución a red de consumo.
28
Estas etapas son las que un agua procedente de aguas subterráneas ó superficiales
potencialmente se verá sometida para su potabilización. Es en estas etapas donde los
elementos radiactivos del agua pueden reducirse y/o pasar a los lodos contenidos en el
agua.
2. DESARROLLO EXPERIMENTAL
2.1 DESCRIPCIÓN-CALIBRACION EQUIPOS
Esta parte del proyecto, está dedicada a la descripción de los equipos de medición de
radiación α, β y γ empleados, así como a la describir los pasos seguidos para su calibración.
Los equipos utilizados son:
a) BERTHOLD LB 770 PC (medición α-β)
b) ESPECTROMETRO GAMMA DE Ge-Li CANBERRA GL-2015-7500 (medición γ)
2.1.1 Descripción y calibración equipo α-β
El BERTHOLD LB 770 PC es el equipo empleado para la medición de radiactividad alfa y
beta en agua. Se trata de un contador proporcional de 10 canales con bajo fondo para
medida simultánea de α y β.
El sistema se desarrolló para lograr detectar concentraciones muy bajas de radiaciones α y
β con una alta productividad, empleando para ello 10 tubos contadores con flujo de gas,
conocidas como cámaras contadoras proporcionales, con una elevada sensibilidad de
detección de partículas α-β.
La tasa de radiactividad de fondo es eliminada a través de dos sistemas simultáneos que se
enumeran a continuación. El resto de la radiación ambiental que no se logra eliminar con
esta acción conjunta, se puede eliminar mediante su detección en medidas de fondo;
posteriormente son restadas de forma automática del valor obtenido en la medición de las
muestras analizadas.
En la Figura 11, se observa de forma esquemática el posicionamiento de todos los
componentes del equipo que se describen a continuación:
29
Figura 11: Representación gráfica del BERTHOLD LB 770 PC
1: Bombona de gas 2: Interface 3: Detector 4: PC 5: Impresora
1) Bombona de gas.
Para el proceso de multiplicación de carga en los tubos contadores proporcionales se
emplea una mezcla de 10% de metano con 90% de argón, empleándose dos reguladores
de presión situados en la misma bombona para el control del flujo de gas. El circuito que
recorre el gas se refleja en la Figura 12:
Figura 12: Representación gráfica del circuito de gas en el equipo -β
Como se aprecia en la Figura 12, el gas circula atravesando los tubos contadores para
terminar saliendo al exterior, al aire libre. El circuito consta de un rotámetro de entrada y
otro de salida, para evitar que existan fugas, puesto que ambas medidas deben ser
idénticas si todo está en perfectas condiciones de funcionamiento. En cuanto al flujo de gas
empleado debe tener unos valores óptimos comprendidos entre 100 cm3/min en el proceso
de purga (paso previo a la medida) y los 60 cm3/min durante el tiempo de medida.
Como consumo diario de gas, se tiene estipulado una media entre 90-150 litros/día si se
operara de forma continuada.
30
2) Interface
El interface del detector se encarga de recibir los datos, realizar el control de las funciones
concernientes al hardware del detector y de comunicar los datos recogidos por los
detectores al PC a través de un protocolo de datos fijados.
Opera como un sistema de adquisición de datos autónomo capaz de realizar todas las
tareas de medida que se llevan a cabo en tiempo real. Se basa en una señal que se
transmite cada 10 ms que le ordena que debe ocuparse de alguna tarea, evitando de esa
forma saturar al PC y ahorrando tiempo.
Comenzado el proceso de medición, el interface realiza las medidas estipuladas hasta que
se termine el tiempo programado ó bien los datos recogidos estén por debajo del error
estadístico fijado, incluso cuando el PC no se encuentra conectado al interface. En el caso
que se produjera un fallo del suministro eléctrico durante el tiempo de media de las
muestras, la medición comenzaría de nuevo
3) Detector
El funcionamiento de los contadores proporcionales se basa en el principio de la
multiplicación de carga en las proximidades a un fino hilo contador que presenta un voltaje
positivo, rodeado de un gas contador especial. Según este principio, la radiación que emite
la muestra a medir provoca la ionización de los átomos del gas contador a lo largo de su
trayectoria, por lo que los electrones que se liberan en este proceso conocido como
ionización primaria, se dirigen a velocidad creciente hacia el hilo contador que funciona a
modo de ánodo. A medida que se acercan estos electrones primarios, van aumentando su
energía hasta alcanzar la necesaria para ionizar por impacto a los átomos del gas logrando
formar nuevos pares de iones, proceso conocido como ionización secundaria.
De esta forma, se consigue aumentar el tamaño del impulso en un factor de multiplicación
gaseosa, que vendrá dado por el número de nuevos pares de iones que se hayan producido
por cada electrón primario. Destacar que el número de estos pares de iones se ve
incrementado de forma muy significativa en las cercanías del hilo contador.
Resulta destacable, que las partículas α, debido a su doble carga y una masa muy superior
a las partículas β, generan una avalancha de iones en la cercanía del hilo contador de
varios órdenes de magnitud mayor que las partículas β, por lo que la señal analógica que
registra el amplificador es bastante mayor; de esta forma se pueden medir de forma
simultánea ambas partículas.
31
Las dimensiones de los tubos contadores proporcionales usados son 60 mm de diámetro
por 8 mm de longitud. Su parte trasera se encuentra sellada con una lámina fina de cobre
de aproximadamente 2 mm, mientras que su parte frontal presenta una lamina extrafina de
0,5 mg/cm2 de Hostafán, con aluminio vaporizado en un lado y conectada a tierra.
El interior del tubo contador presenta 2 cables de Tungsteno de diámetro aproximado 50
µm, suspendidos por soportes de teflón y alimentados por un voltaje positivo. Gracias a un
condensador de alto voltaje con 1nF, los portadores de carga negativa que son creados en
el cable contador son transmitidos a un pre-amplificador sensible a las cargas, de ahí al
interface y como consecuencia al PC.
4) PC
El PC debe poseer un procesador no inferior al 486, y no menos de 4 MB de memoria
RAM. Se debe disponer además de: disco duro mínimo de 20MB, tarjeta gráfica EGA ó
VGA, teclado y windows 3.1 ó superior.
5) Impresora
Imprescindible para poder imprimir las medidas in situ que aparezcan en la pantalla del PC.
Antes de comenzar la calibración del equipo y posterior medida de las muestras, resulta
importante definir y aclarar algunos conceptos que aparecerán en este capítulo y que están
relacionados específicamente con la medida de radiactividad en el laboratorio:
- Eficiencia de recuento: por este término se conoce el factor que establece la
relación entre las partículas que son emitidas por una muestra y las que son
detectadas por el equipo de medición. Se puede expresar en tanto por cien ó en
tanto por uno.
Ef
(13)
Las unidades que se utilizan son las c.p.m (cuentas por minuto) ó c.p.s (cuentas
por segundo) para el recuento efectuado por el equipo, mientras que la actividad se
32
expresa en desintegraciones por minuto ó desintegraciones por segundo
(Bequerelios).
- Espesor másico: es la propiedad que mide la cantidad de masa de residuo seco
de la muestra que existe en la plancheta de recuento por unidad de superficie; por
tanto se expresa en mg/cm2. También se conoce como densidad superficial.
- Curva de autoabsorción: es la curva de calibrado de la eficiencia en función del
espesor másico. Se obtiene calculando la eficiencia con muestras de diferentes
espesores másicos.
- Fondo: conteo que aparece en el detector cuando se introduce una plancheta con
agua sin actividad radiológica.
- Spillover: efecto por el cual una emisión alfa puede ser detectada como emisión
beta por un contador proporcional, denominándose con este término al factor que lo
contabiliza.
