Procedimiento de determinación de una magnitud operativa que permite una gestión simplificada y optimizada de muestras irradiadas en unas instalaciones y que garantiza el cumplimiento de los objetivos de seguridad.

Procedimiento de determinación de la actividad equivalente en un elemento radiactivo de referencia (X)determinado de una muestra irradiada (100) manipulada en unas instalaciones que comprenden unos recintos deprotección con al menos un espesor y una naturaleza determinados,

caracterizado porque comprende:

* una primera etapa (201) de cálculos previos que establecen a partir de una primera biblioteca (B1-0, B2-0)de elementos radiactivos, una segunda biblioteca (B1-1, B2-1) y una tercera biblioteca (B1-2, B2-2) deelementos radiactivos para los cuales la relación entre las tasas de dosis calculadas respectivamente a travésdel espesor mínimo de protección y el espesor máximo de protección que presentan los blindajes de lasunidades de trabajo de la instalación es inferior a la del elemento radiactivo de referencia (X);

* una segunda etapa (202) de cálculo de la fuente puntual que equivale a la muestra irradiada (100), quecalcula las actividades en una fuente puntual para cada uno de los elementos radiactivos de la primerabiblioteca (B1-0, B2-0) detectados por una cadena de espectrometría gamma (112) y los límites de detecciónen una fuente puntual para cada uno de los elementos radiactivos de la segunda biblioteca (B1-1, B2-1) nodetectados por la cadena de espectrometría gamma (112), y que produce un archivo de fuente puntual quecomprende la información de las actividades en una fuente puntual de cada uno de los elementos radiactivosdetectados y no detectados por la cadena de espectrometría gamma (112) corregidas con un factor decorrección definido como la relación del valor de tasa de dosis declarada en una cámara de ionización (111) ydel valor reconstituido de la tasa de dosis equivalente en base a las actividades en una fuente puntualcalculadas ponderadas por la tabla de respuesta de la cámara de ionización (111) y la tabla de conversión entasa de dosis equivalente detrás del espesor reducido de protección del puesto de medición;

* una tercera etapa (203) de cálculo de la actividad equivalente en elemento radiactivo de referencia (X) quepondera las actividades en una fuente puntual corregidas producidas en la segunda etapa (202) con unosfactores de conversión en tasa de dosis equivalente detrás del espesor máximo de protección para loselementos radiactivos de la tercera biblioteca (B1-2, B2-2) y el espesor intermedio de protección para loselementos radiactivos que no pertenecen a la tercera biblioteca (B1-2, B2-2) y que pondera el valor de tasa dedosis equivalente obtenida para los elementos radiactivos de la tercera biblioteca (B1-2, B2-2) por una parte ypor otra parte para los elementos radiactivos que no pertenecen a la tercera biblioteca (B1-2, B2-2) mediante lainversa del factor de conversión en tasa de dosis equivalente de protección para 1 Bq del elemento radiactivode referencia respectivamente calculado detrás del espesor máximo y del espesor intermedio, siendo laactividad equivalente en elemento radiactivo de referencia (X) igual a la suma de las actividades equivalentesasí calculadas respectivamente para los elementos radiactivos que pertenecen y que no pertenecen a latercera biblioteca (B1-2, B2-2).

Procedimiento de determinación de una magnitud operativa que permite una gestión simplificada y optimizada de muestras irradiadas en unas instalaciones y que garantiza el cumplimiento de los objetivos de seguridad

La presente invención se refiere a un procedimiento de determinación de una magnitud operativa única ligada a una muestra irradiada, que es representativa de la exposición externa generada en todas las configuraciones de trabajo y de almacenamiento que se pueden encontrar en un laboratorio. Se aplica en particular al campo del dictamen pericial sobre materiales irradiados, en el marco de la utilización de plataformas de investigación diseñadas a este efecto, habitualmente designadas “laboratorios calientes”. La invención también se puede aplicar a todos los tipos de instalaciones de irradiación experimentales o de investigación de la materia que utiliza radiaciones, así como a las instalaciones de producción de elementos radiactivos.

Un laboratorio caliente permite el análisis de muestras irradiadas, y permite recibir en sus instalaciones muestras irradiadas diversas, que pueden ser materiales activados, por ejemplo mediante flujos neutrónicos, protónicos o fotónicos, o también combustibles irradiados. Los análisis realizados sobre estas muestras irradiadas pueden, por ejemplo, estar constituidos por pruebas de fatiga, de corrosión, o incluso de caracterización de la resistencia mecánica, por ejemplo a la rotura, a la tracción estática o a la tracción dinámica.

