DIPLOMADO EN TECNOLOGIA NUCLEAR
VERSIÓN 2012
TECNICAS DE OPERACIÓN DE MATERIAL RADIOLOGICO
EXPERIMENTO VI:
Situación de Em...
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Situación de emergencia simulada vi e mera

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Situación de emergencia simulada vi e mera

  1. 1. DIPLOMADO EN TECNOLOGIA NUCLEAR VERSIÓN 2012 TECNICAS DE OPERACIÓN DE MATERIAL RADIOLOGICO EXPERIMENTO VI: Situación de Emergencia Simulada Eduardo Mera1 1 Departamento de Física, Universidad Tecnológica Metropolitana, Av. Alessandri #1242, Ñuñoa. Santiago de Chile, Noviembre 2012
  2. 2. Universidad Tecnológica Metropolitana de Chile, Facultad de Ciencias Naturales, Matemáticas y de Medioambiente, Departamento de Física RESUMEN En el presente laboratorio de radiactividad se evalúo la radiación de fondo o background, se aplicaron criterios de protección radiológica frente a eventuales accidentes, evaluando teórica y prácticamente las distancias de alejamiento a la fuente según los niveles oficiales de radiación aceptados para el POE y el publico y se utilizo un instrumento de detección de radiaciones ionizantes (Thermo 40) que permite ayudar en la búsqueda de fuentes radioactivas. I. Introducción y Objetivos Introducción Desde la siglo XIX comenzó el estudio de la radioactividad cuando W. Roentgen descubrió los rayos X, Henry Becquerel observó que las sales de uranio emitían espontáneamente radiaciones y tiempo después los esposos Curie, concentraron a partir de los minerales de uranio el polonio y radio, se empezó a observar en estos productos el fenómeno de la desintegración espontánea de forma muy marcada. El proceso de emisión espontánea de radiación se llama radioactividad. Experimentos posteriores demostraron que la radioactividad es el resultado del decaimiento radioactivo, o desintegración de núcleos inestables. En el proceso de desintegración nuclear, los átomos de los elementos radioactivos, se transforman en otros átomos diferentes, produciéndose así una cadena de desintegraciones hasta llegar a ser un elemento estable en el cual la gran parte de las veces es plomo. Hay tres tipos de radiación que pueden ser emitidos por una sustancia radioactiva: radiación alfa (α), donde las partículas emitidas son núcleos de Helio; radiación beta (β), en el cual las partículas emitidas pueden ser electrones o positrones (partícula que tiene las mismas características del electrón pero su carga es +e); y radiación gamma (γ) las cuales son ondas electromagnéticas es decir, son fotones de alta energía. Los tres tipos de radiación tienen capacidad de penetración distinta. Partículas alfa apenas penetran una hoja de papel, partículas beta pueden penetrar unos cuantos milímetros de aluminio, y los rayos gamma penetran varios centímetros el plomo. Todo personal que trabaje con fuentes radioactivas abiertas tiene una probabilidad de contaminarse si no atiende estrictamente a las normas y procedimientos para este efecto. Las fuentes radioactivas selladas son ampliamente utilizadas en el ámbito industrial como hospitalario, ejemplo claro de esto lo constituyen las fuentes de Cesio (Cs-173), Cobalto (Co-60), Iridio (Ir-192) y otras que son usadas en aplicaciones de gammagrafia industrial y tratamientos médicos, como braquiterapia y teleterapia. Las actividades de los materiales radioactivos en estas aplicaciones varían desde los [μCi] hasta los miles de [Ci]. La unidad SI de actividad se llama Becquerel (Bq), donde: 1Bq = 1 decaimiento/s. Se tiene que la unidad original de actividad es el curie (Ci) donde 1 Ci=3,7*1010 Bq =3,7*1010 decaimientos/s, la cual fue seleccionada ya que es la actividad aproximada de 1 gramo de uranio. La experiencia a través del tiempo ha demostrado que a pesar de los controles y exigencias de seguridad aplicadas a este tipo de fuentes, ocurren accidentes que pueden llevar a consecuencias radiológicas considerables para el ser humano y el ambiente. Introducción basado en [1] y [2] Diplomado en Tecnología Nuclear – UTEM/CCHEM 2
