universidad veracruzana

UNIVERSIDAD VERACRUZANA
FACULTAD DE INGENIERÍA MECÁNICA ELÉCTRICA
“ESTUDIO DE LA PROTECCIÓN
RADIOLÓGICA PARA LA TECNOLOGÍA BWR”
MONOGRAFIA
Que para obtener el título de:
INGENIERO MECÁNICO ELÉCTRICISTA
PRESENTA:
JORGE ARTURO MENDEZ POZOS
XALAPA, VER.
ENERO 2011
Dedicatorias y
Agradecimientos
A Dios
Por haberme iluminado por el camino correcto a lo largo de mi vida,
llenándome de bendiciones y escuchando mis oraciones cada día.
A la Virgen María
Por brindarme paz y tranquilidad cada día de mi vida y alejarme de las
malas tentaciones. Gracias por tu protección y cariño y estar siempre conmigo.
A mis Padres
Yolanda Pozos García
Gracias Mamá por todo tu Amor incondicional, por enseñarme todo lo que sé de
la vida y todo lo que soy, un hombre de bien, por tus desvelos y esfuerzos que no han
sido en vano, por estar ahí conmigo siempre y en todo momento aun cuando el sueño te
pesara. Juntos logramos con éxito esta etapa de mi vida, superando cualquier cosa en
nuestro camino. No me alcanzaran las palabras para agradecerte todo lo que me has
dado, por solo quiero que sepas que este triunfo te lo debo a ti. Gracias por toda la
paciencia que me has tenido, pero en especial te quiero dar las gracias por haberme
dado la vida y por ser mi Mamá, mi rete chula. Te Amo con todo mi corazón.
Que Dios te bendiga.
Jorge Arturo Méndez González
Gracias Papá por todo el Amor y apoyo que me has brindado a lo largo de mi
vida, sin tus buenos ejemplos y enseñanzas simplemente no hubiera logrado alcanzar
esta meta, te agradezco todos los consejos que me has dado y que me han servido para
llegar hasta donde estoy. Este éxito también es tuyo, y solo espero que estés orgulloso de
mí como yo lo estoy de ti. Gracias por escucharme cuando más lo necesito y por tus
palabras llenas de experiencia y certeza. Gracias por toda la ayuda que me has
brindado y el esfuerzo tan grande que haces para sacarme adelante. Gracias por ser
quien eres pero en especial gracias por ser mi Papá. Te Amo con todo mi corazón.
Que Dios te bendiga
A mi Hermana
Any
Gracias por todos los momentos que hemos estado juntos, por tu compañía y por
el ejemplo que me has dado al seguir adelante pase lo que pase; a pesar de ser el
mayor, me has dado tantos ejemplos y me has enseñado tantas cosas que me han abierto
los ojos a la realidad. Te doy las gracias por todas estas cosas y quiero que sepas que
sin tu ayuda no hubiera llegado a ser quien soy ahora. De todo corazón te doy las
gracias por haber crecido conmigo y por ser mí hermana.
Que Dios te bendiga.
A Yoli
Gracias por traer Felicidad y Alegría a mi vida, y ser una razón más para salir
adelante y motivarme a cumplir mis metas, porque con tu ternura me haces recordar una
etapa de vida muy especial. Que Dios te bendiga.
A mi Novia
Rosy
Gracias por estar a mi lado cuando más lo necesito, en las buenas y en las
malas. Por entenderme y apoyarme en todo lo que hago, sin tu ayuda no hubiera
logrado este sueño. Te agradezco por dejarme entrar en tu corazón y demostrarte cuanto
te amo, no me alcanzan las palabras para agradecerte toda la ayuda que me has
brindado y todo el tiempo que has estado conmigo soportándome y amándome. Gracias
por los momentos felices que hemos pasado juntos, y por todas esas palabras que me
alegran el día cuando las cosas no van bien. Este éxito es tuyo también mi niña. Gracias
por amarme tanto como yo a ti. Te Amo con todo mi corazón. Que Dios te bendiga.
A mi Familia
Gracias primero que nada a todos aquellos que creyeron en mí y me abrieron su
corazón hasta el final, les dedico este éxito con mucho cariño y respeto, a mis abuelos y
mis tíos que vivirán en mi corazón por siempre. A los que me siguen apoyando y
siempre están conmigo en las buenas y en las malas sin importar distancia, muchas
gracias por ser parte de este sueño. Con mucho cariño a todos mis tíos, a todos mis
primos y a todas aquellas personas que siempre han estado conmigo cuando más las
necesito, a ustedes que son mi familia y sé que siempre contare son su apoyo, muchas
Gracias. Que Dios los Bendiga.
A mis Amigos
Por hacerme compañía en el camino a la meta, amenizándolo con risas y buenos
momentos. Gracias por compartir conmigo aquellos desvelos de estudio, aquellos logros
y por los ánimos para salir adelante. Les deseo éxito en sus logros y que Dios los
Bendiga.
A mis Maestros
Gracias por sus compartirme sus conocimientos y experiencias, les agradezco el
haberme guiado por el camino al éxito y haberme ayudado a alcanzar uno de mis mas
grandes logros en mi vida. Que Dios los bendiga.
A mis Sinodales
Director de Tesis
Mtro. Rodolfo Solórzano Hernández
Jurado
Dr. René Croche Belin
Mtra. Martha Morales Martínez
Gracias porque con sus conocimientos y sus valiosas sugerencias han enriquecido este
trabajo culminándolo de manera satisfactoria haciéndose participes de uno de los
momentos más importantes en mi trayectoria como estudiante. Que Dios los bendiga.
Estudio de la Protección Radiológica para la Tecnología BWR
Índice
1.0 INTRODUCCIÓN…………………………………………………………….….…1
2.0 CAPITULO I
CONCEPOS BÁSICOS DE RADIACIÓN
2.1 Estructura Atómica…………………………………….…………….……..2
2.2 Fisión Nuclear…………………………………….…………………...……4
2.3 Reacción en Cadena…………………………………………………....….6
2.4 Principio Básico para la Generación de Electricidad por Medios
Nucleares………………………………………………………....…………7
2.5 Radiación………………………………………………………...…...….....10
2.6 Fuentes Naturales y Artificiales de Radiación………………...………...11
2.7 Tipos de Radiaciones Ionizantes………………………………………....14
2.7.1 Radiación Corpuscular (Emisión de Partículas)…....………..15
2.7.2 Emisión de Energía…………………………………...……...…20
2.8 Decaimiento Radiactivo………………………………………...………….25
2.8.1 Decaimiento de los Núcleos Radiactivos……………………..25
2.8.2 Cadenas de Decaimientos de Elementos Radiactivos
Naturales……………………………………………...………….26
2.9 Ley del Decaimiento y Constante de Decaimiento…………….……..…28
2.10 Actividad………………………………………………………….…..…..30
2.10.1 Periodo de Semidesintegración…………………………..…....32
2.10.2 Actividad Específica……………………………………….…....33
3.0 CAPITULO II
LOS REACTORES NUCLEARES
3.1 Principales Componentes de un Reactor Nuclear…………………..….35
3.2 Plantas Nucleares en Producción Comercial…………….………….…..37
3.3 Principales Tipos de Reactores en Operación…………………….….…38
4.0 CAPITULO III
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
4.1 Magnitudes y Unidades…………………………………………………....44
4.1.1 Dosis de Exposición y Rapidez de Exposición……………....45
4.1.2 Dosis Absorbida y Rapidez de Dosis Absorbida…….............49
4.1.3 Equivalente de Dosis y Rapidez de Equivalente de Dosis....55
4.2 Tiempo, Distancia y Blindaje………………………………………………56
4.2.1 Tiempo…………………………………………………………...56
4.2.2 Distancia………………………………………………………....57
4.2.3 Blindaje………………………………………………...………...58
4.3 Contaminación Radiactiva………………………………………………...68
4.3.1 Contaminación Interna…………………………………...……..69
4.3.2 Periodo de Semidesintegración Efectivo……………………..70
4.4 Sistema de Limitación de Dosis……………………………………...…..73
4.4.1 Efectos de la Radiación Ionizante en la Salud……………….73
4.4.2 Aplicación del Sistema de Limitación de Dosis……..….......74
4.5 Exposición Profesional…………………………………………………..…78
4.5.1 Condiciones de Trabajo……...…………………………...........78
4.5.2 Clasificación de las Áreas de Trabajo…………………...…....79
4.6 Lineamientos de Seguridad Radiológica……….………………...……...82
4.7 Objetivos de Seguridad……………………………………………...…….84
4.8 Cumplimiento del Objetivo Técnico de Seguridad…………………...…88
4.9 Cultura de Seguridad……………………………………………...………..89
Comentario………………………………………………………...………...92
Bibliografía…………………………………………………………..………93
1.0
INTRODUCCION
Se debe considerar que con los adelantos tecnológicos, el hombre cada vez
está más expuesto a las radiaciones ionizantes, tanto de una forma natural, por
exposiciones médicas, como por causa de su ocupación profesional. Con el uso
de las radiaciones, con fines pacíficos, se está adquiriendo una cultura de
protección contra los efectos que ellas pueden causar a los seres vivos y los
materiales.
El objetivo fundamental de la Protección Radiológica es proteger a los
individuos, sus descendientes y al medio ambiente, de los efectos que el uso de
las radiaciones ionizantes les pueden ocasionar. Para tal propósito se establecen
normas y reglamentos para limitar la exposición a la radiación.
Existen tres factores fundamentales para cumplir con el objetivo de la
Protección Radiológica de minimizar la exposición externa de las radiaciones
ionizantes los cuales son: Tiempo, Distancia y Blindaje. El desarrollo de las
ecuaciones empleadas para
conseguirlo se verán durante el desarrollo de el
presente trabajo.
Las Centrales Nucleares, tienen riesgos similares a los de otras industrias,
tales como sistemas con alta temperatura y presión, componentes pesados, y
equipos rotatorios energizados. Con el fin de reducir estos riesgos de trabajo se
establecen reglas y se exige la utilización de equipo de protección personal (EPP)
para garantizar la seguridad de los trabajadores.
Sin embargo uno de los riesgos adicionales en las centrales nucleares, es la
exposición a la radiación, misma que por su naturaleza el ser humano no puede
ver, oír, sentir ni oler; imposibilitando su capacidad biológica para protegerse.
1
Trabajar en una central nuclear nos obliga a mantener nuestra capacidad
de evitar siempre y en todo trabajo la exposición innecesaria a la radiación así
como también limitar el riesgo de contaminación personal, requiriéndose por lo
tanto, el reforzamiento continuo del conocimiento y de las buenas practicas de
seguridad radiológica.
Todo lo anterior con el firme propósito de mantener la seguridad de los
trabajadores dentro de una central nuclear.
La realización de esta tesis tiene como objetivo presentar un panorama
mas claro con respecto a los conceptos básicos y normativas vigentes que deben
tomarse como referencia básica para laborar dentro de una central nuclear ya que
de acuerdo a sus características de diseño requiere una atención especial, pues
el simple hecho de manejar como fuente de energía una reacción nuclear en
cadena, la convierte en una planta de generación de electricidad diferente a las
convencionales.
La idea principal de este trabajo es aportar la siguiente reflexión, misma
que deberemos considerar
si alguna vez tenemos la oportunidad de trabajar
dentro de una central nuclear “la producción de electricidad a partir de combustible
nuclear requiere que todos los trabajadores de una central nucleoeléctrica tengan
un compromiso con la seguridad radiológica lo cual es una obligación inherente a
nuestra profesión”.
2
2.0 CONCEPTOS BASICOS DE RADIACIÓN
2.1 ESTRUCTURA ATOMICA
Todos los cuerpos están formados por átomos
La parte más pequeña que podemos ver al microscopio de cualquier
sustancia está formada por millones de pequeñas partículas que se llaman
moléculas.
Estas moléculas, están formadas por uno o más átomos, que contienen
partículas aún más pequeñas llamadas electrones, protones y neutrones.
Los átomos tienen un núcleo y electrones
Los átomos se pueden imaginar como sistemas solares en miniatura. En su
centro se encuentran los protones y los neutrones firmemente unidos formando el
núcleo atómico. Alrededor de este núcleo, como si fuesen pequeños planetas
girando alrededor del Sol, se encuentran los electrones.
