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Universidad de Cantabria y se trataron temas relacionados con la problemática del radón y los NORM.
El trabajo trataba sobre la evaluación de la dosis interna recibida por los trabajadores de la industria cerámica, ya que trabajan con silicatos de circonio. Estos materiales presentan actividades de las cadenas naturales de 238U y 232Th superiores a los límites de exención de 500 Bq/kg (RP 122, part II exemption/clearance levels), además se trata de material pulverulento que puede generar a los trabaja- dores una dosis interna por inhalación.
Para llevar a cabo la evaluación se realizó un muestreo del polvo con bombas personales de captación en distintas empresas dentro de las áreas de trabajo y para los grupos homogéneos de exposición (GHE) más expuestos. Para llevar a cabo la caracterización y medida del contenido radiactivo en las muestras, se empleó un procedimiento radioquímico desarrollado en el Laboratorio de Radiacti- vidad Ambiental de la Universitat Politècnica de València para la determinación de los isótopos de uranio y torio por espectrometría alfa. El método consiste en la disolución de la muestra mediante la técnica de fusión con sales de borato y separación de los isótopos de interés con resinas de intercambio aniónico.
Los resultados mostraron que los filtros presentaban una actividad inferior a la de las materias primas empleadas por los operarios durante los muestreos. Por tanto, las do- sis internas a los que están expuestos estos trabajadores de la industria cerámica son inferiores a las que se obtie- nen considerando que la actividad del polvo recogido en el filtro es el de la materia prima (cálculo conservador). De esta forma, este cálculo es más realista supone en todos los casos una menor exposición interna del trabajador, si- tuándose siempre por debajo de 1 mSv.
Marina Sáez también presentó un póster en el 8o Congre- so de Oviedo 2023 dentro del Área temática: Protección Radiológica del público y del medioambiente, Vigilancia radiológica ambiental. Este tenía por título “Participación de un laboratorio de radiactividad ambiental en simulacros de emergencias radiactivas”, cuyos autores eran M. Sáez Muñoz, J. Ordóñez, L. Ballesteros, J. Ortiz, S. Martorell.
El trabajo se enmarca dentro de la participación del La- boratorio de Radiactividad Ambiental de la Universitat
Politècnica de València (LRA-UPV) como laboratorio de apoyo en caso de emergencia radiológica en coordinación con la Agencia Valenciana de Seguridad y Respuesta a Emergencias (AVSRE) de la Generalitat Valenciana, dentro del Plan Especial ante el Riesgo Radiológico (PERR) de la Comunitat Valenciana (DECRETO 114/2013). Con dicho objetivo, el LRA-UPV está desarrollando procedimientos rápidos para identificar y cuantificar los posibles radionu- cleidos dispersados por el medioambiente en el menor tiempo posible gracias a convenios de colaboración con la AVRSE. La eficiencia de estos protocolos está siendo eva- luada con la participación del laboratorio en simulacros de emergencias radiactivas organizados por la agencia en los últimos años.
El LRA-UPV ha participado recientemente en el simulacro realizado en 2021, que consistió en la evaluación de la contaminación pre- sente en una muestra de agua que presen- taba diferentes isóto- pos emisores beta y gamma. El escenario en 2022 formó parte de un gran simulacro llevado a cabo en un polígono industrial de Almussafes (Va- lencia) y en el que intervino también el Consejo de Seguri- dad Nuclear. En él se simuló un accidente durante el transporte de combustible nu- clear desde Juzbado hasta Cofrentes. El laboratorio recibió muestras de frotis, suelo y vegetación asociada de los alrededores del acci-
dente para su análisis.
En ambos simulacros se activaron los protocolos de recep- ción de muestras contaminadas en la instalación radiactiva (2a categoría) para la manipulación y el almacenamiento de isótopos radiactivos no encapsulados (IRA 1276). Tras una evaluación inicial con monitor de contaminación, se pre- pararon las muestras para la medida rápida por espectro- metría gamma y la medida de la actividad alfa total y beta total por contador proporcional o centelleo líquido depen- diendo del tipo de muestra. El laboratorio disponía de una caracterización previa del detector por códigos Montecar- lo y la calibración de los equipos para la medida de la acti- vidad alfa total y beta total. De esta forma, se identificaron los principales radionucleidos emisores betas y gammas presentes en las muestras y su actividad. En segundo si- mulacro, las muestras no presentaron actividad superior al fondo natural de la zona. En ambos casos el laboratorio emitió informes periódicos a la Sala de Emergencias de la
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RADIOPROTECCIÓN • No 107 • Julio 2023