  3. 3. Universidad Tecnológica Metropolitana de Chile, Facultad de Ciencias Naturales, Matemáticas y de Medioambiente, Departamento de Física Objetivos 1. El objetivo desarrollar y aplicar criterios de protección radiológica frente a eventuales accidentes, de acuerdo a un determinado escenario que implique la perdida de control sobre una fuente radioactiva sellada 2. Conocer los usos de los distintos instrumentos de detección de radiaciones ionizantes que permitan adecuadamente ayudar en la busqueda de fuentes radioactivas y controlar las exposiciones del personal participante. II. Procedimiento Experimental: Para el experimento Situación de Emergencia Simulada se realizaron los siguientes puntos 1. Se determinara a través de un instrumento de alta sensibilidad, la distancia aproximada a que se encuentra la fuente radioactiva. Para ello se empleara un instrumento que permita determinar el fondo del escenario en donde se desarrolla la actividad. Se ocupara la siguiente formula: )( )( )()( 2 2 h R md hCi Rm xCiA X = Γ = Donde X = Tasa de exposición (R/h) A = Actividad de la fuente radioactiva (Ci ó Bq) Г= Constante Especifica Gamma D = Distancia fuente punto de interés (m) 2. Con el dato anterior se planifica el rastreo de la fuente en el escenario previsto y se construye un plano del area posiblemente afectada Con este antecedente orientativo, se inicia su búsqueda con un instrumento de alta sensibilidad para detectar el campo de radiación que este originando la fuente a distancia. Una vez hecho el contacto con este campo de radiación y observando la saturación de varias escalas del instrumento , se acota al máximo su área y se reinicia su busqueda con un instrumento de rango de dosis adecuado que permitirá identificar la exposición presente para señaliza las áreas para el publico y trabajador ocupacionalmente expuesto. 3. Una vez ubicada e identificada la fuente se aplican los criterios de protección radiológica de acuerdo a los limites de dosis: Publico 0.25 mR/h Trabajador ocupacionalmente expuesto 2,5 mR/h 4. Se verifica con la formula anteriormente entregada, si la actividad calculada de la fuente corresponde a la misma extraviada, a partir de una medicion de la tasa de exposición a 1 metro de distancia de la fuente radioactiva 5. Cumplida la fase anterior se planifica la operación de rescate de la fuente, evaluando el tiempo y la dosis que recibirá las personas que efectúan la operación 6. Se recomienda planificar la forma más segura para la operación anterior y para transportar la fuente a su lugar de almacenamiento, de acuerdo a criterios básicos de protección radiológica. Procedimiento Experimental basado en [2] Diplomado en Tecnología Nuclear – UTEM/CCHEM 3
  4. 4. Universidad Tecnológica Metropolitana de Chile, Facultad de Ciencias Naturales, Matemáticas y de Medioambiente, Departamento de Física Equipos Materiales FH40 G Thermo RDS 120 Dosímetro MGP 2000 S Pinza Telescópica corta Fuente radioactiva Balizas para señalar Contenedor de Plomo Guantes Desechables Equipos y materiales basados en [2] Diplomado en Tecnología Nuclear – UTEM/CCHEM 4