- Obtención de la curva de autoabsorción α
La obtención de las curvas de autoabsorción constituye la tarea fundamental en el control
de calidad de las medidas que se llevan a cabo en el Laboratorio de Radiactividad
Ambiental (LARUC). Uno de los apartados más importantes en este sentido, está
relacionado con su construcción a partir de nuevas muestras patrón y ésta fue una de las
tareas del presente trabajo. Para ello a partir de una disolución patrón proporcionada por el
CIEMAT (Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas) de 241Am con una actividad de 247±2 Bq/g con fecha 22/5/03 se preparan las muestras que se
emplearan en la calibración.
Se pesa el frasco que contiene la disolución en la balanza de 4 dígitos decimales,
obteniendo una masa m1=31.9107 g. Posteriormente, se extraen 2 cm3 de disolución del
interior del frasco y se procede nuevamente a pesar el frasco obteniendo una m2=29.7444 g.
La diferencia entre ambas da m3=m1-m2=2.1663 g, que resulta ser la masa de los 2cm3
retirados del frasco, con lo cual la actividad de esa masa será:
247 Bq/gr 2.1663 gr= 535.0761 Bq con fecha 22/5/03 (14)
33
Pero se debe tener en cuenta que aplicando las leyes de desintegración radiactiva, 433
años de periodo de semidesintegración que tiene el 241Am, la actividad real de esos 2,1663
g será:
Tiempo transcurrido desde 22/5/03 al 1/11/11= 3085 días=8.4520 años
A A · e · 535.0761 · e . · . / =527.8868 Bq (15)
A continuación, se llevan esos 2cm3 a un matraz aforado de 25cm3 y se ajustan con agua
destilada, obteniendo una actividad por ml de disolución que es lo que empleado en cada
plancheta:
527.8868 Bq / 25 cm3 =21.1154 Bq/ml =1266.9 dpm (16)
A este volumen de 2cm3, se añaden cantidades crecientes de nitrato de sodio para lograr
diferentes espesores másicos, alcanzando los siguientes espesores en mg/cm2:
Espesor (mg/cm2):
- Obtención de la curva de autoabsorción β
De forma muy similar a lo visto para α, se hará en la calibración β. En este caso, partiendo
del patrón proporcionado por el CIEMAT, Sr-90 en equilibrio con Y-90 con una actividad de
23,55 kBq a fecha 12/8/10, se obtiene unas muestras de 99.275 Bq/ml=5956.5 dpm a las
que se irán añadiendo de forma progresiva nitrato de sodio para aumentar el espesor
másico.
Espesor
(mg/cm2):
0 0,72 1,1 1,55 2,1 3,15 3,76 3,61
0 3,147 4,637 5,843 10,598 13,186 13,371 17,682 21,833
34
2.1.2 Descripción y calibración equipo γ
En la figura 13, se muestra los elementos principales de la cadena de espectrometría
gamma (modelo Camberra GL-2015-7500) con la que se han llevado a cabo las medidas
que brevemente se describen a continuación:
Figura 13: Fotografía del equipo de medición γ Camberra GL-2015-7500
1: Detector de Germanio 2: Analizador 3: Depósito N2 4: PC 5: Impresora
1) Detectores de Germanio modelo Camberra GL-2015-7500
La utilización de un detector de GeLi, es como consecuencia de que la construcción de
detectores con semiconductores como son el Ge ó el Si no permite lograr zonas de carga
espacial con espesores superiores a pocos milímetros. Esta situación se compensa con el
litio, que permite lograr zonas de carga espacial con espesores que oscilan entre 10 y 15
mm; por tanto, para el presente proyecto se tiene un detector que permite la realización de
espectrometrías de radiación gamma de alta energía.
412
3
5
35
El mayor inconveniente de estos detectores es la elevada inestabilidad que presenta la
distribución del litio a temperatura ambiente, por lo que deben almacenarse y operar a muy
bajas temperaturas, como es la de evaporación de nitrógeno líquido (77 K).
El principio de funcionamiento de estos detectores semiconductores son los pares electrón-
hueco que se producen como consecuencia de la radiación en el material semiconductor.
Debido a la pequeña energía de ionización de aproximadamente 3 eV (para el Ge), se
genera un aumento considerable del número de cargas creadas, con el principal
inconveniente de que algunos electrones de la banda de valencia posean la energía térmica
suficiente para alcanzar la banda de conducción; de ahí que sea necesario trabajar a
temperaturas muy bajas como ya se había citado anteriormente.
Adicionalmente resulta necesaria la aplicación de un elevado voltaje al semiconductor para
generar un campo eléctrico de tamaño suficiente para recoger la carga eficientemente.
2) Analizador multicanal MCA S100
El principio de operación consiste en clasificar los pulsos incidentes dependientes de su
amplitud en diferentes categorías llamadas canales y acumular por separado el número de
pulsos de radiación que son generados en cada canal.
Tres son las partes que constituyen el analizador multicanal:
- Selector: permite el paso de las señales que cumplan requisito fijado para posterior
estudio.
- Convertidor analógico-digital: clasifica las señales de entrada, emitiendo un
número proporcional a su altura.
- Acumulador multicanal: acumula los eventos detectados, clasificados por su
altura. Constituye la salida del sistema y pueden visualizarse en forma de espectro
ó mediante gráfico a través de otro equipamiento externo.
3) Depósito de Nitrógeno líquido
Dada las características del detector de Ge, se necesita que siempre esté refrigerado. Para
ello, va alojado en un DEWAR, que es un depósito de doble pared lleno de nitrógeno
36
líquido, que con un consumo diario de 1,08 kg , necesita recargarse cada 15 días
aproximadamente.
4) PC
Las características que debe presentar son: Disco duro mínimo de 20MB, Tarjeta gráfica
EGA ó VGA, Teclado, Windows 3.1 ó superior, Procesador 486 ó superior, no menos de
4MB de memoria RAM.
5) Impresora
Imprescindible para poder imprimir las medidas in situ que aparezcan en la pantalla del PC.
De igual forma que para el equipo anterior, se procede a definir un conjunto de conceptos
específicos que posteriormente se emplearán:
- Serie radioactiva natural: son las cadenas de desintegración radioactiva
presentes en la naturaleza desde su formación, consistentes en que un núcleo se
desintegra en otro que a su vez lo hace en uno nuevo y así sucesivamente.
- Descendiente: núcleo resultante y de diferente número másico, de la
desintegración de otro núcleo llamado padre.
- Equilibrio secular: fenómeno consistente en la igualación de las actividades de un
isótopo radiactivo hijo y su padre, en determinadas condiciones y tras un tiempo.
Para esta calibración se emplea la muestra certificada por la IAEA (Agencia Internacional de
la Energía Atómica), numerada como IAEA-326 con la información que se muestra en la
Tabla 7:
37
Tabla 7: Valores muestra certificada IAEA-326
RADIONUCLEIDOVALOR Bq/kg
INTERVALO 95% Bq/kg
40Pb 53,3 48,8-57,8
238U 29,4 28,1-30,7
234Th 29,4 28,1-30,7 214Pb 53,3 48,8-57,8
226Ra 32,6 31,0-34,2 232Th 39,4 37,6-41,2
40K 580 571-589
La obtención de los valores de eficiencia que posteriormente se emplearan para las
medidas de nuestras muestras problemas, se realizó a través de la expresión:
EfC
· ·I·A
N N
· ·I·A (17)
Donde:
- C son las cuentas netas debidas a la muestra (cps)
- N son las cuentas medidas por el equipo con la muestra (cps)
- Nf son las cuentas medidas por el equipo con bote vacío (cps)
- t es el tiempo que dura la medición (s)
- A es la actividad de cada radionucleído dada por la IAEA para la muestra certificada
(Bq/g)
- I es la probabilidad de emisión, valor constante que viene en tablas (%)
- m es la masa (g)
2.2 TOMA, CONSERVACIÓN Y PREPARACIÓN DE MUESTRAS
Las muestras recogidas, son las pertenecientes a 3 puntos clave del diagrama de
tratamiento de los efluentes generados en la mina, que son:
38
a) B.A: es la balsa de almacenamiento de aguas, que son las correspondientes a las
aguas de escorrentía y/o filtración generadas por el agua de lluvia sobre la mina.
b) SALIDA DE NEUTRALIZACIÓN (S.N): corresponde al punto de salida del segundo
reactor de agitación.
c) SALIDA DEL ESPESADOR (S.E): la parte sólida con agua que se obtiene en este
proceso, antes de pasar al filtro prensa para recuperar la mayor parte de agua
posible.