3
Hay muchos átomos distintos
No todos los átomos son iguales, como no son iguales las sustancias que
resultan cuando se agrupan estos átomos.
Los elementos se diferencian por el número de protones que contienen en
su núcleo. Así todos los átomos de azufre tienen en su núcleo 16 protones, los de
cobre 29, los de oro 79, etc. Los átomos de un mismo elemento pueden ser
diferentes entre sí por contener diferente número de neutrones en su núcleo.
Estos átomos se denominan isótopos.
Los núcleos atómicos se pueden partir
Mediante métodos generalmente complejos podemos lograr que una
partícula como el neutrón, choque contra el núcleo de un átomo. Al chocar contra
él, el núcleo se excita debido a que su estructura se altera, pudiendo llegar esta
excitación a partir el núcleo en dos núcleos más pequeños. Este proceso de
división del núcleo se llama fisión.
2.2 FISION NUCLEAR
De la fisión nuclear se obtiene energía
En cada una de las fisiones se produce una pequeña cantidad de energía
en forma de calor; al producirse la reacción en cadena se suman las energías
producidas en cada fisión y se puede obtener con este proceso una cantidad de
energía considerable, este es el origen de la energía nuclear.
4
Para que se produzca energía mediante la fisión del núcleo, se precisa no
obstante que se cumpla una condición: que las masas resultantes de la división
sean inferiores a la masa inicial del átomo, en caso contrario la reacción no se
producirá porque necesita absorber una gran cantidad de energía.
El uranio o el plutonio son los materiales utilizados generalmente en una
central nuclear. La razón de esto es su número atómico elevado, que permite la
generación de energía al realizarse la división del núcleo. El uranio contiene
isótopos, es decir, átomos con el mismo número de protones pero no de
neutrones.
El uranio natural consta de 92 protones y tres isótopos distintos con 142,
143 y 146 neutrones. Para distinguir los diferentes tipos de isótopos se nombran
por la suma de neutrones y protones de su núcleo; así, los diferentes isótopos del
uranio natural se denominan uranio 234, 235 o 238. De los tres isótopos sólo el
235 es fisible, debiendo ser separado de los demás para utilizarlo como
combustible nuclear. Por su parte, el uranio 238, una vez bombardeado con
neutrones se transforma en plutonio 239, que sí es fisible.
Para fisionar el uranio se bombardea el núcleo con un neutrón,
produciéndose cesio 140, rubidio 93 y 3 neutrones. Para que la reacción nuclear
se mantenga, es preciso que la cantidad de átomos de uranio y su concentración
sean superior a cierto límite, a partir del cual se produce lo que se conoce como
reacción en cadena. Esa cantidad y concentración mínima de átomos de uranio
necesarios para que la reacción no se detenga se denomina masa crítica. Por
encima de esta masa crítica se producen más neutrones de los que se necesitan,
y por tanto la reacción se mantiene.
5
2.3 REACCION EN CADENA
Una reacción en cadena es cualquier proceso en el cual todos los pasos del
proceso producen los pasos que le siguen. Si cada paso produce una sucesión de
pasos idénticos a sí mismos, tendremos una serie infinita de eventos idénticos.
Esto es una reacción en cadena como se aplica a la fisión nuclear.
Una reacción nuclear en cadena es una sucesión de fisiones nucleares que
ocurren en forma casi simultánea, en la cual los neutrones constituyen los
eslabones de dicha cadena. Supongamos que en una fisión nuclear se liberan 2
neutrones. Estos neutrones que se han liberado pueden fisionar 2 nuevos núcleos
atómicos, de donde se liberan 4 nuevos neutrones, los que a su vez harán impacto
sobre 4 núcleos atómicos y así sucesivamente.
Cuando se fisionan ciertos núcleos como los del isótopo 235 del
uranio, aparecen otros neutrones libres. Si en las proximidades del núcleo hay
más núcleos de uranio, estos neutrones libres producirán a su vez más fisiones.
Así, en poco tiempo, el número de fisiones puede aumentar mucho, dando lugar a
lo que se llama una reacción en cadena.
El proceso de fisión da como resultado la liberación de una gran cantidad
de energía, la cual es posible convertir en trabajo útil. Un factor importante que
hace al proceso de fisión una fuente práctica de energía son los neutrones
adicionales que se producen y que habilita el proceso para que sea continuo.
6
Los reactores se construyen de tal forma que garanticen la continuidad de
una reacción en cadena.
2.4 PRINCIPIO BASICO PARA LA GENERACION DE ELECTRICIDAD POR
MEDIOS NUCLEARES
Una central nucleoeléctrica es una instalación industrial donde se logra
transformar mediante varios procesos la energía contenida en los núcleos de los
átomos en energía eléctrica utilizable. Es similar a una central termoeléctrica
convencional; la diferencia estriba en la forma de obtener el calor para la
producción de vapor. Mientras que en una termoeléctrica el calor se obtiene
quemando combustibles fósiles o extrayendo vapor natural del subsuelo, en una
nucleoeléctrica el calor se obtiene a partir de la fisión nuclear en un reactor. La
reacción de fisión se produce al partir los núcleos atómicos de algún elemento
como el uranio 235 o el plutonio 239, mediante el bombardeo de los mismos con
pequeñísimas partículas denominadas neutrones.
Esencialmente un reactor nuclear es un enorme recipiente dentro del cual
se está efectuando una reacción de fisión en cadena de manera controlada; está
colocado en el centro de un gran edificio de gruesas paredes de concreto, que
protegen al personal que lo opera y al público de la radiactividad que produce.
El combustible nuclear más utilizado es el uranio y puede utilizarse de dos
maneras:
7
Natural, que contiene 0.7% de uranio 235 y 99.3% de uranio 238 el cual no se
fisiona, colocándose en los reactores en forma metálica o de dióxido de uranio
(UO2).
Enriquecido, al que artificialmente se eleva la concentración del uranio 235 hasta
un 3 ó 4% disminuyéndose la del 238 a 97%.
El mineral se somete a diferentes procesos para lograr que llegue a
contener aproximadamente 3% de núcleos de uranio 235, que son los que dan
lugar a la reacción en cadena.
El combustible nuclear se prepara en forma de pastillas. Estas pastillas se
colocan en unos tubos de material inoxidable.
Los tubos se agrupan en haces que se llaman elementos combustibles.
Estos elementos combustibles se colocan en el núcleo del reactor.
El poder energético de una pastilla de combustible cuyo peso sea de 10
gramos equivale al de 3.9 barriles de combustóleo.
8
En el reactor se tienen los elementos llamados barras de control, que se
encargan de mantener la intensidad de la reacción en cadena que ocurre en su
interior dentro de los límites deseados y de conformidad con la cantidad de
energía térmica que se quiera producir. Las barras de control contienen carburo de
boro, mismo que tiene la propiedad de capturar neutrones y, debido a esto, se
establece la función de control. Si se desea disminuir la intensidad de la reacción
nuclear que ocurre dentro del reactor, basta con insertar las barras de control
entre los ensambles de combustible del núcleo, en la medida de la disminución
deseada. Las barras se encargan de capturar gran parte de los neutrones libres,
reduciéndose la cantidad de fisiones y por lo tanto la energía térmica producida
por el reactor. En caso de querer subir la potencia del reactor (aumentar la
intensidad de la reacción nuclear) sólo hay que extraer las barras de control, hasta
lograr la potencia deseada.
El calor obtenido es utilizado para calentar agua en el interior del reactor,
produciéndose así el vapor que es utilizado para hacer girar una turbina, que no es
más que un conjunto de discos provistos de álabes o “paletas”. Este movimiento
será transmitido al generador, el cual producirá la electricidad (La energía eléctrica
producida por la fisión de 1 kg de uranio 235, es de aproximadamente 18.7
millones de kilowatts-hora).
El objetivo de todo este proceso no es otro que el de producir energía
eléctrica, la cual será posteriormente distribuida hacia las industrias, hogares,
talleres, etcétera.
9
2.5 RADIACIÓN
La materia está compuesta por átomos, los cuales a su vez están
constituidos por protones, neutrones y electrones en una cierta configuración.
Para que el núcleo esté constituido como tal, es necesario que las fuerzas
nucleares estén en equilibrio con las fuerzas coulombianas. Cuando esto no
sucede se dice que el núcleo está en estado excitado.
La radiación es por lo tanto la emisión espontánea de masa y/o energía
que presentan los núcleos radiactivos para alcanzar su estabilidad.
La emisión de radiaciones ionizantes es una característica común en
muchos átomos en cuyo núcleo el número de neutrones resulta escaso o
excesivo, lo que les hace inestables. Esos átomos son llamados "radiactivos". En
ellos, las ligaduras nucleares se transforman en busca de configuraciones más
estables, a la vez que se libera energía, asociada a la radiación emitida.
La emisión espontánea de radiaciones es un fenómeno atómico más bien
que uno molecular. La velocidad de desintegración no resulta afectada por el
entorno químico del átomo activo y es insensible a las variaciones de temperatura
y presión.
Radiaciones ionizantes son aquellas radiaciones con energía suficiente para
ionizar la materia, extrayendo los electrones de sus estados ligados al átomo, sus
características principales son las siguientes:

Se extienden desde los 1016 Hz hasta por encima de 1022 Hz.

Sus niveles de energía se incrementan con sus altas frecuencias

Longitud de ondas pequeñas

Tienen capacidad para "ionizar" medios.
10
2.6 FUENTES NATURALES Y ARTIFICIALES DE RADIACIÓN
Las personas están expuestas continuamente a radiaciones ionizantes,
y lo han estado desde los albores de la humanidad. De estas radiaciones,
unas proceden de la propia naturaleza, sin que el hombre haya intervenido en
su producción; otras están originadas por acciones ocasionadas por el
hombre.
11
Las primeras constituyen el fondo radiactivo natural. Podemos distinguir
tres causas de este fondo radiactivo:
-Las radiaciones ionizantes procedentes del espacio exterior (radiación
Cósmica). Están originadas por los procesos nucleares que tienen lugar en el
exterior de la Tierra. Puesto que la atmósfera absorbe parcialmente las
radiaciones, el fondo natural debido a esta causa varía con la altitud de tal modo
que es menor al nivel del mar que en lo alto de una montaña.
-Las radiaciones emitidas por las sustancias radiactivas presentes en la
corteza terrestre. Esta componente del fondo radiactivo varía notablemente entre
unos y otros puntos de la Tierra, ya que no es uniforme la distribución de los
elementos químicos. Por ejemplo, el fondo radiactivo terrestre de la sierra pinta al
noroeste
de
Sonora,
cuyas
rocas
graníticas
poseen
una
radiactividad
relativamente alta, es mucho mayor que el correspondiente a las zonas de
naturaleza calcárea del valle central de Oaxaca.
-La radiación de los isótopos radiactivos contenidos en el propio organismo
humano, principalmente isótopos del carbono y del potasio. A ella hay que unir la
radiación producida por el radón que inhalamos al respirar, el cual procede de la
desintegración del radio y el torio.
El otro tipo de radiaciones son las
artificiales y
las conforman todos
aquellas que provienen de fuentes de creación humana como: la televisión, los
aparatos de radiografías, los aparatos de radiación para el tratamiento de tumores
cancerosos, las centrales nucleares, los relojes de carátula luminosa, el
microondas, los teléfonos celulares, entre otros.
Las aplicaciones industriales de las radiaciones ionizantes se dan en
distintas actividades, las siguientes son unos ejemplos:
Médicas: Son una de las actividades con más riesgo de exposición a radiaciones
ionizantes (radiografías, radioterapia, etc.).
12
Industriales: Se trata de actividades en las que también se produce exposición a
radiaciones ionizantes como medir el grosor de distintos materiales.
Extracción y tratamiento de minerales: principalmente en minas de extracción
de uranio.
Instalaciones nucleares: Se trata del segundo colectivo profesional más
expuesto a radiaciones ionizantes
Esterilización: para la conservación de alimentos y material quirúrgico.