  5. 5. Universidad Tecnológica Metropolitana de Chile, Facultad de Ciencias Naturales, Matemáticas y de Medioambiente, Departamento de Física III. Datos Experimentales Valor de Fondo: Se procedió con el censor a muestrear el sector en estudio por un lapso de 5 segundos, teniendo el cuidado de alejar toda fuente radioactiva del sector con el fin de establecer el valor de fondo, los datos registrados en seis repeticiones son (tabla 1): Medición Tasa de Radiación Horaria (ηSv/h) 1 680 2 623 3 615 4 653 5 707 6 696 Tabla N° 1: evaluación de la radiación de background Los datos de temperatura y presión del laboratorio eran 19ºC y una presión atmosférica de 1025 HPa. Evaluación de la actividad de la fuente: Se procedió a abrir la fuente de 137 Cs, y muestreas a diversas distancias de forma radial con el censor, la radiación del sector, los datos evaluados son (Tabla 2): Distancia (cm) Tasa radiación (μSv/h) 0 1500 50 77 100 24 120 25 150 11 250 2.5 Tabla N° 1: evaluación de la radiación con la distancia Estudio de la absorción de la radiación gamma: se procedió a bloquear la fuente con 5 cm de plomo y este fue capaz de bajar a 640 nSv/h, las mediciones a 1 m de distancia. Confinamiento de la fuente: La fuente fue finalmente cerrada en contenedor de plomo. Diplomado en Tecnología Nuclear – UTEM/CCHEM 5
  6. 6. Universidad Tecnológica Metropolitana de Chile, Facultad de Ciencias Naturales, Matemáticas y de Medioambiente, Departamento de Física IV. Resultados Estimación de la radiación de fondo: Se tiene que la tasa de la tasa de radiación de fondo estimado es de: [ ] [ ]hnSvhnSvdarEsDesviaciónomedioTasaTasa /35//652tan_/Pr_ −+=−+= Evaluación de la actividad de la fuente y su mapeo: se procedió a calcular con la formula derivada del procedimiento experimental de la guía la distancia teórica de los POE y el Público, Teniéndose que: )(5,2 )()( )( 2 h R m hCi Rm xCiA mDPOE Γ = , )(25,0 )()( )( 2 h R m hCi Rm xCiA mDPublico Γ = Considerando que la actividad de la fuente a la fecha en estudio es 14 mCi (23-03-2012), se tiene que: m h R m hCi Rm xCim h R m hCi Rm xCiA mDPOE 36,1 )(5,2 )(33.0)(14 )(5,2 )()( )( 22 == Γ = m h R m hCi Rm xCim h R m hCi Rm xCiA mDPublico 3,4 )(25,0 )(33.0)(14 )(5,2 )()( )( 22 == Γ = Se procedió a realizar el mapeo radial quedando (Figura 1): Figura N° 1: Mapeo de Radiación Diplomado en Tecnología Nuclear – UTEM/CCHEM 6 POE (1,36m) Publico (4,3 m)
  7. 7. Universidad Tecnológica Metropolitana de Chile, Facultad de Ciencias Naturales, Matemáticas y de Medioambiente, Departamento de Física Posteriormente se procedió a evaluar en los datos de la tabla 2, la actividad efectiva registrada y buscar las distancias reales en las cuales se cumple la norma para: Publico 0.25 mR/h = 2.5 μ Sv/h Trabajador ocupacionalmente expuesto (POE) 2,5 mR/h = 25 μ Sv/h (asumiendo que 1 R = 1 Rem y 100 Rem = 1 Sv) Se tiene que las distancias fueron de (Tabla 3): Distancia (cm) Tasa radiación (μSv/h) Objetivo Protección 120 25 POE 250 2.5 Publico Tabla N° 3: Busqueda distancia Objetivo de Protección Se procedió a realizar el mapeo radial quedando (Figura 2): Figura N° 2: Mapeo de Radiacion Estudio de la absorción de la radiación gamma: se procedió a bloquear la fuente con 5 cm de plomo, teniendo en consideración los datos del coeficiente de absorción lineal para este material tenemos que µL (cm-1 ) Plomo Promedio 0.879 Desviación Estándar 0.075 Error % 8.511 Tabla Nº3: Parámetros del Coeficiente de absorción lineal Se tiene que la disminución las cuales generan 5 cm de plomo son: Diplomado en Tecnología Nuclear – UTEM/CCHEM 7 POE (1,2m) Publico (2,5 m)