Las muestras son recogidas en frascos de plástico de 1 litro de volumen siguiéndose la
rutina habitual de enjuagar el interior del frasco varias veces con el agua de muestra a
recoger antes de llenarlo. Posteriormente, una vez se llega al laboratorio se añade HNO3
para conseguir un pH ácido entorno a 2 que evite la presencia de materia orgánica que
pueda afectar al desarrollo de las mediciones.
Las muestras recogidas se hicieron en dos tandas, la primera correspondiente al mes de
julio del año 2011, y la segunda tanda en el mes de septiembre de 2011; concretamente los
días de recogida fueron los siguientes:
Julio 2011: días 6, 7, 8, 11, 12, 13, 14, 15, 18, 19 y 20. Total 11 muestras.
Septiembre 2011: días 6 , 7, 8, 9, 12, 13, 14, 15, 26, 27, 28, 29 y 30. Total 13 muestras.
De las muestras tomadas en S.N y S.E, se produce por decantación una separación sólido-
liquido en el frasco de recogida que permite tomar las muestras de agua para analizar el
-β además del sólido del fondo del frasco para medir γ. Esta toma de muestras permitirá
ver la evolución del tratamiento en cuanto a la efectividad de eliminación radiactiva entre las
tomas 2 (S.N) después del proceso de neutralización y 3 (S.E) tras el proceso de espesado
en el decantador.
A continuación, se prepararan las muestras para su medición en el α-β. Para ello , en un
vaso de precipitados, se pone un volumen de agua que se evapora sin llegar a ebullición
hasta un volumen aproximado de 2 a 5 ml, puesto que si llegara ,el residuo concentrado
puede adherirse a las paredes del vaso, produciéndose pérdidas notables. De igual forma,
resulta importante que la muestra no llegue a sequedad total, ya que el residuo seco se
pega al fondo del vaso resultando imposible recuperarlo para su medición.
39
Posteriormente, se transfiere el concentrado a una plancheta, previamente tarada,
lavándose 2 ó 3 veces el vaso con el mínimo posible de agua destilada que es también
incorporada a la plancheta. A continuación se lleva la plancheta a sequedad en el
epirradiador, dejándola en una estufa de secado durante 24 horas, y finalmente se
almacena en el secador.
Tras 24 horas en el secador, se vuelve a pesar la plancheta y se obtiene el peso de residuo
seco por diferencia con el peso inicial de la plancheta vacía.
Transcurridos 48 horas en el secador, tiempo necesario para que la actividad alfa total no
incluya el radón libre existente, minimizando la contribución de los descendientes sólidos de
dicho gas radiactivo, las planchetas están listas para ser medidas.
En cuanto a la preparación de las muestras para medición de γ ,resulta más sencilla y corta
que para α-β. Únicamente consiste en recoger el lodo e introducirlo en la estufa a 105ºC de
temperatura durante 24 horas, para posteriormente tamizarlo a un tamaño de grano de
1mm e introducirlo en un bote pequeño de 100 ml. Una vez el bote este cerrado está lista la
muestra para ser introducida en el equipo de medición.
2.3 MAGNITUDES DE INTERÉS
En este capítulo se describen las magnitudes de interés que se emplean en los equipos de
medición -β:
- Actividad en el canal α (Aα)
- Actividad en el canal β (Aβ)
- Límite de detección ó actividad mínima detectable para el canal α (AMDα)
- Límite de detección ó actividad mínima detectable para el canal β (AMDβ)
- Incertidumbre para el canal α
- Incertidumbre para el canal β
40
Las expresiones que se emplean en el cálculo de las actividades son:
m'α
ααα
tVEf
BNA
(18)
mβ
ααβββ tVEf
BNγBNA
(19)
Donde:
- αA = concentración de la actividad de la muestra en el canal alfa (Bq/l).
- A = concentración de la actividad de la muestra en el canal beta (Bq/l).
- βN = número de cuentas beta totales en el canal beta en el tiempo de contaje de la
muestra (cuentas).
- αN = número de cuentas alfa totales en el canal alfa en el tiempo de contaje de la
muestra (cuentas).
- βB = número de cuentas totales de fondo en el canal beta en el tiempo de contaje
de la muestra (cuentas).
- αB = número de cuentas totales de fondo en el canal alfa en el tiempo de contaje de
la muestra (cuentas).
- 'αEf = eficiencia de recuento alfa, una vez corregida en función del espesor másico
de la muestra (tanto por uno).
- βEf = eficiencia de recuento beta (tanto por uno).
- V = volumen de muestra usado (litros).
- mt = tiempo empleado en la medida de la muestra (segundos).
- γ = spillover del canal alfa al canal beta (tanto por uno).
A continuación se muestran las expresiones para la actividad mínima detectable:
(20)
(21)
)(bu
t
b3,29
t
1
t
12,71
VEf60
1AMD α
2
m
α
bm'α
α
m
αα2β
2
m
β
bmββ t
bnγ)(bu
t
b3,29
t
1
t
12,71
VEf60
1AMD
41
Donde:
- AMD = actividad mínima detectable en el canal alfa (Bq/l).
- tb = tiempo de contaje del fondo (s).
- b = tasa de contaje del fondo alfa (c.p.s.).
- )u(bα = incertidumbre asociada a la tasa de contaje del fondo alfa. Este valor es la
desviación estándar de las distribuciones de las tasas de contaje de fondo alfa.
- AMD = actividad mínima detectable en el canal beta (Bq/l).
- b = tasa de contaje del fondo beta (c.p.s.)
- )u(bβ = incertidumbre asociada a la tasa de contaje del fondo alfa. Este valor es la
desviación estándar de las distribuciones de las tasas de contaje de fondo alfa.
- αn = tasa de contaje alfa total (c.p.s.).
Lógicamente, toda medida realizada presenta un error, denominado incertidumbre
asociada. Para lograr conocer el valor de la incertidumbre en la medida de la concentración
de actividad que se realiza, es necesario aplicar la ley de la propagación de errores, para la
cual son necesarias las incertidumbres de los factores que influyen en dicho valor, que en
este caso son principalmente:
222
i
iii V
u(V)
Ef
u(Ef)
s
)u(sA)u(A
(22)
Donde:
- )u(Ai = incertidumbre asociada a la concentración de actividad (i = alfa, beta).
- iA =Concentración de actividad, en Bq/l (i = alfa, beta).
- )u(si = incertidumbre asociada a la tasa de contaje neto (i = alfa, beta).
- is = tasa de contaje neto (i = alfa, beta).
- u(Ef)= incertidumbre asociada a la eficiencia.
- Ef = eficiencia.
- u(V)= incertidumbre asociada a la medida del volumen.
- V = volumen de muestra usado.
42
En cuanto a la medición de γ, se manejarán los siguientes términos:
- La Actividad (A)
- El límite de detección (LD)
- La incertidumbre (U)
Para el cálculo de la actividad la fórmula empleada es:
· · ·
(23)
Donde:
- A es la actividad (kBq/Kg).
- C son las cuentas netas debidas a la muestra (cps).
- I es la probabilidad de emisión, valor cte que viene en tablas (%).
- m es la masa de la muestra en Kg.
- t es el tiempo de medida (s).
Mientras que para el cálculo del límite de detección:
. . · (24)
Donde σ es la desviación estándar del fondo bajo el fotopico.
En cuanto a la incertidumbre, de igual forma que se hablaba en el caso del α-β, tiene varias
componentes:
- incertidumbre asociada al peso ó volumen de muestra (Up).despreciable.
- incertidumbre asociada al área del fotopico (Uc).
- incertidumbre asociada a la eficiencia (UEf).
- incertidumbre asociada a la probabilidad de emisión (UI).
- incertidumbre en el tiempo de medida (Ut).despreciable.