Detectores de incendios: Emiten pequeñas emisiones de radiaciones ionizantes
para detectar humo que todavía no percibe el ojo humano.
PVD: son las pantallas de visualización de datos (ordenadores, televisores, sobre
todo los equipos más antiguos).
El Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos
de las Radiaciones Atómicas (UNSECAR) ha calculado la aportación de las
distintas fuentes a la actividad radiológica media a la que está expuesto un adulto.
Estos valores, expresados porcentualmente, se distribuyen entre el 56% que
aportan los minerales de la corteza terrestre, el 17% de los alimentos que
ingerimos, el 15% procedente del espacio exterior, el 11,7% de aplicaciones
médicas, el 0,1% de la producción de energía eléctrica de origen nuclear y el 0,2%
de otras aplicaciones industriales de las radiaciones ionizantes. Es decir, un 88%
del total tiene origen natural y el 12% procedencia artificial.
13
2.7 TIPOS DE RADIACIONES IONIZANTES
Estas pueden ser de cuatro tipos fundamentales: partículas alfa (α), que
consisten en dos protones y dos neutrones, con capacidad limitada de penetración
en la materia, pero mucha intensidad energética; partículas beta (b), que son
electrones o positrones procedentes de la transformación en el núcleo, algo más
penetrantes aunque menos intensas; radiación gamma (g), que es radiación
electromagnética del extremo más energético del espectro, por tanto muy
penetrante; y neutrones, que al no poseer carga eléctrica también son muy
penetrantes.
14
Todas estas radiaciones tienen en común, el transportar energía cinética,
que generalmente se maneja en unidades de electrón-volt (eV), así como en sus
múltiplos ( KeV, MeV, etc.). Dicha energía produce partículas cargadas (iones) al
ser absorbida por la materia donde interacciona la radiación, por eso
el nombre
genérico de radiaciones ionizantes. Entre las radiaciones ionizantes nos
encontramos con partículas materiales como el electrón y el positrón (radiación
beta) o las partículas alfa y la radiación electromagnéticas de alta energía (rayos
gamma).
2.7.1 RADIACION CORPUSCULAR (EMISION DE PARTICULAS)
--- Radiación Alfa α
Las partículas o rayos alfa (α) son núcleos de Helio-4 (4He) completamente
ionizados, es decir, sin su envoltura de electrones correspondiente. Estos núcleos
están formados por dos protones y dos neutrones. Al carecer de electrones, su
carga eléctrica es positiva (+2), mientras que su masa es de 4 uma.
15
La desintegración alfa o decaimiento alfa es una forma de desintegración
radiactiva donde un núcleo atómico emite una partícula alfa y se transforma en un
núcleo con cuatro unidades menos de número másico y dos unidades menos de
número atómico.
Puede ser considerada como la emisión espontánea de núcleos de 4He
(partículas α) a partir de los núcleos atómicos, mediante un procedimiento de
fisión nuclear espontánea. Este tipo de desintegración es típica únicamente de los
núcleos atómicos más pesados.
El fenómeno de desintegración se representa con la siguiente ecuación:
.
Ejemplo:
16
--- Radiación beta negativa β-
Una partícula beta (β) es un electrón que sale despedido de un suceso
radiactivo. Si un átomo emite una partícula beta, su carga eléctrica aumenta en
una unidad positiva y el número de masa no varía. Ello es debido a que la masa
del electrón es despreciable frente a la masa total del átomo. En cambio, al ser
emitida una carga negativa, el átomo queda con una carga positiva más, para
compensar el total de la carga eléctrica, con lo cual el número de electrones
disminuye. Este proceso es debido a la conversión de un neutrón en un protón
dentro del núcleo obteniéndose también un antineutrino como producto de la
reacción de acuerdo a la siguiente reacción
Z
A
X ----> Z+1AY + e-+ antineutrino
Ejemplo:
La desintegración beta hace cambiar al elemento químico que la sufre. Por
ejemplo, en la desintegración β− el elemento se transforma en otro con un protón
(y un electrón) más.
17
--- Radiación beta positiva β+
Mediante este mecanismo un núcleo emite espontáneamente positrones,
e+, de igual masa que el electrón pero con carga eléctrica opuesta.
Lo que ocurre es que un protón del núcleo se desintegra dando lugar a un
neutrón, un positrón o partícula Beta+ y un neutrino. Así el núcleo se desprende
de los protones que le sobran y se acercan a la línea de estabilidad N = Z. Por ello
se da en núcleos con exceso de protones. Este proceso es debido a la conversión
de un protón en un neutrón dentro del núcleo obteniéndose también un neutrino
como producto de la reacción de acuerdo a la siguiente reacción
Z
A
X ----> Z-1AY + e++ neutrino
Ejemplo:
18
--- Emisión de Neutrones
La mayor parte de la radiación neutrónica se produce en los reactores
nucleares, pues al haber fisiones cada una de ellas los produce, de acuerdo con la
siguiente ecuación esquemática:
Donde:
X y Y son los productos de fisión.
Ejemplo:
Las fuentes de neutrones están basadas en la fisión espontánea o en
reacciones nucleares en las cuales la partícula incidente es el producto de un
proceso convencional de decaimiento. A continuación se presentan diferentes
fuentes de neutrones.
Fisión Espontanea
Muchos de los núclidos transuránicos tienen una apreciable probabilidad de
decaimiento mediante fisión espontánea. La fuente más común de fisión
espontánea es el Cf-252, el cual tiene una vida media de 2.64 años. El
rendimiento de neutrones es de 0.116 n/s-Bq.
En un microgramo de muestra son producidos 2.30 x 10 6 n/s, por lo que
comparado con otro tipo de fuentes el Cf-252 involucra pequeñas cantidades.
19
2.7.2 EMISION DE ENERGIA
--- Radiación Electromagnética
La radiación electromagnética es una combinación de campos eléctricos y
magnéticos oscilantes, que se propagan a través del espacio transportando
energía de un lugar a otro. A diferencia de otros tipos de onda, como el sonido,
que necesitan un medio material para propagarse, la radiación electromagnética
se puede propagar en el vacío.
La radiación electromagnética se considera, por lo general, como una
partícula sin masa en reposo, llamada fotón, que viaja en forma de onda senoidal
a la velocidad de la luz, de manera que siempre se cumple la relación:
Donde:
10
c = la velocidad de la luz ( 3 x 10 cm/seg )
λ =s la longitud de onda de la radiación electromagnética ( cm )
-1
ν = la frecuencia de la onda ( seg )
20
A mayor longitud de onda menor frecuencia (y menor energía según la
relación de Plank)
La energía de esta radiación se expresa por:
E = hν
Donde:
E = la energía del fotón, (Joule o Mev).
h = la constante de Planck = 4.1357E-21
ν = la frecuencia de la onda (seg -1)
De acuerdo con esto, la energía de una onda electromagnética será mayor
si su frecuencia crece, esto es, la longitud de onda decrece. La energía será
menor en caso contrario.
Para nuestro caso, consideramos que existen dos manifestaciones de
radiación electromagnética. Una de ellas es la radiación gamma ( γ ) y la otra es la
radiación X.
Dependiendo del fenómeno estudiado, la radiación electromagnética se
puede considerar no como una serie de ondas sino como un chorro o flujo de
partículas, llamadas fotones. Esta dualidad onda-corpúsculo hace que cada fotón
tenga una energía directamente proporcional a la frecuencia de la onda asociada,
dada por la relación de Planck:
Ejemplo:
Calcule la longitud de onda de la radiación gamma del C-15.
De la Carta de Radionúclidos E = 5.2978 MeV
21
--- Radiación gamma
En este tipo de radiación el núcleo no pierde su identidad. Mediante esta
radiación el núcleo se desprende de la energía que le sobra para pasar a otro
estado de energía más baja. Emite rayos gamma, o sea fotones muy energéticos.
Este tipo de emisión acompaña a las radiaciones alfa y beta.
Z
A *
X ----> ZAX + gamma
Los rayos gamma se producen en la desexcitación de un nucleón de un
nivel o estado excitado a otro de menor energía y en la desintegración de isótopos
radiactivos. Los rayos gamma se diferencian de los rayos X en su origen, debido a
que estos últimos se producen a nivel extranuclear, por fenómenos de frenado
electrónico. Generalmente asociada con la energía nuclear y los reactores
nucleares, la radiactividad se encuentra en nuestro entorno natural, desde los
rayos cósmicos, que nos bombardean desde el sol y las galaxias de fuera de
22
nuestro Sistema Solar, hasta algunos isótopos radiactivos que forman parte de
nuestro entorno natural.
Debido a las altas energías que poseen, los rayos gamma constituyen un
tipo de radiación ionizante capaz de penetrar en la materia más profundamente
que la radiación alfa o beta. Dada su alta energía pueden causar grave daño al
núcleo de las células, por lo que son usados para esterilizar equipos médicos y
alimentos.
La energía de esta naturaleza se mide en megaelectronvoltios (MeV). Un
MeV corresponde a fotones gamma de longitudes de onda inferiores a 10 − 11 m
o frecuencias superiores a 1019 Hz.
--- Rayos X
Los rayos X se diferencian de los rayos gamma en su origen, debido a que
los primeros se producen a nivel extranuclear, por lo tanto no son de origen
nuclear y se producen mediante dos procesos distintos:
a) Bremsstrahlung ó energía de frenado
La Radiación de Bremsstrahlung es la radiación producida cuando una
partícula beta (electrón energético) es desacelerada a medida que interacciona
con el campo eléctrico negativo de la materia para crear fotones (rayos X).
23
b) Transición de electrones de orbitales externos a internos
El otro proceso mediante el cual se producen Rayos-X, se lleva a cabo
cuando uno de los electrones de las capas electrónicas internas del átomo,
mediante mecanismos que detallaremos más adelante, adquiere la energía
suficiente para brincar a una capa más externa, o en dado caso para abandonar el
átomo y formar un ión, dejando un hueco en su orbital inicial. Dicho orbital debe
ser llenado antes que los más externos.
En caso de que sí hubiese formación de un ión, los electrones brincarían
hacia adentro sucesivamente hasta que un solo electrón sea el que falte en la
órbita externa y, entonces, lo que se tendrá, será un ión ordinario.
Para que los electrones se acerquen al núcleo, como es nuestro caso,
deben perder energía. Esta pérdida de energía entre capa y capa se manifiesta en
forma de Rayos-X.
Una vez que la radiación X y γ han sido emitidas, no existe diferencia entre
ambas, comportándose como ondas electromagnéticas. Entonces, la única
diferencia entre ambas es el origen mediante el cual se producen.
24
2.8 DECAIMIENTO RADIACTIVO
2.8.1 DECAIMIENTO DE LOS NÚCLEOS RADIACTIVOS
Cuando un núclido emite radiación se dice que decae o sea que la
radiactividad es la desintegración del núcleo de por emisión espontánea de
partículas y/o fotones.
Cada núclido tiene, debido a sus características, un modo específico de
decaer. Aunque no necesariamente emitiendo un solo tipo de partículas, sino que
podría por ejemplo decaer en un 56% por emisión β+ y un 44% por emisión β- ,
como es el caso del
112
In (Fig. a). Esto quiere decir que si tenemos una muestra
de él, ésta decaerá por emisión +β en un 56% y en un 44% por emisión -β y
siempre decaerá de esa manera.
o bien decayendo el 100% por emisión de un solo tipo de radiación ya sea α o βcomo lo hace el 238U y el 90Sr ( Fig b y c)
25
Note que en el caso del
238
U, este se desintegra totalmente por emisión α
pero un 23% decae a un estado isomérico del
234
Th, emitiendo este una γ de
0.048 Mev de energía, (tomándose esto como una desintegración). El restante
77% de las desintegraciones lo llevan a
234
Th en su estado base.
En una muestra de un radionúclido específico la observación nos dice que
la rapidez de decaimiento se puede predecir estadísticamente. Esto quiere decir
que no todos los átomos de una muestra del mismo radioisótopo decaerán al
mismo tiempo. De manera tal que es posible estimar cuantos átomos decaerán en
un cierto período de tiempo. Las propiedades de decaimiento varían con el isótopo
particular de que se trate, por ejemplo el
rápidamente con respecto al
12
C es estable, y el
11
C decae muy
14
C que también es radiactivo. Además, el
11
C decae
por emisión +β y el 14C por emisión -β.