La recepción de muestras irradiadas necesita la implementación de un método de gestión de las muestras, que debe garantizar el cumplimiento de los requisitos dosimétricos de seguridad para los cuales se han diseñado las instalaciones. Los métodos de gestión aplicados deben, además, buscar limitar los riesgos ligados a los factores humanos, en particular los errores de apreciación o los errores vinculados a la retranscripción de un número excesivamente elevado de valores que pueden causar un perjuicio para la salud de los operarios.

Se conoce el documento “ESRF procedures for experiments using radioactive samples on beamlines other than beamline BM20 (ROBL) ", disponible en la dirección de Internet http://www.esrf.eu/Infrastructure/Safety/Experiments/RadioactiveSamples/radioactive%20samples%20version%20C. pdf.

Este documento representa un ejemplo típico de directivas, relativas a la gestión de muestras irradiadas, suministradas por un laboratorio de investigación, en línea con la ley relativa a la seguridad nuclear. En este documento se encuentran unas tablas de actividad máxima que no hay que superar para diferentes tipos de muestras (véanse, por ejemplo, las tablas 2, 3 y 4) . También se encuentran unas fórmulas que representan una actividad equivalente “normalizada” que no hay que superar, en el caso de que la muestra esté formada por una mezcla de radionucleidos.

La gestión de las muestras en los laboratorios calientes se realiza habitualmente en función de una actividad calculada que se desarrolla, según los casos, en actividad total de radionucleidos emisores beta/gamma, actividad beta específica para las manipulaciones en cajas de guantes, actividad alfa, fluencia neutrónica. El cálculo de actividad se realiza por medio de códigos de cálculos de activación o de cálculos de productos de fisión y núcleos 35 pesados, a partir de las características medias de los flujos de irradiación y de la composición isotópica de los materiales sometidos a la irradiación; integrando estos códigos de cálculo, por otra parte, unos módulos de cálculo de evolución con el fin de tener en cuenta el tiempo de enfriamiento mínimo esperado antes de la recepción. Sin embargo, estas magnitudes por sí solas no permiten prever la exposición externa generada en el puesto de trabajo de una unidad de trabajo. En efecto, para un mismo valor de actividad, la exposición externa generada en el puesto 40 de trabajo depende de otros parámetros: el espectro de distribución de los radionucleidos en la muestra, la naturaleza y la geometría del material que constituye la muestra en virtud de los fenómenos de auto-atenuación, las características, en particular la naturaleza y el espesor de las protecciones biológicas de la unidad de trabajo. Es por lo que, como complemento de las actividades consideradas con anterioridad, es habitual definir unos espectros envolventes tipo, por el rasgo del material que constituye las muestras. Estos espectros tipo se supone que 45 conducen a una actividad igual y para una configuración dada de unidad de trabajo, con una tasa de dosis, representativa de la exposición externa, más elevada. Ahora bien, estos espectros tipo, además de la complejidad inherente a la gestión de varios parámetros, como por ejemplo la lista de los elementos radiactivos admisibles y sus actividades máximas respectivas, y la necesidad para cualquier procedimiento de figurar en un sistema de referencia de seguridad, que requiere la aprobación de la autoridad de seguridad antes de que el procedimiento se pueda 50 aplicar, reducen de forma considerable la lista de las muestras que se pueden recibir y por tanto el campo posible de estudio de las muestras irradiadas, aun cuando su recepción en las unidades de trabajo y de almacenamiento no comprometa los objetivos dosimétricos del laboratorio.

Hay que observar que determinados sistemas de referencia de seguridad prevén la posibilidad de requerir unas autorizaciones excepcionales para aquellas muestras que no figuran en el marco predefinido, no obstante estos 55 requerimientos imponen unos plazos de tratamiento relativamente largos que no siempre son compatibles con la urgencia de determinados análisis sobre los materiales cuando a estos los demandan a su vez en el marco de estudios de seguridad en otras instalaciones. Esta limitación implícita del campo de funcionamiento permitido se debe a tres razones esenciales:

• los rasgos de los materiales, como la matriz, los elementos aditivos, las impurezas que constituyen las muestras irradiadas son ilimitados, lo que confiere por tanto a las muestras irradiadas unos espectros de radionucleidos igualmente variados. Ahora bien, esta variabilidad de los espectros no se puede encuadrar en unos espectros envolventes tipo de la exposición externa en los puestos de trabajo sin fijar previamente los rasgos aceptables de los materiales que constituyen las muestras;

• los materiales estudiados encuentran su aplicación en diferentes instalaciones de irradiación, como ciclotrones, aceleradores de partículas, sincrotrones, reactores nucleares. Los materiales objeto de los estudios pueden, por lo tanto, haber sido irradiados mediante todo tipo de radiaciones, en particular de neutrones, protones, deutones, iones, fotones, con un rango de energía que no cesa de ampliarse. Ahora bien, las características particulares de las radiaciones producidas por estas instalaciones dirigen las posibles reacciones nucleares en el material sometido a la irradiación. De este modo, con independencia del rasgo del material, la variabilidad de las características de las radiaciones estudiadas en la investigación confiere a los materiales irradiados unos espectros de elementos radiactivos igualmente variados;

• si se ha podido determinar un espectro envolvente tipo para una unidad de trabajo dada, este espectro tipo no tiene necesariamente carácter de envolvente para una unidad de trabajo que tiene una protección biológica con un espesor diferente y menos aun cuando cambia la naturaleza del material biológico, pudiendo también la misma unidad de trabajo comprender unas protecciones biológicas de diferentes rasgos. En efecto, dejando aparte el espectro de los elementos radiactivos, la eficacia de una protección biológica, que está caracterizada por el factor de protección -una magnitud adimensional igual a la relación de atenuación de la tasa de dosis por

la protección biológica-depende de su espesor y de la naturaleza de su material. Es por lo que, en el uso corriente, un laboratorio se ve obligado a realizar:

o al comienzo de la puesta en servicio de una unidad de trabajo, unos controles exhaustivos de eficacia de los blindajes, en presencia de muestras patrón irradiadas representativas de los espectros tipo considerados envolventes;

o durante su utilización, en la descarga de las muestras en una unidad de trabajo, un control sistemático de la tasa de dosis en cada puesto de trabajo con el fin de verificar que la exposición previsible del personal durante los análisis experimentales es compatible con los objetivos dosimétricos de seguridad. En caso contrario, en particular si se demuestra que las medidas complementarias de radioprotección son insuficientes,... [Seguir leyendo]

1. Procedimiento de determinación de la actividad equivalente en un elemento radiactivo de referencia (X) determinado de una muestra irradiada (100) manipulada en unas instalaciones que comprenden unos recintos de protección con al menos un espesor y una naturaleza determinados, caracterizado porque comprende:

• una primera etapa (201) de cálculos previos que establecen a partir de una primera biblioteca (B1-0, B2-0) de elementos radiactivos, una segunda biblioteca (B1-1, B2-1) y una tercera biblioteca (B1-2, B2-2) de elementos radiactivos para los cuales la relación entre las tasas de dosis calculadas respectivamente a través del espesor mínimo de protección y el espesor máximo de protección que presentan los blindajes de las unidades de trabajo de la instalación es inferior a la del elemento radiactivo de referencia (X) ;

• una segunda etapa (202) de cálculo de la fuente puntual que equivale a la muestra irradiada (100) , que calcula las actividades en una fuente puntual para cada uno de los elementos radiactivos de la primera biblioteca (B1-0, B2-0) detectados por una cadena de espectrometría gamma (112) y los límites de detección en una fuente puntual para cada uno de los elementos radiactivos de la segunda biblioteca (B1-1, B2-1) no detectados por la cadena de espectrometría gamma (112) , y que produce un archivo de fuente puntual que comprende la información de las actividades en una fuente puntual de cada uno de los elementos radiactivos detectados y no detectados por la cadena de espectrometría gamma (112) corregidas con un factor de corrección definido como la relación del valor de tasa de dosis declarada en una cámara de ionización (111) y del valor reconstituido de la tasa de dosis equivalente en base a las actividades en una fuente puntual calculadas ponderadas por la tabla de respuesta de la cámara de ionización (111) y la tabla de conversión en tasa de dosis equivalente detrás del espesor reducido de protección del puesto de medición;