43
Por tanto, la expresión general que incluye a todas será:
U A
C· UC
A
I· UI
A
E · UE
A
P· UP
A · U (25)
El valor de UI se toma de las tablas internacionalmente aceptadas de probabilidad de
emisión siendo generalmente inferior al 1% mientras que para los otros términos restantes:
· · · · (26)
Ce =Ct-Cc-Cf (27)
Donde se tiene que:
- Ce: es el contaje neto
- Ct: es el contaje hecho por el equipo
- Cc: es el contaje del continuo
- Cf: es el contaje del fondo
Mientras que la incertidumbre debido a la eficiencia vendrá dado por:
UE E ·U
C
U UA
A (28)
Donde tenemos que:
- Ucp: es la incertidumbre de las cuentas medidas en el equipo para el patrón usado,
que resulta ser .
- Cp: son las cuentas del patrón medidas.
- Utp: es la incertidumbre debido al tiempo de medida(despreciable)
- Tp: tiempo de medida
- Ap: actividad certificada del patrón.
- UAp: incertidumbre certificada de la actividad del patrón.
44
3. RESULTADOS
3.1 RESULTADOS DE CALIBRACIÓN DE LOS EQUIPOS
A continuación se procede a mostrar los resultados obtenidos a través de gráficos de curvas
de eficiencia en las calibraciones para los 2 equipos empleados, el equipo α-β y el equipo
γ, descritos en los apartados anteriores. En el anexo I, se muestran las tablas con los
resultados numéricos de calibración.
3.1.1 Resultados calibración α-β
La calibración del equipo para actividad α ofrece las siguientes curvas de eficiencia:
y = 0,2389e-0,195x
R² = 0,9582
0,08
0,18
0,28
0 2 4
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 1- CANAL α
y = 0,2383e-0,192x
R² = 0,9667
0,08
0,18
0,28
0 2 4
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 2-CANAL α
y = 0,2391e-0,194x
R² = 0,9542
0,08
0,18
0,28
0 2 4
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 3-CANAL α
y = 0,2411e-0,202x
R² = 0,9631
0,08
0,18
0,28
0 2 4
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 4 - CANAL α
y = 0,2378e-0,195x
R² = 0,9591
0,08
0,18
0,28
0 2 4
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 5- CANAL α
y = 0,241e-0,199x
R² = 0,9563
0,08
0,18
0,28
0 2 4
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 6 - CANAL α
45
Figura 14: Gráficas de actividad para el canal α del detector 1 al 10.
La calibración β ofrece las curvas de eficiencia que se pueden apreciar a continuación:
y = 0,2443e-0,2x
R² = 0,9562
0,08
0,18
0,28
0 2 4
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 7 - CANAL α
y = 0,2444e-0,195x
R² = 0,9638
0,08
0,18
0,28
0 2 4
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 8 -CANAL α
y = 0,2436e-0,197x
R² = 0,9562
0,08
0,18
0,28
0 2 4
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 9 - CANAL α
y = 0,237e-0,193x
R² = 0,9508
0,08
0,18
0,28
0 2 4
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 10 - CANAL α
y = 0,4431e‐0,017x
R² = 0,9473
0 10 20 30
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 1- CANAL β
y = 0,4405e‐0,016x
R² = 0,9178
0
0,2
0,4
0,6
0 10 20 30
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 2 - CANAL β
y = 0,4447e‐0,017x
R² = 0,946
0
0,2
0,4
0,6
0 10 20 30
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 3 - CANAL β
y = 0,4391e‐0,017x
R² = 0,9453
0
0,2
0,4
0,6
0 10 20 30
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 4 - CANAL β
y = 0,4675e‐0,018x
R² = 0,9527
0
0,2
0,4
0,6
0 10 20 30
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 5 - CANAL β
y = 0,4391e‐0,017x
R² = 0,9554
0
0,2
0,4
0,6
0 10 20 30
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 6 - CANAL β
46
Figura 15: Gráficas de actividad para el canal β del detector 1 al 10.
Una vez observadas las gráficas de eficiencia se pueden extraer alguna valoración al
respecto:
- La eficiencia para β es mayor que para α, sea cual sea el espesor másico,
circunstancia que era esperable teniendo en cuenta que las partículas α presentan
una gran masa, por lo que son fácilmente retenidas por la materia.
- La eficiencia para β, presenta unos valores máximos de 0.47, para ir disminuyendo
su valor ligeramente hasta un mínimo de 0.3, a partir del cual no se reduce a pesar
del incremento en el espesor másico, algo lógico debido a las características que
presentan las partículas β( pequeña masa).
- La eficiencia para α, presenta unos valores máximos de 0.261, para ir disminuyendo
con el incremento de espesor másico hasta valores mínimos de 0.114, valor a partir
del cual el espesor másico resulta indiferente.
- Las líneas de tendencia obtenidas en las curvas de autoabsorción para cada
detector, se introducen en el programa “ORIGIN” que emplea una plantilla con las
formulas explicadas en los apartados anteriores, obteniendo para cada muestra que
introduzcamos posteriormente los resultados de actividad (A), incertidumbre (U) y
limite de detección (LD) en función del espesor másico que se intenta se encuentre
entre 2 y 4 mg/cm2, porque a partir de 4 la eficiencia para α es muy baja.
y = 0,4474e‐0,017x
R² = 0,9484
0
0,2
0,4
0,6
0 10 20 30
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR mg/cm2
DETECTOR 7 - CANAL β
y = 0,4414e‐0,017x
R² = 0,9417
0
0,2
0,4
0,6
0 10 20 30
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 8 - CANAL β
y = 0,44e‐0,016x
R² = 0,9474
0
0,2
0,4
0,6
0 10 20 30
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR ( mg/cm2)
DETECTOR 9 - CANAL β
y = 0,4351e‐0,016x
R² = 0,938
0
0,2
0,4
0,6
0 10 20 30
EF
ICIE
NC
IA
ESPESOR (mg/cm2)
DETECTOR 10 - CANAL β
47
3.1.2 Resultados calibración γ
Figura 16: Gráficas de eficiencia frente a energías.
Con relación a la espectrometría gamma, observando la Figura 14 de eficiencia frente a
energía, se pueden extraer las siguientes valoraciones:
- Para valores de energía comprendidos entre 46 y 351 se presentan las mayores
eficacias, situando en 93 keV la mayor eficiencia del 17%, si bien en esta zona la
forma de la curva puede dar lugar a variaciones importantes en el cálculo de las
concentraciones de elementos radioactivos que emiten en esas energías.
- Para valores de energía superiores a 351 keV, las eficiencias siguen una tendencia
a disminuir, pero presentan una menor incertidumbre que lógicamente se trasladará
al resultado final.
0
2
4
6
8
10
12
14
16
18
0 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600
EF
ICIE
NC
IA (
%)
ENERGIA (keV)
48
3.2 RESULTADOS DE MEDICIÓN
En el anexo II, se presentan los valores numéricos individualizados resultado de la medición
de las muestras analizadas que dan lugar a las figuras 17 a 22.
3.2.1 Resultados de medición actividad α-β
En las figuras 17 y 18 se puede observar para cada día de toma de muestra, los valores
obtenidos para los 3 puntos de recogida (B.A, S.N y S.E). Resaltar del gráfico, la
introducción de un eje secundario para los resultados de B.A debido a la gran diferencia de
actividad existente (2 órdenes de magnitud) con respecto a las muestras de S.N y S.E.
49
Figura 17: Resultados de actividad α para las muestras recogidas
0
100000
200000
300000
400000
500000
600000
0
200
400
600
800
1000
1200
1400
1600
Act
ivid
ad α
(mB
q/l)
en
B.A
Actividad
α(m
Bq/l) en S.N y S.E
Días de toma de muestra
RESULTADOS ACTIVIDAD α
S.N S.E B.A.C
50
Figura 18: Resultados de actividad β para las muestras recogidas
0
100000
200000
300000
400000
500000
600000
0
200
400
600
800
1000
1200
Act
ivid
ad β
(mB
q/l)
en
B.A
Act
ivid
ad β
(mB
q/l)
en
S.N
y S
.E
Días de tomas de muestra
RESULTADOS ACTIVIDAD β
S.N S.E B.A.C
51
3.2.2 Resultados de medición actividad γ
En las figuras del 19 al 22 pueden observarse la actividad γ presente en los lodos
separados del agua para los elementos más significativos, donde como era lógico pensar la
actividad del 238U supera con creces la aportada por el resto de elementos presentes en la
muestra como son el 226Ra, el 232Th y el 40K.