2.8.2 CADENAS DE DECAIMIENTO DE ELEMENTOS
RADIACTIVOS NATURALES
Las cadenas o series radiactivas son todos los elementos que provienen de
un mismo núcleo que decayó por emisiones o Alfa (α) o beta (β), en otro núcleo
que a su vez decae y así sucesivamente hasta llegar a un núcleo estable. Todos
los núcleos intermedios son miembros de la cadena. La cadena lleva el nombre
del elemento o núcleo del cual se origina. Existen cuatro cadenas naturales, es
decir, que el elemento original es naturalmente inestable y decaerá hasta llegar a
un isótopo estable. Estas cuatro cadenas son:
cadenas del
Th y
Th,
U,
para el
Np. Las
U son las más comunes en la Tierra ya que las vidas
medias de estos núcleos son del orden de la edad de la Tierra (
Th y
Uy
U) y existen con relativa abundancia. El
a.) es de vida media más corta y menos abundante y el
años para
U(
Np (
a.) cuya
vida media es tan corta que su cadena ya prácticamente desapareció de la
naturaleza. En las figuras siguientes se pueden observar las cadenas de
26
decaimiento del 232Th y del 238U nótese que cada cadena tiene un
comportamiento característico en el cambio del número de masa.
Diagrama del decaimiento del
Th
Diagrama del decaimiento del 238U
27
Además de las cadenas ya mencionadas existe otro elemento radiactivo de
origen natural, el
K que es ≈ 0.012% del potasio natural con una vida media
de 1.26 x1009años decayendo en
Ca con un 89% de probabilidad y en
Ar
con un 11%, ambos estables.
Diagrama de decaimiento del
K
2.9 LEY DEL DECAIMIENTO Y CONSTANTE DE DECAIMIENTO
Supongamos que tenemos una muestra de material radiactivo conteniendo
N átomos, los cuales decaerán con el transcurso del tiempo. Entonces, el número
de
átomos
que
decaerán
por
unidad
de
tiempo,
se
puede
escribir
matemáticamente en forma de cambios como:
La ecuación anterior podemos escribirla en forma diferencial, entonces:
28
Separando variables, integrando y tomando en consideración que en t = 0,
N = N0 y en t = t, N = N(t) obtenemos:
(a)
Donde:
N(t): es la cantidad de átomos de material radiactivo que existe en cualquier
tiempo.
N0: es la cantidad de átomos de material radiactivo que existen en t = 0.
λ: es la constante de decaimiento.
A la ecuación (a) se le conoce como ley del decaimiento radiactivo y es de
tipo exponencial, la cual nos indica la forma en que está decayendo un
radioisótopo con respecto al tiempo.
La dimensión de λ es 1/tiempo y es más fácil pensar en ella como
fracción/tiempo. Esta constante de decaimiento, λ, es igual para todos los átomos
del mismo radioisótopo y es independiente de la edad de un átomo en particular.
Ejemplo:
Calcular el número de átomos que tendrá una muestra de 1 μg de RA-226
después de 2000 años.
ecu 4.11
29
2.10 ACTIVIDAD
Se conoce con el nombre de actividad al número de átomos que se están
desintegrando
por
unidad
de
tiempo,
con
esto
podemos
hablar
de
desintegraciones por segundo (dps), lo cual expresado en términos matemáticos
es:
Por lo que, de acuerdo con la ecuación 4.11 al multiplicar por λ ambos lados
de la igualdad, se tiene:
.
A=
-t‫ג‬
A0e
30
Donde:
A0 : Actividad de la muestra al tiempo t = 0
A: Actividad de la muestra al tiempo t
λ : Constante de decaimiento
Como unidad de actividad se utiliza generalmente el Curie (Ci) que está
definido como la cantidad de un núclido radiactivo desintegrándose a una razón de
3.7 x 1010 dps. También se emplean submúltiplos de esta unidad, tales como el
milicurie (mCi) y el microcurie (μCi).
1 mCi = 3.7 x 107 dps
1 μCi = 3.7 x 104 dps
Actualmente, la unidad de actividad, es el Becquerel (Bq), el cual es
definido como una desintegración por segundo, entonces:
1 Bq = 2.7027 x 10-11Ci
Ejemplo:
Determine la actividad en Curies de la muestra del Ejemplo anterior.
31
El comportamiento de la actividad, con respecto al tiempo, se presenta en la
siguiente figura
2.10.1 PERIODO DE SEMIDESINTEGRACION
El periódo de semidesintegración (t1/2 ) es el intervalo de tiempo durante el
cual se desintegran la mitad de los átomos radiactivos presentes en una muestra,
(tiempo en que la actividad inicial de una muestra radiactiva se reduce a la mitad),
viene dado por:
32
La ley exponencial de desintegración es característica de todos los
procesos radiactivos. La ley da cuenta igualmente de la desaparición por
desintegración de partículas inestables de vida corta y estados excitados, así
como de elementos radiactivos de vida larga.
Ejemplo:
Calcule el periodo de semidesintegración de una muestra que tiene una
actividad inicial de 5 μCi y 10 días después tiene una actividad de 0.2 μCi.
2.10.2 ACTIVIDAD ESPECÍFICA
La actividad específica se define como la actividad por unidad de masa
(ó volumen) de la muestra del radioisótopo y puede ser calculada mediante:
33
M : Peso atómico de la muestra.
N : Número de Avogadro.
A
λ : Constante de decaimiento del radionúclido.
Ejemplo:
16
Determine la actividad específica del
N.
34
3.0 LOS REACTORES NUCLEARES
Un reactor nuclear es un dispositivo en donde se produce una reacción
nuclear controlada. Se puede utilizar para la obtención de energía en las
denominadas centrales nucleares, la producción de materiales fisionables, como el
plutonio, para ser usados en armamento nuclear, la propulsión de buques o de
satélites artificiales o la investigación. Una central nuclear puede tener varios
reactores. Actualmente solo producen energía de forma comercial los reactores
nucleares de fisión, aunque existen reactores nucleares de fusión experimentales.
La potencia de un reactor de fisión puede variar desde unos pocos kW térmicos a
unos 4500 MW térmicos (1500 MW "eléctricos"). Deben ser instalados en zonas
cercanas al agua, como cualquier central térmica, para refrigerar el circuito, y se
emplazan en zonas sísmicamente estables para evitar accidentes. Poseen
grandes medidas de seguridad. No emiten gases que dañen la atmósfera pero
producen residuos radiactivos que duran decenas de miles de años, y que deben
ser almacenados para su posterior uso en reactores avanzados y así reducir su
tiempo de vida a unos cuantos cientos de años.
Un reactor nuclear es una instalación capaz de iniciar, mantener y controlar
las reacciones de fisión en cadena, con los medios adecuados para extraer el
calor generado, La energía liberada por la fisión de los átomos del combustible es
capturada como calor, ya sea en un gas o en agua y es usada para producir el
vapor que hará girar las turbinas acopladas a un generador de energía eléctrica.
3.1 PRINCIPALES COMPONENTES DE UN REACTOR NUCLEAR
Un reactor nuclear consta de varios elementos, que tienen cada uno un papel
importante en la generación del calor. Estos elementos son:

Combustible.- Formado por un material fisionable, generalmente un
compuesto de uranio, en el que tienen lugar las reacciones de fisión, y por
35
tanto, es la fuente de generación del calor. El Uranio se encuentra
generalmente como pastillas de óxido de uranio (UO2) ordenadas dentro de
tubos que forman las barras de combustible. Las barras son dispuestas en
armaduras de combustibles en el núcleo del reactor.

Moderador.- Este es un material que disminuye la velocidad de los
neutrones liberados por la fisión llevándolos a neutrones lentos o térmicos,
de manera que pueden causar más fisión. Se emplean como materiales
moderadores el agua, el grafito y el agua pesada.

El refrigerante.- Es un material que circula a través del núcleo y extrae el
calor generado por el combustible del reactor. Generalmente se usan
refrigerantes líquidos, como el agua ligera y el agua pesada, o gases como
el anhídrido carbónico y el helio.

Barras de Control.- Son los elementos de control, que actúan como
absorbentes de neutrones, permiten controlar en todo momento la
población de neutrones, y por tanto, la reactividad del reactor. Los
elementos de control tienen formas de barras, y son fabricadas con
materiales que absorben neutrones como el cadmio, hafnio, o boro, y son
insertadas o retraídas del núcleo para controlar la tasa de reacción, o para
detenerla.

Vasija (Contención primaria).- Es un contenedor de acero que contiene al
núcleo del reactor y a una serie de tubos que contienen al combustible

Contención Secundaria.- Estructura alrededor del núcleo del reactor que
está diseñado para protegerlo de intrusiones del exterior, y para proteger a
quienes están afuera de los efectos de la radiación o cualquier desperfecto
en su interior, se trata de una estructura de concreto y acero de un metro de
espesor.
36
3.2 PLANTAS NUCLEARES EN PRODUCCION COMERCIAL
Los reactores industriales pueden dividirse en los siguientes tipos
principalmente: de agua pesada (CANDU), de agua presurizada (PWR), de agua
hirviente (BWR) y de gas (AGR), entre los más utilizados en el mundo.
Existen varios tipos de reactores como se indica en la siguiente tabla
Tipo de
Reactor
Principales
Cantidad Combustible Refrigerante Moderador
Países
Reactor de
Agua
Presurizada
(PWR)
US,
Francia,
Japón,
Rusia
Reactor de
Agua
Hirviente
(BWR)
US, Japón, 95
Suecia
México
252
agua
agua
UO2
enriquecido
agua
agua
UO2
enriquecido
Reactor
Canadá
Agua
Argentina
Pesada
Presurizada
“CANDU”
(PHWR)
34
UO2 natural
agua pesada agua
pesada
Reactor
Enfriado a
Gas
(Magnox &
AGR)
Gran
Bretaña
34
U natural
(metal),
UO2
enriquecido
CO2
TOTAL
428
grafito
La mayoría de los reactores necesitan ser apagados para reaprovisionarlos
de combustible, de una forma en que la vasija del reactor pueda ser abierta. En
este caso la recarga de combustible se efectúa cada 1 o 2 años, momento en que
de un cuarto a un tercio de los ensambles de combustible gastado son
reemplazados por ensambles nuevos.
Prácticamente todo combustible es un
óxido de uranio enriquecido.
37
3.3 PRINCIPALES TIPOS DE REACTORES EN OPERACIÓN
--- Reactor de Agua Presurizada (PWR)
El PWR es un reactor de agua a presión (por sus siglas en inglés:
Pressurized Water Reactor), es un tipo de reactor nuclear que usa agua como
refrigerante y moderador de neutrones. En un PWR, el circuito primario de
refrigeración está presurizado con el fin de evitar que el agua alcance su punto de
ebullición, de aquí el nombre de este tipo de reactores. El PWR es uno de los tipos
de reactores más utilizados a nivel mundial. Hay más de 230 reactores tipo PWR
en uso para la generación de energía eléctrica (los PWR producen típicamente
entre 900 y 1500 MW eléctricos), y varios cientos más que se usan para
propulsión naval. El PWR fue diseñado originalmente para ser utilizado como
planta de energía en un submarino nuclear. El diseño se distingue por tener un
circuito primario de refrigeración que fluye a través del núcleo bajo grandes
presiones, y un circuito de refrigeración secundario en donde se genera el vapor
para mover las turbinas de propulsión.
Esquema de Funcionamiento de un Reactor Tipo PWR
38
En un PWR (y en la mayoría de los reactores nucleares de potencia), el
combustible nuclear (C) calienta el agua del circuito primario entregando calor por
conducción térmica a través de la vaina que contiene al combustible. El agua
calentada por el combustible nuclear, se bombea (P1) hacia un tipo de
intercambiador de calor llamado generador de vapor (B), en donde el calor del
agua del circuito primario se transfiere hacia el agua del circuito secundario para
convertirla en vapor. La transferencia de calor se lleva a cabo sin que el agua de
los circuitos primario y el secundario se mezclen ya que el agua del circuito
primario es radioactiva, mientras que es necesario que el agua del secundario no
lo sea. El vapor que sale del generador de vapor se utiliza para mover una turbina
(T) que a su vez mueve un generador eléctrico (G).