• una tercera etapa (203) de cálculo de la actividad equivalente en elemento radiactivo de referencia (X) que pondera las actividades en una fuente puntual corregidas producidas en la segunda etapa (202) con unos factores de conversión en tasa de dosis equivalente detrás del espesor máximo de protección para los elementos radiactivos de la tercera biblioteca (B1-2, B2-2) y el espesor intermedio de protección para los elementos radiactivos que no pertenecen a la tercera biblioteca (B1-2, B2-2) y que pondera el valor de tasa de dosis equivalente obtenida para los elementos radiactivos de la tercera biblioteca (B1-2, B2-2) por una parte y por otra parte para los elementos radiactivos que no pertenecen a la tercera biblioteca (B1-2, B2-2) mediante la inversa del factor de conversión en tasa de dosis equivalente de protección para 1 Bq del elemento radiactivo de referencia respectivamente calculado detrás del espesor máximo y del espesor intermedio, siendo la actividad equivalente en elemento radiactivo de referencia (X) igual a la suma de las actividades equivalentes así calculadas respectivamente para los elementos radiactivos que pertenecen y que no pertenecen a la tercera biblioteca (B1-2, B2-2) .

2. Procedimiento de determinación de la actividad equivalente en un elemento radiactivo de referencia (X) determinado de una muestra irradiada (100) según la reivindicación 1, estando los recintos de protección constituidos por dos materiales diferentes A y B, cuyos espesores de blindaje mínimos y máximos son respectivamente EAmin, EAmax y EBmin, EBmax, caracterizado porque las actividades equivalentes en elementos radiactivos de referencia (X) Aequiv/A y Aequiv/B son calculados en la tercera etapa (203) respectivamente para los materiales A y B a partir de bibliotecas (BA 1-0, BA 1-1, BA 1-2, BB 1-0, BB 1-1, BB 1-2) relativas a cada uno de los materiales A y B, siendo la actividad equivalente en elemento radiactivo de referencia igual a la más importante de las actividades equivalentes Aequiv/A y Aequiv/B, seleccionándose el espesor reducido:

! más pequeño que el espesor mínimo de blindaje EAmin de material A y el espesor equivalente EAequivEBmin de material A igual al espesor de material A que ofrece frente a una fuente de elemento radiactivo de referencia

(X) el mismo factor de protección que el espesor mínimo de blindaje de un material B EBmin, si la cámara de ionización (111) y la cadena de espectrometría gamma (112) están situadas detrás de un espesor de blindaje de material A; o ! más pequeño que el espesor mínimo de blindaje EBmin de material B y el espesor equivalente EBequivEAmin de material B igual al espesor de material B que ofrece frente a una fuente de elemento radiactivo de referencia

(X) el mismo factor de protección que el espesor mínimo de blindaje de material A EAmin, si la cámara de ionización (111) y la cadena de espectrometría gamma (112) están situadas detrás de un espesor de blindaje de material B.

3. Procedimiento de determinación de la actividad equivalente en un elemento radiactivo de referencia (X) determinado de una muestra irradiada (100) según la reivindicación 1, caracterizado porque las actividades en una fuente puntual para cada uno de los elementos radiactivos de la primera biblioteca (B1-0, B2-0) detectados por una cadena de espectrometría gamma (112) y los límites de detección en una fuente puntual para cada uno de los elementos radiactivos de la segunda biblioteca (B1-1, B2-1) no detectados por la cadena de espectrometría gamma (112) son calculados a lo largo de la primera etapa (301) , seguida de una segunda etapa (302) en la cual dichas actividades en una fuente puntual y dichos límites de detección son convertidos en fluencias fotónicas por orden de energía, calculando una tercera etapa (303) las fluencias fotónicas corregidas mediante una ponderación de las fluencias fotónicas por unos coeficientes de respuesta de la cámara de ionización (111) contenidas en la tabla de respuesta de la cámara de ionización (111) , obteniéndose dichos valores reconstituidos de la tasa de dosis equivalente mediante una ponderación de dichas fluencias fotónicas por los factores de conversión en tasa de dosis equivalente generada en la cámara de ionización (111) comprendida en la tabla de conversión en tasa de dosis equivalente detrás del espesor reducido de protección del puesto de medición.

4. Procedimiento de determinación de la actividad equivalente en un elemento radiactivo de referencia (X) determinado de una muestra irradiada (100) según la reivindicación 3, caracterizado porque la tabla de respuesta de la cámara de ionización (111) asigna a cada banda de energía dada [Ei, Ef