52
Figura 19: Resultados de actividad γ de 238
Upara las muestras recogidas
0
2000
4000
6000
8000
10000
12000
14000
Act
ivid
ad γ
(Bq
/kg
)
Días de toma de muestra
238U (234Th)
S.N S.E
53
Figura 20: Resultados de actividad γ de 226
Ra para las muestras recogidas
0,0
20,0
40,0
60,0
80,0
100,0
120,0
140,0A
ctiv
idad
γ(B
q/k
g)
Días de toma de muestra
226Ra (214Bi)
S.N S.E
54
Figura 21: Resultados de actividad γ de 232
Th para las muestras recogidas
0
20
40
60
80
100
120
140
Act
ivid
ad γ
(Bq
/kg
)
Días de toma de muestra
232Th( 228Ac)
S.N S.E
55
Figura 22: Resultados de actividad γ de 40K para las muestras recogidas
0,0
50,0
100,0
150,0
200,0
250,0
300,0
Act
ivid
ad γ
(Bq
/kg
)
Días de toma de muestra
40K
S.N S.E
56
Las valoraciones que se pueden extraer observando las figuras 19 a 22 son:
- La actividad γ generada en los lodos extraídos del agua, se deben mayoritariamente
como era lógico pensar al Uranio presente, más concretamente al 238U, con unas
actividades que rondan entre los 8500 -10000 Bq/Kg.
- La actividad γ aportada por el resto de radioisótopos presentes, 232Th, 226Ra y 40K
(entre 0 y 250 Bq/Kg) se puede considerar despreciable frente a la actividad
generada por el 238U.
- La actividad del 238U con el tiempo se mantiene prácticamente constante con cierta
tendencia a disminuir, mientras que la generada por los otros radioisótopos
presentan unas líneas de actividad en el tiempo de muestreo bastante irregulares.
57
4. CONCLUSIONES
Las eficiencias resultantes en la calibración del equipo Berthold LB 770-PC para
actividad α, oscilan entre un máximo de 0,26 para espesor másico 0 mg/cm2, hasta
0,11 con espesor másico 3,70 mg/cm2.
En la calibración del equipo Berthold LB 770-PC para actividad β, se han obtenido
eficiencias que varían entre el valor máximo de 0,47 obtenido a espesor másico 0
mg/cm2, hasta 0,31 obtenido para un espesor másico de 21,83 mg/cm2.
Las eficiencias obtenidas en la calibración α-β recomiendan que los espesores
másicos a trabajar con las muestras a medir deban tener valores comprendidos
entre 2 y 4 mg/cm2 para poder trabajar simultáneamente en mediciones α y β en el
contador proporcional Berthold Lb 770-PC.
Las eficiencias obtenidas en la calibración γ del equipo Camberra GL-2015-7500
presentan los máximos valores 17% para energías pequeñas de 93 keV mientras
que a partir de este máximo los valores de eficiencia disminuyen a medida que
aumentan las energías, hasta alcanzar valores de 0,83%.
El agua vertida al cauce del río Águeda presenta una actividad media α de 533,58
mBq/l y β de 374,68 mBq/l, que cumplen con la autorización de vertido establecido
por la comunidad de Castilla y León , que incluye el requisito de que dichas aguas
no van a ser empleadas directamente como aguas de consumo. En cuanto al RD
140/2003, si estas aguas analizadas fueran destinadas a consumo humano,
cumplen con respecto al nivel que se exige para β de 1000 mBq/l, pero no frente a
los 100 mBq/l exigidos para α, lo que exigiría un estudio más exhaustivo.
La actividad γ en lodos, del 40K, 232Th y del 226Ra resulta despreciable en relación al
valor de 238U que presenta una actividad media de 9,6 Bq/g, como era de esperar al
tratarse de una explotación minera de uranio.
El tratamiento radiológico realizado en el agua de estudio ofrece unas reducciones
medias de actividad α del 99,85% y de actividad β del 99,90%, lo que evidencia la
gran efectividad del tratamiento sobre las aguas de escorrentía y/o filtraciones
generadas en la instalación minera.
58
En el caso que este tratamiento fuera aplicado en una planta de potabilización, que
utilizase aguas con elementos radiactivos naturales, cabe esperar que la reducción
de actividad fuese muy elevada. No obstante, debiera analizarse en detalle los
lodos generados al objeto de saber si los mismos constituyen un residuo radiactivo.
Por este motivo, la propuesta de Orden Ministerial del 10/4/12 basada en la guía
del CSN 11.02, para los residuos NORM (residuos que contienen radionucleidos
naturales), establece en el caso del 238U un valor límite de 0,5 Bq/g; evidenciando
que los resultados obtenidos en los lodos estudiados ofrecen valores medios de 9,6
Bq/g, se superan con creces estos valores límite, circunstancia que implica un
estudio de impacto radiológico establecido por el RPSRI (Reglamento sobre
protección sanitaria contra radiaciones ionizantes). La conclusión de este estudio de
impacto radiológico debe ser si los valores de dosis efectiva anual superan 1mSv
para el público ó 6 mSv para los trabajadores, para trasladar la gestión de los
sólidos a ENRESA.
La inexistencia actual de normativa sobre caracterización y destino de residuos con
presencia de radionucleidos de origen natural (NORM) origina un vacío legal que
cubrirá la reciente propuesta de Orden Ministerial del 10/4/12, circunstancia que
obligará a un estudio inminente de caracterización y tratamientos radiológicos para
estos residuos, abriéndose una investigación de mayor calado al estudio
presentado en este proyecto fin de carrera.
59
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calidad del agua de consumo humano”. BOE 45 DEL 21/02/2003.