Un reactor PWR tiene estructuras de combustible de 200 a 300 barras cada
una, dispuestas verticalmente en el núcleo conteniendo en total de 80 a 100
toneladas de uranio.
El agua dentro del núcleo alcanza unos 325°C, por ello debe ser mantenida
bajo presiones de unas 150 atmósferas para impedir que hierva.
--- Reactor de Agua Hirviente (BWR)
Un reactor de agua en ebullición (BWR) (por sus siglas en inglés: Boiling
Water Reactor), es un tipo de reactor nuclear de agua ligera (LWR en inglés),
diseñado por General Electric a mediados de la década de los cincuenta, y en el
que el agua común se utiliza como refrigerante y moderador. Ésta alcanza la
ebullición en el núcleo, formando vapor que se utiliza para impulsar la turbina que
mueve el generador eléctrico.
39
Esquema de Funcionamiento de un Reactor Tipo PWR
En un reactor del tipo BWR sólo se utiliza un circuito en el cual el
combustible nuclear (C) hace hervir el agua produciendo vapor. Este último
asciende hacia una serie de separadores y secadores que lo separan del caudal
del agua de refrigeración, reduciendo el contenido humedad del vapor, lo cual
aumenta la calidad de éste. El vapor seco fluye entonces en dirección a la turbina
(T) que mueve el generador eléctrico (G). Tras esto el vapor que sale de la turbina
pasa por un condensador (K) que lo enfría obteniéndose nuevamente agua liquida,
la cual es impulsada mediante bombas (P) de nuevo hacia el interior de la vasija
que contiene el núcleo (V). Dado que el vapor fluye desde el reactor, éste se
comporta como una máquina térmica convencional, pudiendo existir asociadas
otras partes como separadores de humedad adicionales (denominados en inglés
MSR) entre la turbina y el condensador que aumenten la eficiencia de la máquina.
La potencia del reactor se controla mediante dos métodos:
1. Introduciendo o retirando barras de control (D) y
2. modificando el flujo de agua a través del núcleo del reactor.
40
Un reactor BWR tiene estructuras de combustible de 90 a 100 barras cada una,
dispuestas verticalmente en el núcleo conteniendo en total de 135 a 145 toneladas
de uranio.
---Reactor de Agua Pesada Presurizada (PHWR o CANDU)
El reactor CANDU es un reactor de agua pesada presurizada (PHWR sus
siglas en inglés) diseñado a finales de los años 1950 por una asociación conocida
como Ontario Power Generation. El acrónimo "CANDU" es una marca registrada
de Atomic Energy of Canada Limited, de la expresión "CANadá Deuterio Uranio",
en referencia a su moderador de neutrones de óxido de deuterio (agua pesada) y
su utilización de uranio natural como combustible. Todos los reactores de energía
actuales de Canadá son del tipo CANDU, y Canadá comercializa este producto en
el extranjero.
CANDU utiliza como combustible óxido de uranio natural no enriquecido (0,7% de
U-235); en consecuencia, necesita un moderador de neutrones más eficiente que
la mayoría de otros reactores, en este caso el agua pesada (D2O), óxido de
deuterio. Esto significa que puede funcionar sin necesidad de costosas
instalaciones para el enriquecimiento de uranio. La mayoría de países menos
desarrollados consideran que esto es atractivo porque no pueden permitirse
41
instalaciones de enriquecimiento, y no pueden asegurarse el acceso al uranio
enriquecido. El moderador es un gran depósito, llamado calandria, atravesado por
varios cientos de tubos de presión horizontales, que constituyen los canales para
el combustible, refrigerados por un flujo de agua pesada a gran presión en el
circuito de refrigeración primario, alcanzando los 290 °C. La alta presión dentro del
depósito evita la ebullición del agua pesada. En el reactor de agua presurizada el
refrigerante primario genera en el circuito secundario una corriente que mueve las
turbinas. El CANDU está diseñado de modo que no requiere grandes recipientes
de presión, puesto que los utilizados habitualmente en los reactores de agua ligera
son extremadamente caros. En su lugar, el reactor presuriza sólo pequeños tubos
que contienen el combustible. Estos tubos están construidos de una aleación de
circonio (Zircaloy), que es relativamente transparente a los neutrones.
Un ensamblaje de combustible CANDU lo compone un haz de 37 barras de
combustible de medio metro de largo (grageas cerámicas (pellets) en tubos de
zircaloy) más una estructura de soporte, con 12 guías discurriendo de punta a
punta en un canal de combustible. Las barras de control penetran en la calandria
verticalmente, y un sistema secundario de apagado consiste en inyectar una
solución de nitrato de gadolinio en el moderador.
--- Reactor Avanzado Enfriado por Gas (AGR)
Un reactor refrigerado por gas avanzado (o AGR, acrónimo de Advanced
Gas cooled Reactor en inglés),
Todas las centrales eléctricas de AGR se configuran con dos reactores, cada
reactor con una salida de energía de entre 555 MWe y 625 MWe.
Estos son los reactores Británicos de Segunda Generación enfriados a gas,
que usan un moderador de grafito y dióxido de carbono como refrigerante. El
combustible son pastillas de óxido de uranio, enriquecidos al 2,5 -3,5%, en tubos
de acero inoxidable. El dióxido de carbono circula a través del núcleo alcanzando
650°C y luego a través de los tubos de generadores de vapor fuera del él, pero
42
aún dentro de la cuba de presión de concreto y acero. Las barras de control
penetran en el moderador y un sistema de apagado secundario incluye la
inyección de nitrógeno al refrigerante.
El AGR fue desarrollado a partir del reactor Magnox, también moderado con
grafito y enfriado con CO2, y una cantidad de estos están todavía operando en la
Gran Bretaña. Usan uranio natural como combustible, en forma metálica.
El AGR tiene una buena eficacia termal (cociente generado/calor generado
de la electricidad) de el cerca de 41%, que es mejor que moderno reactores de
agua presurizada cuáles tienen una eficacia termal típica de el 34%. Esto es en
gran parte debido a la temperatura más alta del enchufe del líquido refrigerador del
°C cerca de 640 (1,184°F) práctico con refrescarse del gas, comparado al °C
cerca de 325 (617°F) para PWRs. Sin embargo el núcleo del reactor tiene que ser
más grande para la misma salida de energía, y el cociente de la combustión
nuclear del combustible en la descarga es más bajo así que el combustible se
utiliza menos eficientemente, contradiciendo la ventaja termal de la eficacia.
43
4.0 PROTECCION RADIOLOGICA
Se debe considerar que con los adelantos tecnológicos, el hombre cada vez
está más expuesto a las radiaciones ionizantes, tanto de una forma natural, por
exposiciones médicas, como por causa de su ocupación profesional. Con el uso
de las radiaciones, con fines pacíficos, se está adquiriendo una cultura de
protección contra los efectos que ellas pueden causar a los seres vivos y los
materiales.
El objetivo fundamental de la Protección Radiológica es proteger a los
individuos, sus descendientes y al medio ambiente, de los efectos que el uso de
las radiaciones ionizantes les pueden ocasionar. Para tal propósito se establecen
normas y reglamentos para limitar la exposición a la radiación.
Existen tres factores fundamentales para cumplir con el objetivo de la Protección
Radiológica de minimizar la exposición externa de las radiaciones ionizantes los
cuales son: Tiempo, Distancia y Blindaje. El desarrollo de las ecuaciones se verán
en el transcurso del tema.
4.1 MAGNITUDES Y UNIDADES
Se sabe, que al decaer un material radiactivo éste emite energía cuya
cantidad es proporcional a la actividad que tenga la fuente de material radiactivo
utilizada. Dicha energía liberada es absorbida por el medio circundante
causándole algún efecto, para medir la cantidad de energía absorbida se han
definido las siguientes unidades: Dosis de exposición, rapidez de dosis de
exposición; dosis absorbida y rapidez de dosis absorbida, equivalente de dosis y
rapidez de equivalente de dosis
44
4.1.1 DOSIS DE EXPOSICION Y RAPIDEZ DE EXPOSICION
La exposición (X) cuantifica la cantidad de energía electromagnética
depositada en el aire. La unidad de exposición es el Roentgen (R) que se define
como la cantidad de radiación electromagnética que en un centímetro cúbico de
aire seco produce una unidad electrostática de carga (2.083 x 109 pares de
iones/cm3 = 2.58 x 10-4 C/Kg).
Como la energía de ionización del aire es de 32eV y su densidad en
condiciones normales es 1.227 x 10-3 g/cm3, podemos concluir que la energía
depositada en el aire es:
-4
1R= 87.02 x 10 J/Kg
La rapidez con la cual es depositada la energía como resultado de la
interacción de la radiación electromagnética con la masa de aire es llamada
rapidez de exposición (=dX/dt) y tiene unidades de Roentgen por unidad de
tiempo.
Se debe enfatizar que los conceptos de exposición y rapidez de exposición
sólo se emplean para radiación electromagnética que incide en el aire. Estos
términos no se deben usar para neutrones o partículas cargadas.
La rapidez de exposición se encuentra a partir de la velocidad con la que la
radiación electromagnética es emitida y está dada por:
ecu 5.1
Donde Γ es el nivel de radiación Gamma para una actividad de un Curie a
un metro de distancia de una fuente de material radiactivo preestablecido
(constante especifica gamma)
45
Donde
A: Actividad de la fuente radiactiva (Ci)
r: Distancia a la fuente radiactiva (m)
Cuando no se cuenta con los valores de la constante especifica gamma, la
rapidez de exposición se puede calcular por la ecuación 5.2, la cual dará valores
conservadores.
ecu. 5.2
Donde
A: Actividad de la fuente (Ci)
r: Distancia a la fuente (ft)
Ei: Energía de los fotones emitidos (MeV)
46
47
Ejemplo:
Una fuente nueva de Ir-192 para gammagrafía tiene una actividad de 100
Ci, determine por la ecuación 5.1 y 5.2 la rapidez de exposición a 1.5 m de
distancia de la fuente
b) Con la ecuación 5.2
48
4.1.2 DOSIS ABSORBIDA Y RAPIDEZ DE DOSIS ABSORBIDA
Una cantidad que relaciona en forma directa los efectos de la radiación en
cualquier material es la Dosis Absorbida (D), que técnicamente se define como el
cociente de la energía promedio depositada por la radiación ionizante (dE) en una
cantidad de masa del material expuesto (dm).
Ecu. 5.3
La unidad para la Dosis Absorbida es el Gray (Gy)
1 Gy = 1.0 J/Kg
Una unidad especial, utilizada con anterioridad es el rad cuya equivalencia
es:
1 Gy = 100 rad
Con esta unidad se tiene la facilidad de efectuar una equivalencia entre la
exposición y la Dosis Absorbida mediante la ecuación
ecu. 5.4
Donde :
D: Dosis Absorbida (rad)
49
X: Exposición (R)
(μ/ρ)M: Coeficiente de atenuación másico del material (cm2/g)
(μ/ρ)A: Coeficiente de atenuación másico del aire (cm2/g)
La fígura siguiente muestra la Energía Absorbida para los principales tejidos
del cuerpo humano en función de la exposición y la energía de la radiación. De
ella se puede considerar de una forma conservadora que un rad equivale a un
Roentgen.
50
Tabla 5.2 Coeficiente de Atenuación Másico cm2/g
51
52
53
La rapidez de Dosis Absorbida es la razón con la cual la dosis absorbida es
depositada en el material, ésta es denotada con la letra y es medida en unidades
de Gray/seg ó rad/por unidad de tiempo.
Ejemplo:
Calcule la Dosis absorbida en una placa de fierro la cual está expuesta a
una fuente radiactiva de Co-60 de 3.7 x 1011 Bq a 3.5 m de distancia por 24
horas.
