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go energías: 149,5 – 80 MeV; D15cm, rango energías: 176,8 – 115,9 MeV; D25cm, rango energías: 221,7 – 171,4 MeV. Me- diante un detector de neutrones Wendy-2, se miden las dosis equivalentes ambientales en diferentes puntos de la sala. Se evalúan la variación de dosis con la distancia en un plano perpendicular al haz a la altura del isocentro y la variación de la dosis para una misma distancia del isocentro variando el ángulo con respecto al eje longitudinal del haz. Se observó una fuerte disminución de la dosis con la distancia al isocen- tro y el aumento de la dosis dispersa neutrónica a medida que se aumentan las energías utilizadas, siendo casi el doble en el plan D25cm. Las dosis equivalentes neutrónicas a 115 cen- tímetros del isocentro están en el rango entre 11-23 μSv/Gy en los planes estudiados. Para una distancia fija de 115 cm del isocentro en diferentes ángulos con respecto el eje del haz se observó el aumento de la dosis neutrónica a medida que nos acercamos al eje del haz y aumenta con el aumento de las energías del haz. La conclusión es que las dosis neutróni- cas disminuyen significativamente al aumentar la distancia al isocentro y que las dosis neutrónicas medidas en el interior de la sala no implican la superación de los límites de dosis para miembros del público. Gran parte de los pacientes tra-
tados, son niños que necesitan anestesia para el tratamiento, algunos de ellos por ser muy pequeños menos de 5 años y otros por el miedo o nervios del tratamiento. En este tipo de pacientes la presencia de los padres durante el tratamiento podría ayudar a tranquilizar al niño y evitar la anestesia en las más de 30 sesiones de algunos de los tratamientos. Los resultados de las medidas muestran dosis neutrónicas tan ba- jas en ciertas posiciones de la sala que se podría pensar en la posibilidad que los padres permaneciesen dentro de la sala sin que supusiese un riesgo radiológico severo.
Desde la sala preguntaron si el rango de energías del detector Wendy-2 cubre hasta las energías altas de los p-n, la respuesta fue que sí, hasta los 5 GeV. Además, preguntaron si comprobaron las medidas con Monte Carlo, por ahora no lo han hecho, pero los resultados presentados son del orden y muy similares a los publicados por otros autores en la lite- ratura
Como conclusión a esta sesión cabe mencionar el inmen- so esfuerzo que se está realizando por todas las instituciones implicadas, tanto públicas como privadas, para la mejora, en todos los aspectos, de la dosimetría neutrónica.
Gestión de residuos + PR del público y del medioambiente
Elena ALCAIDE
MODERADORA
EVALUACIÓN DE LAS DOSIS AL PÚBLI-
CO DERIVADAS DE LA ACTIVIDAD DE TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO EN ESPAÑA
María Victoria Aceña Moreno. Técnico Superior Consejo de Seguridad Nuclear
El Reglamento para el transporte seguro de material radiacti- vo del OIEA establece que la autoridad competente debe lle- var a cabo evaluaciones periódicas de las dosis a las personas debido a los transportes de material radiactivo.
En España esta evaluación se estaba realizando para los trabajadores clasificados como expuestos, pero no de forma particular para los miembros del público. La misión IRRS realizada en España por el OIEA en 2018 concluyó la recomendación de que se realizara, con enfoque graduado, una estimación de las dosis recibidas por los miembros del público como consecuencia de las actividades de transporte de material radiactivo.
Este trabajo presenta el análisis llevado a cabo en el CSN sobre la base de la información recibida de los operadores más relevantes en los sectores del transporte de material ra- diactivo más representativos en el impacto radiológico a los miembros del público.
La metodología se ha basado en la identificación de los escenarios más críticos desde el punto de vista de la expo- sición del público y en el análisis lo suficientemente conser- vador de las dosis que podrían recibirse en esos escenarios.
Carmen REY
MODERADORA
La información necesaria se obtuvo de los
operadores de transporte que realizan las
actividades más relevantes en los sectores y modos de trans- porte cubiertos por el alcance del análisis, así como en la ya disponible en el CSN.
Las conclusiones de este trabajo fueron: que en las activi- dades de transporte de material radiactivo desarrolladas en España, las dosis recibidas por miembros del público están claramente por debajo del límite de dosis anual vigente: 1 mSv, siendo en la mayoría de los escenarios críticos analiza- dos, la dosis anual recibida por un miembro del público infe- rior a 0,1 mSv/año, por lo que, a la vista de los resultados del análisis, no sería necesario definir acciones específicas.
CARACTERIZACIÓN RADIOLÓGICA DIGITAL APLICADA AL DESMANTELAMIENTO DE LA C.N SANTA MARÍA DE GAROÑA Ester García Tapias. Jefe Proyecto Desmantelamiento Santa María de Garoña Centro de trabajo: ENRESA
Javier Alonso. Director of the Nuclear Engineering Depart- ment at Ingecid
Para el diseño del Proyecto de desmantelamiento de la C.N Santa Ma de Garoña, Enresa ha contado con un inventario físico detallado, una metodología eficiente de modelado de las estructuras, sistemas y componentes del emplazamiento, y un entorno de datos común (CDE) que permite relacionar todos los elementos (modelo 3D, datos, documentos, planifi- cación, cálculos, etc.).
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RADIOPROTECCIÓN • No 107 • Julio 2023
8o CONGRESO CONJUNTO SEFM-SEPR