62
Tabla I.1: Resultados del detector 1 para
Tabla I.2: Resultados del detector 2 para
Tabla I.3: Resultados del detector 3 para
DETECTOR 1 cpm dpm Eficiencia
cpm/dpm Espesor másico
mo 321,33 1266,9 0,254 0
m1 257,98 1266,9 0,204 0,72
m2 247,82 1266,9 0,196 1,1
m3 211,8 1266,9 0,167 1,55
m4 185,07 1266,9 0,146 2,1
m5 179,72 1266,9 0,142 3,15
m6 144,92 1266,9 0,114 3,76
m7 149,07 1266,9 0,118 3,61
DETECTOR 2 cpm dpm Eficiencia
cpm/dpm Espesor másico
mo 323,2 1266,9 0,255 0
m1 259,62 1266,9 0,205 0,72
m2 238,38 1266,9 0,188 1,1
m3 213,1 1266,9 0,168 1,55
m4 190,8 1266,9 0,151 2,1
m5 178,32 1266,9 0,141 3,15
m6 144,58 1266,9 0,114 3,76
m7 151,83 1266,9 0,120 3,61
DETECTOR 3 cpm dpm Eficiencia
cpm/dpm Espesor másico
mo 327,68 1266,9 0,259 0
m1 260,43 1266,9 0,206 0,72
m2 237,68 1266,9 0,188 1,1
m3 213,48 1266,9 0,169 1,55
m4 186,32 1266,9 0,147 2,1
m5 180,6 1266,9 0,143 3,15
m6 146,82 1266,9 0,116 3,76
m7 149,23 1266,9 0,118 3,61
63
Tabla I.4: Resultados del detector 4 para
DETECTOR 4 cpm dpm Eficiencia
cpm/dpm Espesor másico
mo 329,87 1266,9 0,260 0
m1 259,17 1266,9 0,205 0,72
m2 234,62 1266,9 0,185 1,1
m3 214,6 1266,9 0,169 1,55
m4 188,83 1266,9 0,149 2,1
m5 177,18 1266,9 0,140 3,15
m6 142,28 1266,9 0,112 3,76
m7 145,32 1266,9 0,115 3,61
Tabla I.5: Resultados del detector 5 para
Tabla I.6: Resultados del detector 6 para
DETECTOR 5 cpm dpm Eficiencia
cpm/dpm Espesor másico
mo 326,72 1266,9 0,258 0
m1 253,22 1266,9 0,200 0,72
m2 239,27 1266,9 0,189 1,1
m3 210,27 1266,9 0,166 1,55
m4 189,65 1266,9 0,150 2,1
m5 178,23 1266,9 0,141 3,15
m6 142,88 1266,9 0,113 3,76
m7 149,27 1266,9 0,118 3,61
DETECTOR 6 cpm dpm Eficiencia
cpm/dpm Espesor másico
mo 325,98 1266,9 0,257 0
m1 262,67 1266,9 0,207 0,72
m2 240,1 1266,9 0,190 1,1
m3 213,58 1266,9 0,169 1,55
m4 186,35 1266,9 0,147 2,1
m5 181,63 1266,9 0,143 3,15
m6 143,37 1266,9 0,113 3,76
m7 146,8 1266,9 0,116 3,61
64
Tabla I.7: Resultados del detector 7 para
Tabla I.8: Resultados del detector 8 para
DETECTOR 8 cpm dpm Eficiencia
cpm/dpm Espesor másico
mo 333,2 1266,9 0,263 0
m1 263,73 1266,9 0,208 0,72
m2 243,78 1266,9 0,192 1,1
m3 219,98 1266,9 0,174 1,55
m4 192,58 1266,9 0,152 2,1
m5 182,38 1266,9 0,144 3,15
m6 148,38 1266,9 0,117 3,76
m7 153,15 1266,9 0,121 3,61
Tabla I.9: Resultados del detector 9 para
DETECTOR 9 cpm dpm Eficiencia
cpm/dpm Espesor másico
mo 331,28 1266,9 0,261 0
m1 265,73 1266,9 0,210 0,72
m2 245,95 1266,9 0,194 1,1
m3 212,62 1266,9 0,168 1,55
m4 189,82 1266,9 0,150 2,1
m5 182,67 1266,9 0,144 3,15
m6 146,32 1266,9 0,115 3,76
m7 151,92 1266,9 0,120 3,61
DETECTOR 7 cpm dpm Eficiencia
cpm/dpm Espesor másico
mo 337,82 1266,9 0,267 0
m1 258,73 1266,9 0,204 0,72
m2 242,85 1266,9 0,192 1,1
m3 215,42 1266,9 0,170 1,55
m4 190,55 1266,9 0,150 2,1
m5 180,78 1266,9 0,143 3,15
m6 143,88 1266,9 0,114 3,76
m7 151,07 1266,9 0,119 3,61
65
Tabla I.10: Resultados del detector 10 para
DETECTOR 10 cpm dpm Eficiencia
cpm/dpm Espesor másico
mo 322,72 1266,9 0,255 0
m1 258,98 1266,9 0,204 0,72
m2 241,02 1266,9 0,190 1,1
m3 206,33 1266,9 0,163 1,55
m4 186,25 1266,9 0,147 2,1
m5 180,6 1266,9 0,143 3,15
m6 143,85 1266,9 0,114 3,76
m7 149,7 1266,9 0,118 3,61
Tabla I.11: Resultados del detector 1 para β
DETECTOR 1 cpm dpm Eficiencia
espesor másico
m0 2697,2 5956,53 0,453 0
m1 2462,4 5956,53 0,413 3,147
m2 2167,1 5956,53 0,364 4,637
m3 2384,2 5956,53 0,400 5,843
m4 2097,5 5956,53 0,352 10,598
m5 2163 5956,53 0,363 13,186
m6 2159,3 5956,53 0,363 13,371
m7 1874,7 5956,53 0,315 17,682
m8 1845 5956,53 0,310 21,833
Tabla I.12: Resultados del detector 2 para β
DETECTOR 2 cpm dpm Eficiencia
espesor másico
m0 2719,4 5956,53 0,457 0
m1 2474,3 5956,53 0,415 3,147
m2 2188 5956,53 0,367 4,637
m3 2323,4 5956,53 0,390 5,843
m4 2086,3 5956,53 0,350 10,598
m5 2198,4 5956,53 0,369 13,186
m6 2161,2 5956,53 0,363 13,371
m7 1896,8 5956,53 0,318 17,682
m8 1882,8 5956,53 0,316 21,833
66
Tabla I.13: Resultados del detector 3 para β
Tabla I.14: Resultados del detector 4 para β
DETECTOR 4 cpm dpm Eficiencia
espesor másico
m0 2671,3 5956,53 0,448 0
m1 2506 5956,53 0,421 3,147
m2 2199,9 5956,53 0,369 4,637
m3 2293,6 5956,53 0,385 5,843
m4 2076,2 5956,53 0,349 10,598
m5 2171,8 5956,53 0,365 13,186
m6 2125,8 5956,53 0,357 13,371
m7 1906,9 5956,53 0,320 17,682
m8 1822,5 5956,53 0,306 21,833
Tabla I.15: Resultados del detector 5 para β
DETECTOR 5 cpm dpm Eficiencia
espesor másico
m0 2838,4 5956,53 0,477 0
m1 2616,7 5956,53 0,439 3,147
m2 2292,5 5956,53 0,385 4,637
m3 2426,8 5956,53 0,407 5,843
m4 2223,5 5956,53 0,373 10,598
m5 2231,5 5956,53 0,375 13,186
m6 2301,4 5956,53 0,386 13,371
m7 1961,6 5956,53 0,329 17,682
m8 1870,1 5956,53 0,314 21,833
DETECTOR 3 cpm dpm Eficiencia
espesor másico
m0 2695,4 5956,53 0,453 0
m1 2518,8 5956,53 0,423 3,147
m2 2169,9 5956,53 0,364 4,637
m3 2327,7 5956,53 0,391 5,843
m4 2110,5 5956,53 0,354 10,598
m5 2200,5 5956,53 0,369 13,186
m6 2145,3 5956,53 0,360 13,371
m7 1882,2 5956,53 0,316 17,682
m8 1833,3 5956,53 0,308 21,833
67