54
4.1.3 EQUIVALENTE DE DOSIS Y RAPIDEZ DE EQUIVALENTE DE
DOSIS
El efecto de la radiación ionizante en los seres vivos depende de la cantidad
de energía que se deposita por gramo de materia, así como de la distribución de
esta deposición a lo largo de la trayectoria de la radiación a través de organismo.
Los daños que ocasiona la radiación están ligados en una forma directa con su
poder de ionización, así las partículas causarán un mayor daño que la radiación
electromagnética.
Para tomar en cuenta lo anterior se introduce un parámetro llamado Factor
de Calidad (Q) el cual se cuantifica en función del poder de frenado por colisión
(L∞) en agua en el punto de interés. Cuando no se conoce la distribución de la
radiación en L∞ en todos los puntos del volumen de interés, se pueden emplear
valores aproximados para Q relacionados con varios tipos de radiación primaria.
Para este propósito la tabla 5.3 muestra los valores utilizados tanto para radiación
interna como externa.
El factor de calidad representa el daño psicológico que produce cualquier
tipo de radiación con respecto al daño biológico que produce la radiación gamma
para una dosis absorbida específica o dada.
TABLA 5.3 FACTORES DE CALIDAD
TIPO DE RADIACION
Q
Rayos X, Rayos γ y Electrones (β)
1
Neutrones, protones y partículas con una sola carga, con una masa en reposo
superior a 1 uma y de energía desconocida
10
Neutrones Térmicos
2.3
Partículas α, partículas con carga múltiple y energía desconocida
20
55
Con fines de protección radiológica se ha encontrado conveniente introducir
una magnitud que correlaciona la dosis absorbida con los efectos de deletereos
que la exposición a la radiación causa en el tejido, dicho parámetro es el
Equivalente de Dosis (H) en un punto de tejido y se expresa por la ecuación:
H =DQN
ecu. 5.5
Donde
D: Dosis Absorbida (Gy).
Q: Factor de Calidad de la Radiación.
4.2 TIEMPO, DISTANCIA Y BLINDAJE
Dentro de los puntos que se deben cumplir para alcanzar el objetivo de la
Protección Radiológica está el de minimizar la exposición a la radiación
(irradiación externa) producida por fuentes externas al organismo, lo cual se logra
siguiendo las recomendaciones de la filosofía ALARA (tan bajo como
razonalmente sea posible).
Para alcanzar este propósito se manejan tres parámetros fundamentales
que son: El tiempo de exposición, la distancia a la fuente radiactiva y la utilización
de blindajes.
4.2.1 TIEMPO
La deposición de la energía en el cuerpo humano es directamente
proporcional al tiempo que se está expuesto a una fuente radiactiva, por tal motivo
se debe estar el menor tiempo posible expuesto a un campo radiactivo con el fin
de evitar posibles daños al organismo.
56
4.2.2 DISTANCIA
Otro de los parámetros importantes para disminuir la exposición a la
radiación es la distancia a la fuente radiactiva. Como se observa en la ecuación
5.1 la rapidez de exposición es inversamente proporcional al cuadrado de la
distancia que existe entre la fuente y el punto de interés.
Para que el enunciado anterior sea valido es necesario que, la distancia
entre la fuente y el punto de interés sea lo suficientemente grande para que la
fuente se considere puntual. Así se puede efectuar el siguiente desarrollo.
Si se está a una distancia r1 de la fuente radiactiva, la rapidez de
exposición en ese punto estará dada por
De donde
ecu 5.6
Si la distancia a la fuente cambia (r2) la rapidez de exposición será
Por lo tanto
ecu 5.7
57
Igualando la ecuación 5.6 con la ecuación 5.7 se tiene que la rapidez de
exposición varía con forme a la "ley del inverso del cuadrado de la distancia",
como lo indica la expresión.
ecu 5.8
En la figura siguiente se ve la causa por la cual la intensidad de la radiación
disminuye al ir aumentando la distancia entre el punto de interés y la fuente
emisora de radiación.
Dependencia de la exposición con respecto a la distancia.
4.2.3 BLINDAJE
Para el caso de fuentes de radiación externas al cuerpo humano, la
exposición puede reducirse con la interposición de un material entre la fuente y el
receptor; si los materiales se colocan con dicho propósito, se les denomina
blindaje. El tipo y a la cantidad de blindaje a usar depende de diversas variables
como son: El tipo de radiación, la actividad de la fuente, el mismo material de
blindaje, etc.
--BLINDAJE PARA ALFAS
La radiación α en una Central Nucleoeléctrica no representa un problema,
debido a que su producción principal es en el combustible y como éste se
encuentra contenido en el envainado y a su vez en la vasija del reactor. Si
ocurriera una fractura del envainado, los emisores alfa serían arrastrados por el
58
refrigerante teniéndose entonces una fuente potencial de exposición a alfas en los
lugares donde existiesen fugas de refrigerante.
En tal caso, debido al bajo poder de penetración de las partículas α, unos
cuantos centímetros de aire bastarán como blindaje para que toda la energía
fuese depositada en él.
--BLINDAJE PARA BETAS
El poder de penetración de las partículas β es mayor al de las partículas α,
por tal razón es necesario utilizar algún material diferente al aire como blindaje. Se
debe considerar que la radiación -β produce radiación de frenado, así los
materiales que se utilicen como blindajes para betas debe tener un número
atómico bajo.
--BLINDAJE PARA RADIACION ELECTROMAGNETICA
La radiación electromagnética es la más penetrante, por tal motivo es que
requiere como blindaje únicamente de masa. Los materiales más densos como el
Plomo, Uranio, Fierro, etc., servirán como mejor blindaje para este tipo de
radiación.
Los análisis completos de blindajes conducen a ecuaciones complicadas,
por esta razón se manejarán resultados que se obtienen a partir de la síntesis de
unos cuantos pasos analíticos. El principal problema es determinar el espesor del
material que se utilizará como blindaje, para reducir la exposición a valores
deseados.
El campo de rapidez de exposición que rodea a una fuente puntual
colimada sin blindaje esta dado por la ecuación 5.1. Si se coloca un blindaje entre
la fuente y el receptor.
59
Uso de blindaje para una fuente puntual colimada
Entonces la radiación electromagnética se atenúa exponencialmente a
través de dicho blindaje y la rapidez de exposición está dada por la siguiente
ecuación.
Donde :
Ẋ : Rapidez de exposición con blindaje (R/hr)
Ẋ o: Rapidez de exposición sin blindaje (R/hr)
μ: Coeficiente de atenuación lineal del material usado como blindaje (cm -1)
a: Espesor del blindaje
El coeficiente de atenuación lineal nos representa la probabilidad por unidad
de longitud de la interacción de la radiación electromagnética con el medio. Este
coeficiente depende de la energía de la radiación y es característica del medio.
Ejemplo:
Si desea guardar en un recipiente de fierro una fuente radiactiva de 1 Ci,
que emite un fotón gamma de 1 MeV en el 75% de sus decaimientos, ¿De qué
60
espesor debe ser el blindaje para que la rapidez de equivalente de dosis sea de
10-5 Sv/hr a un metro de la fuente?
De la tabla 5.2
61
Un término que se utiliza con frecuencia para el cálculo de blindajes es la
capa hemirreductora (a1/2) que se define como el espesor necesario de un
blindaje para que la intensidad de la radiación disminuya a la mitad de la original.
Aplicando la definición en la ecuación 5.9 se tiene.
Cuando se conoce el número de capas hemireductoras (n) que se colocan
como blindaje, la intensidad de la radiación se disminuirá por un factor de 2 n, por
lo tanto la rapidez de exposición será
Ejemplo:
Calcule el espesor de la capa hemireductora para el concreto (ρ = 2.35
g/cm3) y determine el número necesario de estas para disminuir la rapidez de
exposición a 2.5 mR/hr, en un punto que está 1.5 m de una fuente de Cs-137 de
5Ci.
62
De la tabla 5.2
En la práctica las fuentes normales de radiación no están colimadas,
entonces en el blindaje se presentaran dispersiones de la radiación de tal manera
que en el punto de interés puede llegar una mayor radiación que cuando la fuente
es colimada.
Para tomar en cuenta esta contribución a la ecuación 5.9 se le debe de
incluir un término llamado factor de incremento (B), también conocido como
63
BUILDUP. Este factor es propiedad del material de blindaje el cual depende de la
energía de la radiación y del blindaje.
Uso de blindaje para una fuente puntual no colimada.
Los factores de B para una fuente puntual y diversos blindajes están
tabulados en la tabla 5.4
Ejemplo:
Se tiene una fuente de Ir-192 de 50 Ci, se desea tener una rapidez de
equivalente de dosis a 1m de 2.5 x 10 -5 Sv/hr y se cuenta con una placa de
plomo de 4.7 cm. Es suficiente el espesor de dicha placa para obtener el límite
deseado,
a) Si no se considera el factor de incremento.
b) Si se considera el factor de incremento.
64
a)
H=0.87X(1)(1)
Si
65
b) De la 5.3 y efectuando las interpolaciones correspondientes se obtiene
.-µa
H= BHe
66
67
--BLINDAJE PARA NEUTRONES
En una Central Nucleoeléctrica la forma de obtener energía es por medio de
la fisión nuclear. En este proceso existe la producción de radiación neutrónica y
por tal motivo debe de tomarse en cuenta para los fines de la Protección
Radiológica.
Como el campo neutrónico que se produce en el reactor es grande es
necesario utilizar algún material de blindaje. Dicho material debe cumplir tres
tareas principales.
a) Disminuir la energía cinética de los neutrones (moderar).
b) El material debe tener gran sección eficaz microscópica de
c) absorción para neutrones térmicos.
d) Absorber la radiación secundaria generada, casi toda como radiación gamma.
e) En caso de reactores, reflejarlos hacia el núcleo del reactor.
Para moderar los neutrones los materiales más efectivos son los que tienen
una masa atómica ligera, por ejemplo el hidrógeno. Por tal razón como blindaje
para neutrones se utilizan materiales hidrogenados (agua, parafina, concreto,
etc.).
4.3 CONTAMINACION RADIACTIVA
La contaminación se define como la deposición de material radiactivo en
algún lugar donde no es deseado. En una Central Nucleoeléctrica el principal
generador de material radiactivo es el núcleo del Reactor, ya que por el pasan
diversos materiales contenidos en el agua y se activan, iniciándose su distribución
por los diferentes sistemas de la Central.
68
Cuando existen fugas del agua o vapor que circulan por el Reactor se generan
puntos con contaminación radiactiva los cuales deben aislarse correctamente para
evitar la difusión de dicha contaminación y la posible incorporación del material
radiactivo al cuerpo, lo cual nos llevaría a tener una irradiación interna contra la
que no pueden usarse los tres factores fundamentales de la Protección
Radiológica.
4.3.1 CONTAMINACION INTERNA
Cabe mencionar que las fuentes radiactivas se clasifican en fuentes
selladas y en fuentes abiertas, las primeras se definen como todo material
radiactivo permanentemente incorporado a un material encerrado en una cápsula
hermética, con resistencia mecánica suficiente para impedir el escape del
radioisótopo o la dispersión de la sustancia radiactiva, en las condiciones
previsibles de utilización y desgaste; y las segundas, como todo material radiactivo
que durante su utilización puede entrar en contacto directo con el ambiente.
Con el uso de fuentes abiertas, existe la posibilidad de que el material radiactivo
se incorpore al cuerpo causando una contaminación interna. Las vías por las que
un emisor de radiación puede incorporarse al cuerpo son:
a) Inhalación
b) Ingestión
c) Absorción por la piel y heridas
Una vez incorporado el radionúclido éste llegará al torrente sanguíneo y
viajará a través de él causando un detrimento a los diferentes órganos del cuerpo,
antes de ser eliminado de él.
69
4.3.2 PERIODO DE SEMIDESINTEGRACION EFECTIVO
Al contaminarse internamente con una sustancia radiactiva el cuerpo
humano la considera como una sustancia química normal, la cual será eliminada
por los procesos de excreción normales del cuerpo y por el decaimiento radiactivo.
A partir de lo anterior se define un parámetro conocido como la constante de
decaimiento biológica λb que es la probabilidad de que el cuerpo elimine el
radionúclido por unidad de tiempo.
