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  

BIBLIOGRAFÍA

BERTHOLD TECHNOLOGIES GmvH&Co.KG(1996). “manual de instrucciones del equipo

Berthold LB 770 PC”.

CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR (2007). “Potabilización radiológica del agua de

consumo humano”. Colección de informes técnicos 18.2007.

CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR, “proyecto de restauración y clausura del centro de

Enusa en Saelices el chico”. REVISTA ALFA . (2009).

CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR (2012). “Control de la exposición a fuentes

naturales de radiación” .Guía de seguridad 11.02: (GS-11.02).

DIRECTIVA 98/83/CE del Consejo, de 3 noviembre de 1998.” relativa a la calidad de las

aguas destinadas al consumo humano”. DOCE L Nº330 de 5 de diciembre 1998.

ENUSA INDUSTRIAS AVANZADAS S.A (Web). http://www.enusa.es 

 

INSTRUCCIÓN I-Cal02_0, (18 de enero 2010),”Protocolo para la calibración del equipo

Berthold LB-770”, manual de calidad ISO 9001-2000 de LARUC.

INSTRUCCIÓN I-Cal03_1, (18 de enero 2010),”Protocolo para la calibración del equipo de

espectrometría gamma”, manual de calidad ISO 9001-2000 de LARUC.

INSTRUCCIÓN I-ENS02_1, (18 enero 2010),”Determinación de los índices de radiactividad

alfa y beta total en muestras de agua”, manual de calidad ISO 9001-2000 de LARUC.

 

INSTRUCCIÓN I-ENS03_0, (18 enero 2010),”Protocolo para la realización de análisis por

espectrometría gamma”, manual de calidad ISO 9001-2000 de LARUC.

 

LOW LEVEL GAMMA SPECTROSCOPY. “manual de instrucciones del equipo Camberra

GL-2015-7500”.

MANUAL DE CALIDAD ISO 9000/2001 DE LARUC.

60  

NICOLAS, Jorge. “Determinación de la radiactividad alfa total y beta total en las aguas

subterráneas de Cantabria”. PFC (Ingeniería Química). Cantabria. Universidad de

Cantabria, Escuela de Ingenieros Industriales y de Telecomunicaciones. 2004.

ORGANIZACIÓN MUNDIAL DE LA SALUD (2004). “Guías para la calidad del agua

potable”. Aspectos Radiológicos (Cap.9).

RD 140/2003, de 7 de febrero. “por el que se establecen los criterios sanitarios de la

calidad del agua de consumo humano”. BOE 45 DEL 21/02/2003.

61  

ANEXO I

Tablas resultados calibración

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

69  

ANEXO II

Tablas resultados medidas muestras

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

74