Tabla I.16: Resultados del detector 6 para β
DETECTOR 6 cpm dpm Eficiencia
espesor másico
m0 2673,9 5956,53 0,449 0
m1 2468,6 5956,53 0,414 3,147
m2 2207,4 5956,53 0,371 4,637
m3 2337,3 5956,53 0,392 5,843
m4 2113,8 5956,53 0,355 10,598
m5 2147,4 5956,53 0,361 13,186
m6 2151,7 5956,53 0,361 13,371
m7 1884 5956,53 0,316 17,682
m8 1857,5 5956,53 0,312 21,833
Tabla I.17: Resultados del detector 7 para β
DETECTOR 7 cpm dpm Eficiencia
espesor másico
m0 2734,1 5956,53 0,459 0
m1 2509,2 5956,53 0,421 3,147
m2 2197,4 5956,53 0,369 4,637
m3 2355 5956,53 0,395 5,843
m4 2108,6 5956,53 0,354 10,598
m5 2201,5 5956,53 0,370 13,186
m6 2174,3 5956,53 0,365 13,371
m7 1932,5 5956,53 0,324 17,682
m8 1836,4 5956,53 0,308 21,833
Tabla I.18: Resultados del detector 8 para β
DETECTOR 8 cpm dpm Eficiencia
espesor másico
m0 2680,3 5956,53 0,450 0
m1 2490,9 5956,53 0,418 3,147
m2 2184,7 5956,53 0,367 4,637
m3 2332,8 5956,53 0,392 5,843
m4 2118,2 5956,53 0,356 10,598
m5 2175,2 5956,53 0,365 13,186
m6 2188,3 5956,53 0,367 13,371
m7 1887,4 5956,53 0,317 17,682
m8 1857,7 5956,53 0,312 21,833
68
Tabla I.19: Resultados del detector 9 para β
DETECTOR 9 cpm dpm Eficiencia
espesor másico
m0 2661,8 5956,53 0,447 0
m1 2510,4 5956,53 0,421 3,147
m2 2170,9 5956,53 0,364 4,637
m3 2332,7 5956,53 0,392 5,843
m4 2109 5956,53 0,354 10,598
m5 2170,9 5956,53 0,364 13,186
m6 2156,7 5956,53 0,362 13,371
m7 1891,5 5956,53 0,318 17,682
m8 1869,6 5956,53 0,314 21,833
Tabla I.20: Resultados del detector 10 para β
DETECTOR 10 cpm dpm Eficiencia
espesor másico
m0 2657,9 5956,53 0,446 0
m1 2461,9 5956,53 0,413 3,147
m2 2155 5956,53 0,362 4,637
m3 2297,8 5956,53 0,386 5,843
m4 2080,3 5956,53 0,349 10,598
m5 2156 5956,53 0,362 13,186
m6 2148,7 5956,53 0,361 13,371
m7 1884,4 5956,53 0,316 17,682
m8 1850,6 5956,53 0,311 21,833
Tabla I.21: Resultados calibración γ
Energía (keV)
Ef (%)
Pb-210 46 6,87
U-238 63 13
Th-234 93 17
Pb-214 351 3,27
Ra-226 609 1,75
Ac-228 911 1,41
K-40 1460 0,83
70
Tabla II.1a: Resultados de medición -β para las muestras recogidas del 6/7 al 20/7
MEDICIÓN α‐β
LUGAR Aα Uα LDα Aβ Uβ LDβ MUESTR
A
6/7/11 B.A 487660,3 29944,96 1012,79 383230,1 17082,19 3144,03
S.N 441,86 88,07 212,95 397,29 77,46 237,55
S.E 517,51 100,76 256,92 337,01 72,85 226,33
MUESTR
A
7/7/11 B.A 444200,9 29320,78 1299,8 376506,3 17697,56 3085,55
S.N 298,4 73,36 200,76 43,78 67,43 227,8
S.E 503,16 82,42 177,21 282,51 69,22 218,14
MUESTR
A
8/7/11 B.A 311653 18908,69 1337,9 372214,7 18459,71 2735,84
S.N 337,2 82,39 233 320,16 63,7 194,07
S.E 927,45 104,82 148,86 501,74 66,31 187,25
MUESTR
A
11/7/11 B.A 361541,7 22629,91 1215,45 371885,1 16769,41 2810,05
S.N 314,63 70,86 179,99 88,58 61,89 206,69
S.E 764,71 103,76 184,54 546,2 74,3 213,06
MUESTR
A
12/7/11 B.A 408368,7 25948,37 1108,45 390947,6 17474,4 3146,94
S.N 337,82 81,14 228,35 288,98 73,22 231,45
S.E 490,33 90,32 225,12 311,81 67,17 208,63
MUESTR
A
13/7/11 B.A 334600,9 22202,73 1302,4 377554,4 17742,45 2733,75
S.N 560,12 89,59 194,98 344,89 76,32 237,72
S.E 1132,01 136,13 219,54 563,41 65,4 173,1
MUESTR
A
14/7/11 B.A 348704,6 21612,26 1142,81 380348 17405,68 2832,69
S.N 225,44 76,45 236,48 278,8 75,36 238,98
S.E 674,37 89,44 167,82 0,35 62,17 212,08
MUESTR
A
15/7/11 B.A 315525,2 17879,5 1318,49 371455,7 16841,85 2699,59
S.N 520,6 84,04 189,19 329,51 63,29 192,26
S.E 388,85 83,91 224,16 429,63 72,21 214,69
MUESTR
A
18/7/11 B.A 421620 25758,46 1000,81 389100 17331,63 2970,4
S.N 188,38 65,44 200,32 436,1 80,25 244,01
S.E 135,82 66,14 219,24 131,96 52,73 172,06
MUESTR
A
19/7/11 B.A 407035,3 25340,87 1432,84 391396,5 18319,47 2901,51
S.N 236,7 76,15 230,68 383,59 63,48 185,95
S.E 789,797 54,572 182,89 209,895 130,91 227,22
MUESTR
A
20/7/11 B.A 332822,1 20645,18 1416,34 376408,1 17612,88 2698,94
S.N 318,25 79,5 219 316,6 68,76 212,42
S.E 510,12 77,67 152,13 323,85 60,81 184,59
A: ACTIVIDAD (mBq/l) U: INCERTIDUMBRE LD: LIMITE DETECCIÓN
71
Tabla II.1b: Resultados de medición -β para las muestras recogidas del 6/9 al 30/9
MEDICIÓN α‐β
LUGAR Aα Uα LDα Aβ Uβ LDβ MUESTR
A
6/9/11 B.A 352764,5 22412,3 1445,48 390055,6 19377,78 2802,7
S.N 244,85 91,86 290,6 311,64 71,57 222,35
S.E 260,51 75,72 217,97 272,71 74,45 236,9
MUESTR
A
7/9/11 B.A 486318,5 26412,53 1942,71 382207,7 17319,11 5146,15
S.N 311,72 76,58 202,78 179,07 69,32 225,87
S.E 875,3 124,78 261,36 256,8 74,15 237,06
MUESTR
A
8/9/11 B.A 353738,2 23427,42 1178,3 391394,9 17526,61 2920,24
S.N 237,1 83,14 258,96 410,87 76,67 233,46
S.E 154,95 52,44 162,37 247,61 56,2 173,9
MUESTR
A
9/9/11 B.A 304302,3 19773,24 1258,64 316746,2 14892,61 2658,16
S.N 734,87 103,69 202,74 316,3 76,17 239,49
S.E 407,59 80,37 198,23 0,48 66,89 228,28
MUESTR
A
12/9/11 B.A 386769,1 24973,12 1224,42 382426,5 17546,93 2890,96
S.N 307,75 80,35 225,04 306,38 83,41 265,43
S.E 451,35 86,4 207,61 533,24 68,57 190,16
MUESTR
A
13/9/11 B.A 284917,5 18095,35 1434,8 384214,6 19083,37 2601,55
S.N 660,67 103,65 236,77 405 64,75 189,67
S.E 459 77,95 177,39 399,88 76,36 233,74
MUESTR