Considerando los dos procesos, la concentración del radionúclido variará con
respecto del tiempo de acuerdo a la siguiente proporcionalidad.
Se define como el período de semidesintegración efectivo (T½E) como al
tiempo necesario para eliminar la mitad de la concentración de un radionúclido
incorporado al organismo por procesos biológicos y por decaimiento radiactivo, y
está dado por:
La ecuación anterior se puede escribir también como:
Donde:
70
(T½)b: es el período de semidesintegración biológica (vida media biológica) la
cual representa el periodo del tiempo necesario para que la mitad de una
sustancia ingerida, sea excretada del cuerpo.
En la tabla 5.5 se dan los valores para (T½)b de algunos núclidos.
Ejemplo:
Determine el periódo de semidesintegración efectivo para el Sr-90.
De la tabla anterior y de la carta de radionúclidos se tiene.
71
72
4.4 SISTEMA DE LIMITACION DE DOSIS
Para conseguir los objetivos señalados para la protección radiológica se ha
recomendado un sistema de limitación de dosis cuyo propósito es asegurar que no
hay fuentes de exposición injustificadas en relación con el beneficio que produce
ésta, que todas las exposiciones necesarias se mantengan tan bajas como es
razonalmente practicable y que el equivalente de dosis recibida no excede ciertos
límites establecidos.
4.4.1 EFECTOS DE LA RADIACION IONIZANTE EN LA SALUD
En la industria nuclear como en todo tipo de industria existen riesgos
profesionales los cuales pueden conducir a daños en la salud. El margen de riesgo
calculado para la industria nuclear es de 10-4 a 10-5 por año cuando se trabaja
dentro de los límites de equivalente de dosis. Este riesgo es medido por un
término conocido como "detrimento a la salud" (G) el cual considera la suma de un
efecto i sobre la salud (gi) y la probabilidad de sufrir dicho efecto i (pi).
Donde P es el número de personas que conforman un grupo.
Los efectos sobre la salud se clasifican por la probabilidad de que ocurra dicho
efecto en: efectos "estocásticos", los cuales no tienen una dosis umbral y se
presentan cuando se esta expuesto a dosis bajas y crónicas, por ejemplo
inducción de cáncer, mutaciones genéticas, efectos degenerativos y acortamiento
de vida; y los efectos "No estocásticos" los cuales tienen una dosis umbral y se
presentan con dosis altas y agudas, por ejemplo el conocido síndrome a la
radiación (ver tabla 5.6)
73
Los efectos a la salud también tienen una clasificación en base a quien le ocurren
los daños, así los efectos "somáticos" son los que se manifiestan en la persona
que se ha expuesto a la radiación ionizante, y los efectos "genéticos" que son los
que se presentan en los descendientes (generaciones) de la persona que se
expuso a la radiación.
4.4.2 APLICACION DEL SISTEMA DE LIMITACION DE DOSIS
El establecimiento de límites de equivalente de dosis tiene como finalidad
evitar los efectos no estocásticos y limitar la ocurrencia de los estocásticos a un
nivel aceptable. Con respecto a los límites de equivalente de dosis no se debe de
considerar las contribuciones de cualquier acto médico o de la radiactividad
"natural", ya que se han establecido para exposición profesional.
Para la aplicación del sistema se establecen límites y niveles de referencia,
el límite es un valor que no debe ser superado y son del tipo primario, secundario,
derivados y autorizados; el nivel de referencia es el valor de una magnitud que
sirve para decidir una conducta determinada y son de registro, de investigación y
de intervención.
74
Los límites primarios se definen para el equivalente de dosis, o en casos
apropiados, al equivalente de dosis comprometido a los órganos o tejidos y se
aplican a cada individuo, y en caso de irradiación del público, al grupo crítico. Los
límites secundarios para irradiación externa índice profundo de equivalente de
Dosis (HI,P) e índice superficial de equivalente de dosis (HI,S) e interna límite
anual de incorporación (ALI) se utilizan cuando los límites primarios no pueden
aplicarse directamente. Los límites derivados se relacionan con las condiciones
ambientales, la contaminación del aire, del agua y superficies, etc., se determinan
a partir de los límites primarios por medio de un modelo definido. Por último los
límites autorizados son aquellos establecidos por el organismo regulador para
cualquier magnitud, en general son inferiores a los límites derivados y tienen
prioridad sobre estos mismos límites.
En el caso de los niveles de referencia, se tiene que los niveles de registro
es un valor que se define para el equivalente de dosis o incorporación de un
radionúclido por encima del cual la información tiene utilidad desde un punto de
vista de la seguridad radiológica para conservación. Los niveles de investigación
se puede definir como los valores del equivalente de dosis o incorporación por
encima de los cuales se considera que los resultados son suficientemente
importantes para justificar una investigación de las causas por las que se rebasó.
Los niveles de intervención son valores previamente establecidos de tal forma que
si el valor de una magnitud de seguridad radiológica lo excede deben de tomarse
acciones correctivas.
75
76
77
4.5 EXPOSICION PROFESIONAL
La principal responsabilidad en la protección de los trabajadores recae en la
Gerencia de cualquier institución que utilice fuentes de radiación para uso
industrial. En las Centrales Nucleoeléctricas se cuentan con un grupo de personal
técnicamente competente para aconsejar en todos los aspectos pertinentes de la
Protección Radiológica y proveer los servicios técnicos que sean necesarios para
la aplicación de las recomendaciones apropiadas.
4.5.1 CONDICIONES DE TRABAJO
Debido a que la exposición a la radiación ionizante por parte de los
trabajadores varía entre márgenes muy amplios, es conveniente dividir las
condiciones de trabajo en dos tipos:
Condición de trabajo A.- Condición de trabajo donde la exposición anual
puede exceder tres décimas partes de los límites de equivalente de dosis. Los
trabajadores que laboran en este tipo de condición deben estar sujetos a
supervisión médica especial y un sistema de monitoreo radiológico individual que
incluya tanto monitoreo externo como interno.
Condición de trabajo B.- Condición de trabajo donde es muy improbable
que la exposición anual exceda las tres décimas partes de los límites de
equivalentes de dosis, en este tipo de condición no es necesario tener una
vigilancia individual aunque se pude efectuar ocasionalmente como método para
confirmar las condiciones satisfactorias.
78
4.5.2 CLASIFICACION DE LAS AREAS DE TRABAJO
Las áreas de trabajo en una Central Nuclear se clasifican de acuerdo al
potencial del nivel de exposición en dos tipos, que son: Áreas no controladas y
Áreas controladas.
Las áreas no controladas son aquellas en que el nivel de radiación es tan
bajo que las personas que se encuentran en ella no rebasan el límite de
equivalente de dosis para público (5mSv).
En las áreas controladas los niveles de exposición sobre pasan el límite de
5 mSv, por tal motivo tienen acceso controlado y sujeto a instrucciones operativas.
Estas áreas deben ser marcadas con señales de precaución debidamente
colocadas, dichas señales contienen el símbolo internacional de la radiación
ionizante (ver figura 5.6) y la leyenda de "PELIGRO", así como el tipo de área
controlada de las cinco posibles, que se mencionan a continuación.
a) Área con Material Radiactivo.- Es una área en la cual se usan o almacenan
materiales radiactivos con una cantidad de 10 veces mayor a la especificada en la
tabla 5.11, ó 100 veces mayor si se trata de uranio o tauro.
b) Área con Radiación.- Es aquella en que el equivalente de dosis a cuerpo
entero es mayor ó igual a 0.05 mSv en una hora (5 mrem/hr) σ a 1mSv (100
mrem) en cualquier período consecutivo de 5 días.
c) Área con Alta Radiación.- Es un área donde el equivalente de dosis es mayor
ó igual a 1mSv (100 mrem) en una hora.
d) Área con Contaminación.- En esta zona existe material radiactivo depositado,
el cual puede ser transferible o estar fijo, la rapidez de conteo para que el área se
79
determine contaminada es de 1000 dpm/100 cm2 y, se trata de un área con alta
contaminación cuando se tiene un conteo mayor o igual a 100000 dpm/100 cm 2
e) Área con Contaminación en el Aire.- Es el área donde la contaminación de
material radiactivo suspendido sea mayor al 25% de la concentración máxima
permisible (MCP) del radionúclido en cuestión.
80
Existen otros letreros de información para el personal que labora en las áreas con
radiación de los más importantes son:
Sitio Alara.- Es el lugar con más baja exposición dentro del área con radiación.
Partículas Calientes.- Este letrero indica que en la zona hay partículas activadas
las cuales tienen una alta carga electrostática y por lo tanto son fáciles de
adherirse a telas sintéticas.
81
4.6 LINEAMIENTOS DE SEGURIDAD RADIOLOGICA
La implementación de un programa de protección radiológica dentro de una
central nuclear tiene como objetivo
"asegurar que en la operación normal la
exposición a la radiación dentro de la instalación debida a cualquier vía de escape
de material radiactivo sea tan pequeña como sea posible teniendo en cuenta
factores económicos y sociales, y dentro de los límites establecidos. En caso de
accidente se deben establecer medidas mitigadoras de la radiación", y un objetivo
de seguridad técnica "adoptar todas las medidas que sean razonablemente
posibles para prevenir los accidentes en centrales nucleares y mitigar sus
consecuencias en caso de que ocurran; asegurar con un alto grado de confianza
que, para todos los accidentes postulados y contemplados en el diseño de la
planta, las consecuencias radiológicas sean muy pequeñas, y que la probabilidad
de ocurrencia de accidentes severos con consecuencias radiológicas graves sea
extremadamente pequeña."
La consecución de los objetivos mencionados se realiza en todas las fases de
una instalación; emplazamiento, diseño, operación.
Los
principios
de
seguridad
recogidos
en
los
documentos
"Safety
Fundamentals" y "Safety Requirements" del Organismo Internacional de Energía
Atómica (OIEA), recogen el consenso de la comunidad internacional sobre las
reglas básicas de seguridad que se deben seguir en todas las fases de la vida de
las instalaciones nucleares y aplican a todas las prácticas y operaciones que
puedan afectar a la seguridad. Estos principios se desarrollan en guías técnicas de
aplicación, publicadas el OIEA, en las que se detallan las mejores prácticas
reconocidas internacionalmente para el cumplimiento de esos principios.
82
Dado que hay instalaciones nucleares en muchos países, con niveles de
desarrollo tecnológicos muy distintos y diseñadas y construidas en épocas muy
distintas, no todas ellas pueden satisfacer lo que actualmente se consideran las
mejores prácticas de seguridad a nivel internacional, especialmente en aspectos
de diseño. Sin embargo, sí se entiende que todos los países que se han adherido
a la Convención de Seguridad Nuclear, establecida dentro del marco del OIEA en
junio de 1994, cumplen lo que constituyen los principios y requisitos básicos de
seguridad.
Los riesgos de las instalaciones nucleares dependen del tipo de instalación y
del diseño específico de cada una de ellas. Algunos de estos riesgos son comunes
a los de otras instalaciones industriales, como pueden ser los riesgos derivados de
recipientes a presión, equipos eléctricos, manejo de cargas pesadas, materiales
inflamables o explosivos, etc. Otros son exclusivos de este tipo de instalaciones
como son los riesgos radiológicos, así como los medios de que se dispone para
hacer que el uso de estas instalaciones no suponga una situación inaceptable
para los trabajadores, el público y el medio ambiente.
Dentro de los riesgos radiológicos, hay que considerar los que se derivan de la
operación normal de las instalaciones y los debidos a accidentes.
En operación normal, hay unos determinados tipos de riesgos que afectan al
personal que trabaja en las instalaciones. También, si no se tuviera un adecuado
control de los efluentes radiactivos, podría haber unos determinados riesgos para
el público y el medio ambiente.
En situaciones de accidente, una parte de las sustancias radiactivas que se
encuentran en la instalación pueden salir al exterior, pudiendo producirse
irradiación y contaminación de las personas y del medio ambiente.
