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medida, espectrometría gamma in situ y monitores portá- tiles de descontaminación, permitieron estimar la actividad residual en cada UD y establecer un determinado número de medidas al azar como última etapa del proceso. La eva- luación de los resultados de las medidas, verifican que se cumplen con todos los criterios estadísticos para su descla- sificación.
Diseño de un sistema de medida para clasificación de materiales impactados con uranio procesado. Alicia Ál- varez García. Jefa del Servicio de Protección Radiológica, CIEMAT y con el apoyo de Carmen Noguerales en la sesión de preguntas.
Las actividades de rehabilitación del subsuelo en CIEMAT incluyen la excavación de terrenos impactados con uranio, que generarán un elevado volumen de material residual el cual será necesario segregar entre residuo radiactivo y ma- terial desclasificable. Para ejecutar este proceso de forma automatizada se ha diseñado el prototipo URACAM, que segregará el material en la zona de obra. El isotópico tipo incluye trazas de la serie natural del U-238, que exige la me- dida con espesores pequeños y la eliminación de la hume- dad de dicho material. Por tanto, se descartó la medida por espectrometría gamma y se seleccionó la emisión beta del Pa-234m como radionucleido llave para la caracterización radiológica inicial. El prototipo se ha validado con muestras medidas en el laboratorio acreditado del SPR, y está previs- to realizar una ampliación para albergar mayor número de detectores.
Residuos sólidos y líquidos de Lutecio-177 producidos en una Unidad de Terapia Metabólica. Miguel Ángel Se- bastián Segura. Técnico experto en Protección Radiológica, Servei de Física i Protecció Radiològica. Hospital Universitari Vall d’Hebron.
El Lu-177 es un radioisótopo utilizado para terapia meta- bólica que se elimina por orina (60 %) en las primeras horas del tratamiento. Determinados radiofármacos contienen Lu- 177m (0.05 % de la actividad nominal), que posee un alto pe-
riodo de semidesintegración así como su bajo límite de des- clasificación, lo que motiva realizar una gestión diferenciada del residuo. Los residuos sólidos se almacenan y etiquetan adecuadamente hasta su evacuación convencional. El resi- duo líquido para lutecio se almacena en depósitos diferentes del resto de residuos líquidos, como los de iodo. Analizando muestras del depósito del residuo líquido de lutecio tras seis meses, se observa el fotopico correspondiente al Lu-177m. Puesto que las terapias metabólicas con este tipo de radio- fármacos van en aumento, consecuentemente aumentará tanto el residuo sólido como líquido, con lo que se ha pro- puesto redimensionar el almacén de residuos.
Caracterización radiológica con vistas al desmantela- miento de un reactor nuclear: ejercicio de intercompa- ración de medidas in situ de un blindaje biológico. Mar- garita Herranz Soler. Catedrática de Ingeniería Nuclear en la Escuela de Ingeniería de Bilbao de la Universidad del País Vasco. Miembro de la Junta Directiva de la SEPR.
En el marco del proyecto INSIDER se ha realizado el ejerci- cio de intercomparación en la caracterización radiológica de las instalaciones nucleares para optimizar la cantidad de materiales a gestionar como residuo. La intercomparación se realizó por seis grupos de diferentes países con sus propios equipos y procedimientos. La primera campaña consistió en la medida del blindaje biológico del reactor nuclear BR3, con medida de tasa de dosis, gamma total y espectrometría gamma. Los resultados de los laboratorios para la tasa de dosis fueron compatibles, mientras que para gamma total tu- vo gran dispersión independientemente del tipo de detector utilizado. Las diferencias que aparecieron fueron en función de la fabricación del equipo, la respuesta del detector a la energía de los fotones y la respuesta a la radiación beta, por lo que los valores absolutos de gamma total no fueron comparables, pero sí se tienen resultados satisfactorios para resultados relativos. En cuanto a la espectrometría gamma los valores fueron coherentes y las únicas diferencias se re- lacionan con los sistemas de cálculo para concentraciones bajas.
Protección radiológica del público y del medioambiente. Vigilancia radiológica ambiental
La protección radiológica del público y del medio am- biente constituye uno de los pilares de la protección ra- diológica y su objetivo es controlar el riesgo debido a la
presencia de radiactividad en el medioambiente ocasionada por la operación normal o accidental de las instalaciones nucleares y radiactivas y por el incremento de la radiación natural debida a actividades humanas. El objetivo de esta sesión fue conocer los estudios realizados en este campo así como su posible aplicación, conocer las recomendaciones a nivel internacional relacionadas con evaluación y gestión de situaciones de exposición existentes posaccidente y NORM y estudios para optimizar la protección radiológica del pú- blico que puede verse afectado por el uso de radiaciones en el ámbito hospitalario.
Soledad SIERRA
MODERADORA
Se presentaron un total de nueve po-
nencias, en las que se abordaron métodos de
medida del radón, nueva red de vigilancia automática, in- fluencia de la litología en la presencia de radionucleidos de origen natural en agua de consumo, validación de nuevos procedimientos para la determinación de Ra-226 o Tc-99,
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RADIOPROTECCIÓN • No 101 • Septiembre 2021