A
14/9/11 B.A 301965,3 20031,56 1324,61 379314,4 17149,07 2546,56
S.N 267,83 82,94 251,35 275,39 64,93 202,4
S.E 473,06 87,76 220,28 391,43 75,61 230,38
MUESTR
A
15/9/11 B.A 425945,3 26816,44 1053,23 375638,3 16766,01 2934,27
S.N 271,26 67,37 179,64 218,47 64,55 206,36
S.E 435,42 68,57 156,09 500,44 67,17 189,27
MUESTR
A
26/9/11 B.A 331258,5 24885,82 1289,03 400712,8 18982,2 2229,67
S.N 473,7 107,53 294,32 346,95 85 267,77
S.E 699,74 97,9 183,95 630,39 80,77 228,03
MUESTR
A
27/9/11 B.A 368303,3 24535,23 1104,12 387460,8 17944,76 2485,4
S.N 550,61 98,72 230,85 9,91 79,78 271,75
S.E 668,19 98,45 206,73 714,37 72,81 181,36
MUESTR
A
28/9/11 B.A 390794 27406,16 1140,09 408439,5 18831,7 2426,92
S.N 262,56 83,55 250,11 265,02 89,89 290,66
S.E 384,54 80,01 203,3 418,23 68,96 203,64
MUESTR
A
29/9/11 B.A 402791,3 25075,33 1214,2 403043,4 18582,06 3065,51
S.N 339,72 83,02 234,74 148,96 59,52 194,2
S.E 265,52 81,19 244,49 623,49 84,84 239,91
MUESTR
A
30/9/11 B.A 321064,7 21006,99 1245,25 385094,3 17677,38 2668,17
S.N 392,21 74,83 173,17 390,08 68,79 206,58
S.E 436,72 82,38 202,97 364,79 66,4 199,86
A: ACTIVIDAD (mBq/l) U: INCERTIDUMBRE LD: LIMITE DETECCIÓN
72
Tabla II.2a: Resultados de medición γ para las muestras recogidas del 6/7 al 20/7
MEDICIÓN γ
238U (234Th) 226Ra(214Bi) 232Th(228Ac) 40K
LUGAR A U LD A U LD A U LD A U LD
MUESTR
A
6/7/11 S.N 10985 1481,3 64 52,9 4,4 12,7 3,4 6,6 22 <LD ‐ 70,2
S.E 10902 1501,5 66,4 39,9 3,8 11,2 <LD ‐ 20,8 19,7 16 58,7
MUESTR
A
7/7/11 S.N 10847 1292,7 70,4 20,9 5,5 18 14,7 7,9 25,9 <LD ‐ 55,7
S.E 10641 1522,5 64,2 41,6 3,8 11,4 22,1 6,7 21,1 29,9 13,3 49,5
MUESTR
A
8/7/11 S.N 10266 1334,8 61,4 50,1 4,2 12,1 15,9 7,2 23,5 <LD ‐ 70
S.E 10031,5 1546,3 60,5 54,8 3,9 11,1 <LD ‐ 20,0 <LD ‐ 45,1
MUESTR
A
11/7/11
S.N 10167 1208,3 70,6 27,6 4,8 15,2 23,5 7,8 24,8 65,9 18,6 66,8
S.E 9282,0 1246,1 62,6 55,8 3,9 10,9 53,6 6,7 18,0 178,8 13,9 36,9
MUESTR
A
12/7/11
S.N 9655,4 1307,7 61 27,7 4,3 13,6 61,7 7,2 18,5 32,2 12,6 48,4
S.E 9483,7 1260,3 59,7 123,7 5,5 12,5 60,3 7,1 18,3 230,8 18,3 46,9
MUESTR
A
13/7/11
S.N 10604 1354,1 62,9 38,6 4,4 13,4 25,8 7,3 22,9 101 17,2 58,1
S.E 10157,0 1355,4 64,1 56,3 4,8 14,1 <LD ‐ 22,3 168,0 16,0 46,6
MUESTR
A
14/7/11
S.N 10035 1477,3 60,2 43,7 4 11,7 18,7 5,8 18,3 61,2 13,6 47,8
S.E 9263,6 1348,2 59,4 <LD ‐ 12,0 <LD ‐ 22,8 <LD ‐ 43,9
MUESTR
A
15/7/11
S.N 9643,7 1382,3 62 22,1 4 12,7 <LD ‐ 19,2 <LD ‐ 59,4
S.E 8744,2 1193,0 57,5 <LD ‐ 12,8 84,1 6,9 12,3 91,4 16,3 55,1
MUESTR
A
18/7/11
S.N 10195 1421,1 63,6 <LD ‐ 14,6 6 6,2 20,5 <LD ‐ 65,3
S.E 9457,5 1299,7 59,2 19,5 4,1 13,2 46,2 6,1 16,7 <LD ‐ 58,8
MUESTR
A
19/7/11
S.N 10004 1471,4 61,3 19 3,7 11,8 3 5,8 19,1 <LD ‐ 55,7
S.E 10316,7 1440,9 60,7 60,5 4,3 12,0 28,4 6,5 20,2 <LD ‐ 71,9
MUESTR
A
20/7/11
S.N 9585,1 1467,5 58,2 9,2 3,7 12,3 2,9 5,5 18,2 78,8 25,3 83,9
S.E 10469,9 1490,9 61,9 <LD ‐ 12,8 <LD ‐ 20,7 <LD ‐ 42,7
A: ACTIVIDAD (Bq/kg) U: INCERTIDUMBRE LD: LIMITE DETECCIÓN
73
Tabla II.2b: Resultados de medición γ para las muestras recogidas del 6/9 al 30/9
MEDICIÓN γ
238U (234Th) 226Ra(214Bi) 232Th(228Ac) 40K
LUGAR A U LD A U LD A U LD A U LD
MUESTR
A
6/9/11 S.N 9273,6 1263 62,6 13,2 4 13 <LD ‐ 21,1 151 15,2 45,3
S.E 10047,9 1338,7 60,9 24,3 4,5 14,2 <LD ‐ 18,9 82,2 15,0 52,1
MUESTR
A
7/9/11 S.N 9046,4 1255,4 58 62,3 3,5 8,7 ‐2,4 ‐6,3 21,2 <LD ‐ 62
S.E 9723,3 1335,4 57,3 28,7 3,7 11,6 <LD ‐ 19,0 <LD ‐ 51,7
MUESTR
A
8/9/11 S.N 9147,9 1194,2 62 11,2 4,3 13,9 31,2 6,3 19,1 84,7 19,2 65,5
S.E 9393,2 1321,0 61,5 48,8 4,1 12,0 <LD ‐ 18,5 <LD ‐ 57,0
MUESTR
A
9/9/11 S.N 8908,8 1266 57,5 35,8 3,8 11,7 25 6,3 19,7 30,2 13,4 50
S.E 9708,9 1409,7 60,4 44,5 3,7 10,6 <LD ‐ 22,2 <LD ‐ 56,6
MUESTR
A
12/9/11
S.N 9326,7 1193,6 63,1 34,3 4,1 12,6 6,8 7,3 24 179 17 49,6
S.E 9553,9 1343,4 59,8 42,6 3,6 10,3 <LD ‐ 19,4 179,2 13,6 34,6
MUESTR
A
13/9/11
S.N 8940,6 1158,5 63,7 29,5 4,4 13,8 37,7 6,4 18,6 188 17,1 48,7
S.E 9601,8 1299,3 62,6 35,6 4,1 12,6 35,5 0,0 17,8 <LD ‐ 60,1
MUESTR
A
14/9/11
S.N 9476,2 1225,9 62,3 58,8 4,2 11,7 <LD ‐ 23 8,7 16,5 61,8
S.E 9649 1272 61,5 30,1 4,2 13,1 48,9 6,6 18,1 8,5 18,2 66,6
MUESTR
A
15/9/11
S.N 9376,2 1188,4 58,5 38,1 4,1 12,4 15,3 6,8 21,9 122 18,2 60,8
S.E 9337,7 1232,6 57,3 30 4,3 13,4 18,6 7 22,4 133 16,6 52,8
MUESTR
A
26/9/11
S.N 9427,4 1250,2 62,6 31,5 4 12,4 <LD ‐ 21,6 110 16,8 55,5
S.E 9153,7 1146 61,6 47,9 4,2 12,3 11,4 7,8 25,4 144 21,8 70,1
MUESTR
A
27/9/11
S.N 9480,2 1226 60,9 65,8 4,6 13 <LD ‐ ‐ 150 13,1 38,9
S.E 9257,2 1093,6 65,4 64,7 4,7 13,4 105 9,5 20,2 219 19,9 56,6
MUESTR
A
28/9/11
S.N 9722,3 1294,9 58 31,4 3,9 12 6,3 6,6 21,7 142 17,8 56,9
S.E 8780,3 1151,8 57,3 15,3 4,1 13,2 <LD ‐6,4 21,3 <LD ‐ 71,1
MUESTR
A
29/9/11
S.N 8737,9 1167,7 60 37,5 3,7 10,9 42 6,8 19,8 <LD ‐ 56,7
S.E 8453,8 1063,4 58,8 15,6 3,9 12,5 50,2 7,1 19,7 120 17 56,1
MUESTR
A
30/9/11
S.N 9467,4 1271,3 61 2,9 4 13,3 38,8 7,6 23 8,2 19,1 68,8
S.E 8748,1 1133,2 53,8 14,2 4 13 28,4 5,9 17,8 21,5 13,1 51,6
A: ACTIVIDAD (Bq/kg) U: INCERTIDUMBRE LD: LIMITE DETECCIÓN