83
Los tipos de accidentes dependen del tipo de instalación. En fábricas de
combustibles nucleares se pueden producir accidentes de criticidad, que podrían
producir elevados niveles de irradiación a personas que estuvieran en lugares
próximos al accidente, incendios o explosiones de productos químicos, que
podrían provocar dispersión del material radiactivo al exterior, inundaciones, etc.
En las centrales nucleares se pueden producir inserciones de reactividad,
pérdida de caudal de refrigeración del núcleo, pérdida de refrigerante primario o
secundario, pérdidas o aumentos excesivos de presión, etc. En términos
generales, son situaciones en los que no se puede mantener el adecuado nivel de
refrigeración del núcleo del reactor y ese sobrecalentamiento daña las varillas
combustibles, perdiéndose la estanqueidad de las mismas y liberando una parte
del material radiactivo al circuito primario y desde él a la contención y en último
caso al exterior. En algunas situaciones extremamente improbables en las que se
pudieran producir una concatenación de fallos o errores humanos significativos,
podría llegarse a daños importante con fusión del núcleo.
La prevención de todas estas situaciones y la mitigación de sus consecuencias
en caso de que se produzcan, es el objetivo de la protección radiológica.
Debido al propio diseño del reactor, en los reactores de las centrales nucleares
de los países occidentales, no pueden producirse explosiones nucleares, del tipo
de las de las bombas atómicas. El objetivo básico de la protección radiológica es
proteger a los individuos y al medio ambiente mediante el establecimiento y
mantenimiento en las centrales nucleares de una defensa o protección efectiva
contra los riesgos radiológicos existentes.
4.7 OBJETIVOS DE SEGURIDAD
El Organismo Internacional para la Energía Atómica (OIEA) establece que la
seguridad de las instalaciones tiene como objetivo proporcionar la protección
84
adecuada a los trabajadores de la propia instalación, al público y al medio
ambiente frente a los riesgos de las radiaciones ionizantes producidos por la
instalación.
Este objetivo se desglosa en los dos siguientes:
• Objetivo básico de protección radiológica: asegurar que en la operación
normal la exposición a la radiación dentro de la instalación debida a cualquier vía
de escape de material radiactivo sea tan pequeña como sea posible teniendo en
cuenta factores económicos y sociales, y por supuesto dentro de los límites
establecidos. En caso de accidente se deben establecer medidas mitigadoras de
la radiación.
Durante la operación normal y transitorios operacionales el cumplimiento de
estándares de seguridad radiológica, aseguran una apropiada protección contra la
radiación.
• Objetivo básico de seguridad técnica: adoptar todas las medidas que sean
razonablemente posibles para prevenir los accidentes en centrales nucleares y
mitigar sus consecuencias en caso de que ocurran; asegurar con un alto grado de
confianza que, para todos los accidentes postulados y contemplados en el diseño
de la planta, las consecuencias radiológicas sean muy pequeñas, y que la
probabilidad de ocurrencia de accidentes severos con consecuencias radiológicas
graves sea extremadamente pequeña.
Cumplimiento del Objetivo de Protección Radiológica.
En las centrales nucleares hay diversos lugares en los que se contiene
materiales radiactivos y que son fuentes de radiación. Los más importantes son
85
• Núcleo del reactor. En operación a potencia existe un alto flujo neutrónico y de
radiación γ, en el se encuentran los elementos combustibles contienen los
productos de fisión. Aún en parada, siguen siendo una fuente de radiación muy
intensa. También la vasija y los materiales estructurales, que están fuertemente
activados por el intenso flujo neutrónico.
• Refrigerante primario y circuitos conectados: Productos de activación (16N,
13N, 19O,...) y de corrosión (60Co, 58Co, 54Mn, 59Fe,...). Cuando hay alguna
varilla de combustible dañada, también productos de fisión.
• Filtros, resinas de intercambio iónico: junto con otros elementos del sistemas
de limpieza del circuito primario acumulan una cantidad importante de materiales
radiactivos.
• Líneas de vapor y turbina: en el flujo de vapor existen una gran cantidad de
radionúclidos de vida media corta como el N16 que durante su trayecto por el
circuito emiten grandes cantidades de radiación gamma.
.
• Piscinas de almacenamiento de elementos combustibles irradiados.
• Sistemas de tratamiento de desechos radiactivos.
• En los recintos en los que hay sistemas que contienen materiales
radiactivos: en ellos puede haber ciertos niveles de contaminación en el ambiente
y en suelos, paredes, etc, debido a fugas o apertura de los circuitos en
reparaciones, mantenimientos, etc.
El cumplimiento de los objetivos de PR implica la minimización de las dosis
tanto en interior como en el exterior de la instalación. Para ello se deben tomar
medidas adecuadas en el diseño y también en las prácticas de operación. Las
consideraciones que se deben tener en cuenta en el diseño para reducir al
86
máximo las dosis al personal que trabaja en el interior de la instalación, en
condiciones de operación normal, incluyen las siguientes:
• Selección de materiales, geometría, química, que minimice productos de
activación y
corrosión.
• Disponer de sistemas adecuados de purificación y limpieza de circuitos.
• Disposición física de los equipos que facilite la entrada, retirada, mantenimiento y
reparación de equipos.
• Materiales de revestimiento, suelos, etc., fácilmente descontaminables.
• Sistemas de ventilación de salas que mantengan en depresión las zonas más
contaminadas
Para evitar dispersión de la contaminación, haciendo circular el aire de las zonas
más
limpias a las más contaminadas.
• Blindajes en zonas de mayor radiación.
En la operación, se deben tener establecidas las siguientes prácticas:
• Clasificación de zonas según la tasa de radiación y los niveles de contaminación.
Controles de acceso.
• Planificación y control dosimétrico de las actividades en zonas con radiación
(Minimización del tiempo que se está expuesto a la radiación, mantener en lo
posible la
máxima distancia a la fuente y disponer de blindajes adecuados cuando sea
necesario).
• Protección adecuada para los trabajos a realizar en presencia de contaminación:
vestuario, ventilación de la zona, protección respiratoria.
• Clasificación de las personas profesionalmente expuestas. Seguimiento de su
historial
dosimétrico y vigilancia médica.
87
También se deben minimizar las dosis en el exterior de la instalación debido a
los efluentes radiactivos emitidos en condiciones normales de operación.
Por último, mencionar otros productos resultantes de la explotación de las
instalaciones que son los residuos radiactivos. La gestión de estos desechos debe
estar orientada a su minimización y almacenamiento en condiciones seguras, de
manera que no causen indebido a la población ni a las generaciones futuras.
En caso de accidente, las medidas de seguridad están dirigidas a su
prevención y a la mitigación de sus consecuencias en caso de que ocurran.
4.8 CUMPLIMIENTO DEL OBJETIVO TÉCNICO DE SEGURIDAD
Para el cumplimiento de este objetivo se deben adoptar medidas adecuadas en
el diseño, en el emplazamiento y en la operación de las instalaciones, de manera
que se evite la ocurrencia de accidentes y se mitiguen las consecuencias en caso
de que ocurran.
El cumplimiento de los objetivos de seguridad está basado en el principio de
defensa en profundidad que consiste en la interposición de distintas barreras de
protección para asegurar que si ocurre un fallo, hay otro nivel posterior de
protección que pueda impedir que este fallo progrese y produzca consecuencias
no deseadas. Este principio es aplicable a todas las actividades relacionadas con
la seguridad, tanto a la disposición de barreras físicas como organizativas. El
documento de referencia para entender el principio de defensa en profundidad es
el documento INSAG-10. (1996) del OIEA.
Respecto a las barreras físicas para impedir la liberación de productos de
fisión, en el diseño se han previsto sucesivas barreras dirigidas al confinamiento
de estas sustancias:
• La primera barrera está formada por la propia matriz cerámica de las pastillas de
combustible y las vainas de los elementos combustibles.
88
• La segunda barrera la constituye la envuelta a presión del circuito refrigerante
primario.
• La tercera barrera es el edificio de contención y sus sistemas de aislamiento.
También en el funcionamiento de la planta se han previsto sucesivos niveles de
protección: Medidas para evitar que la planta se desvíe de los parámetros
normales de operación, sistemas de detección y corrección de las posibles
desviaciones, sistemas de emergencia para las situaciones en que fallen las
previsiones anteriores.
Adicionalmente a las medidas anteriores, hay otras medidas organizativas y
procedimientos para actuación tanto en operación normal como en caso de
emergencia, que incluyen las medidas de protección en el exterior a través de los
planes de emergencia.
Entre las medidas organizativas más relevantes está el requisito de existencia
de una asignación y definición clara de funciones y responsabilidades en todas las
actividades relacionadas con la seguridad, la necesidad de que todas las
actividades se hagan siguiendo procedimientos aprobados, la realización de
revisiones y verificaciones independientes, los registros de calidad de todas las
actividades de seguridad y la obligación de conservación de los mismos, así como
la importancia de que se promueva una adecuada cultura de seguridad en todo el
personal.
Adicionalmente, la existencia de un organismo regulador independiente que
controle y supervise las instalaciones es un elemento importante del sistema
global dirigido a garantizar las condiciones de seguridad.
4.9 CULTURA DE SEGURIDAD
El documento del OIEA INSAG-4 "Safety Culture" define la cultura de seguridad
como "el conjunto de características y actitudes de la organización y los individuos
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mediante las cuales se establece como una prioridad fundamental que la
seguridad nuclear reciba la atención necesaria". La definición anterior surgió a raíz
de los análisis sobre el accidente de Chernobyl.
Otra definición es la del grupo de factores humanos del regulador de Reino
Unido ("Nuclear Installations Inspectorate" que define la cultura de seguridad como
"el producto de los valores, actitudes, competencias y comportamiento de los
individuos y de grupos que determinan el compromiso con los aspectos de
seguridad".
Las organizaciones con una cultura de seguridad fuerte se caracterizan por una
comunicación en la misma basada en la confianza mutua, por compartir las
opiniones sobre temas importantes para la seguridad y por la confianza en la
eficacia de medidas preventivas.
La NRC define la cultura de seguridad como " A good safety culture in a nuclear
installation is a reflection of the values, which are shared throughout all levels of
the organization and which are based on the belief that safety is important and that
it is everyone´s responsability".
El documento técnico del OIEA "Safety Culture in Nuclear Installations", IAEATECDOC-1329, describe los tres modelos que aparecen en el desarrollo de la
cultura de seguridad:
1. Etapa 1. La seguridad se basa en las normas y reglas.
2. Etapa 2. La seguridad es un objetivo de la organización.
3. Etapa 3. La seguridad es una tarea continua y se pone énfasis en la
comunicación, formación del personal y en la gestión eficaz y eficiente.
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Cada uno de estos tres modelos de organizaciones tienen unos atributos que lo
caracterizan. El tercer modelo se caracteriza, entre otros, por los atributos
siguientes:
• Los problemas se prevén.
• Existe colaboración entre departamentos.
• No hay conflicto entre producción y seguridad.
• Los errores se consideran como oportunidades para aprender.
• Se fomenta el aprendizaje.
Algunas referencias internacionales sobre el concepto de cultura de seguridad
son:
• OIEA, "Safety Culture in Nuclear Installations", IAEA-TECDOC-1329, Viena
(diciembre
2002).
• NEA, "Improving Regulatory Effectiveness", NEA/CNRA/R(2001)3, enero 2001
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COMENTARIO
La protección radiológica es parte fundamental en una central nuclear, ya
que la aplicación correcta de la normativa y los lineamientos establecidos conduce
a la generación de energía eléctrica de una manera limpia y segura, cabe resaltar
que dentro de una planta nuclear el principal encargado de su seguridad es el
propio trabajador, por tal razón cualquier persona que tiene como propósito laborar
en una central nuclear debe cumplir con todos los requisitos en el aspecto de
seguridad industrial y seguridad radiológica, y llevar a cabo el entrenamiento
requerido por la empresa. Debemos recordar que si bien es importante la
generación de energía eléctrica debido a que esta impulsa el progreso en todas
las áreas de la ciencia; hay que considerar también que esta energía debe
generarse de manera eficaz y segura y con un profundo respeto hacia el medio
ambiente. Recordemos que nada es tan importante que no pueda ser realizado de
manera confiable y segura por el bienestar de la humanidad.
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