  8. 8. Universidad Tecnológica Metropolitana de Chile, Facultad de Ciencias Naturales, Matemáticas y de Medioambiente, Departamento de Física [ ] [ ]CimeCimI cmx cm 73.014 5 1 879.0 == − , lo que simboliza que reduce la actividad un 94.8%. Identificación de la Fuente: Se procedió a utilizar un equipo Finder Thermo serie 40, con el fin de verificar la identificación de la fuente. El equipo es un espectrómetro portátil que identifica rangos máximos de energía y asocia el elemento radioactivo, para lo cual el pide de forma automatico que el individuo se aleje o acerque a la fuente con el fin de captar el dominio energético que irradia. Confinamiento de la fuente: La fuente fue finalmente cerrada en contenedor de plomo y las mediciones de radiación llegaron a los niveles de background inicialmente registrados. Diplomado en Tecnología Nuclear – UTEM/CCHEM 8
  9. 9. Universidad Tecnológica Metropolitana de Chile, Facultad de Ciencias Naturales, Matemáticas y de Medioambiente, Departamento de Física V. Análisis y Conclusiones Análisis: Estimación de la radiación de fondo: La tasa de radiación registrada es de [ ] [ ]hnSvhnSv /35//652 −+ , valor considerado bajo con respecto a los 2.5 μSv/h de Radiación Total que un individuo promedio recibe. Evaluación de la actividad de la fuente y su mapeo: los valores prácticos y teóricos evaluados para que la radiación cumpla la normativa POE y Publico son (tabla 4): , Distancia Practica (cm) Distancia Teórica (cm) Tasa radiación (μSv/h) Objetivo Protección 120 136 25 POE 250 430 2.5 Publico Tabla N° 4: Niveles Radiación con la Distancia Se puede concluir que para el Cs-137 que la radiación real evaluada es más alta que la teórica, de lo anterior podría atribuirse a que el valor de la constante gamma es tomada en laboratorio y sufre variaciones con respecto al medio donde se aplique, ó el blindaje de la fuente de la fuente de cesio hace que la radiación varíe algunas propiedades, o la fuente ya esta en un alto grado de decaimiento. De lo anterior las distancias reales para encontrar los niveles de radiación buscados son menores que los teóricos observándose un error absoluto relativo porcentual (asumiendo como el correcto el valor de la distancia de la radiación practica tomada con equipo), que va desde el 13,3% para el POE, hasta un 70% para Público. Estudio de la absorción de la radiación gamma: se procedió a bloquear la fuente con 5 cm de plomo y esta redujo la actividad un 94.8%. Identificación de la Fuente: El equipo Finder Thermo serie 40, Identificaba a la Fuente de Cs-137 como una Ir 192, esto se puede deber al decaimiento de la fuente de Cs-137 y su blindaje. Confinamiento de la fuente: La fuente fue finalmente cerrada en contenedor y los niveles de background registrados fueron del mismo nivel que los iniciales. Conclusiones: Se aplicaron criterios de protección radiológica frente a eventuales accidentes, de acuerdo a un determinado escenario que implique la perdida de control sobre una fuente radioactiva sellada, evaluando teórica y prácticamente las distancias de alejamiento a la fuente según los niveles oficiales de radiación aceptados para el POE y el publico. Se utilizo un instrumento de detección de radiaciones ionizantes (Thermo 40) que permite adecuadamente ayudar en la búsqueda de fuentes radioactivas y controlar las exposiciones del personal participante. Diplomado en Tecnología Nuclear – UTEM/CCHEM 9
  10. 10. Universidad Tecnológica Metropolitana de Chile, Facultad de Ciencias Naturales, Matemáticas y de Medioambiente, Departamento de Física VI.- Bibliografía 1. Serway, Raymond; Beichner, Robert “Física para Ciencias e Ingeniería”, Editorial Mc Graw Hill, 2002 2. Guía Experiencia Técnicas de Emergencia Simulada, CCHEN. 2012. Diplomado en Tecnología Nuclear – UTEM/CCHEM 10

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