Avances en espectrometría alfa y gamma para su aplicación en la evaluación del impacto radiactivo de una industria NORM

Es bien conocido que la peligrosidad de las radiaciones ionizantes ha hecho necesario el establecimiento de medidas que garanticen la protección tanto de los trabajadores expuestos como del público en general contra los riesgos resultantes de la exposición a las mismas. En esta dirección se han implementado distintas normativas a nivel mundial, y más concretamente en el ámbito europeo la normativa actualmente vigente es la Directiva 96/29/EURATOM, de la que emana la normativa española actual en forma de Reglamento sobre la protección sanitaria contra radiaciones ionizantes (Real Decreto 783/2001). Dicho Reglamento es de aplicación a todas las prácticas que den lugar a un riesgo derivado de las mismas, tanto si la procedencia de las radiaciones es de origen artificial como natural. Desde hace más de veinte años existe una clara conciencia en la comunidad científica sobre la necesidad de evaluar el impacto radiológico ocupacional y ambiental producido por las actividades realizadas en industrias convencionales no nucleares que se caracterizan bien por utilizar en sus procesos de producción materias primas enriquecidas en radionucleidos naturales o bien por producir productos comerciales, sub-productos o residuos enriquecidos en estos radionucleidos (industrias conocidas como industrias NORM, acrónimo de Naturally Occurring Radioactive Material). La regulación de este tipo de actividades se recoge en el reglamento vigente sobre Protección Sanitaria contra las radiaciones ionizantes de un título específico (titulo VII) Pues bien, dentro de los estudios que actualmente realiza el grupo de investigación Física Nuclear aplicada de la Universidad de Sevilla, centrados en la evaluación y control desde el punto de vista radiactivo y radiológico de las actividades realizadas por diversas industrias no nucleares ubicadas en el Sur de España ( proyecto I+D financiado por el Consejo de Seguridad Nuclear) se enmarca la investigación desarrollada en esta tesis. En particular, mostraremos el estudio radiológico que se ha realizado del proceso completo de producción que se aplica en una industria situada en el Polo Químico de Huelva y cuya materia prima está catalogada como material NORM. Más concretamente la práctica industrial se basa en la fabricación de pigmentos de dióxido de titanio (TiO2) a partir de un mineral conocido como ilmenita, que además obviamente de estar enriquecido en Ti, tiene la particularidad de presentar concentraciones elevadas de los radionucleidos pertenecientes a las series naturales del Uranio y el Torio Nuestro objetivo en este trabajo ha consistido en determinar y evaluar las concentraciones de actividades de diversos radionucleidos naturales en muestras representativas de las diversas etapas que conforman el proceso de producción de dicho pigmento, analizando a partir de los resultados obtenidos el comportamiento de estos radionucleidos y las rutas preferentes que éstos siguen dentro del proceso de producción. La información obtenida en este estudio radiométrico, constituye una base esencial e imprescindible para poder posteriormente realizar de forma rigurosa una evaluación del impacto radiológico producido por la actividad industrial analizada. El estudio radiométrico realizado dista mucho de poder ser considerado como un estudio rutinario o trivial. Dada la enorme heterogeneidad (tanto en composición como en estado físico) de los distintos tipos de muestras que se han analizado, ha sido imprescindible optimizar distintos procedimientos ya desarrollados en el seno de nuestro grupo de investigación, e incluso desarrollar nuevos métodos que nos permitan caracterizar (desde el punto de vista radiactivo) perfectamente, y con garantías, las distintas muestras estudiadas a lo largo del proceso industrial. Nuestro estudio se basará en la determinación en las muestras analizadas de las concentraciones de actividad de los isótopos de U, Th y Ra que forman parte de las series naturales del 238U y del 232Th. Para ello, haremos uso de dos técnicas radiométricas como son la espectrometría gamma y la espectrometría alfa. Adicionalmente también utilizaremos una técnica complementaria en momentos puntuales del desarrollo de este trabajo como es la fluorescencia de Rayos-X o TTPIXE con objeto de caracterizar la composición elemental de algunas de las muestras del proceso industrial, al ser imprescindible el conocimiento de esa composición para una apropiada aplicación de la técnica basada en la espectrometría gamma. Atendiendo a los objetivos establecidos, y considerando las técnicas experimentales aplicadas, hemos decidido dividir esta memoria en tres bloques de contenido bien diferenciado. Un primer bloque, que comprende a los capítulos 2 y 3, está dedicado a la espectrometría gamma donde se lleva a cabo una descripción de la técnica, sistemas experimentales y mejoras implementadas en nuestro grupo de investigación. Un segundo bloque, capítulos 4 y 5, se centra en la espectrometría alfa con una estructura de contenidos similar al bloque inicial, en el que se describen en detalle los distintos procesos de optimización llevados a cabo en el ámbito de la radioquímica de la que se ha hecho uso en esta tesis. El tercer y último bloque, que abarca los capítulos 6 y 7, se centra en la descripción del proceso de producción industrial bajo estudio así como en la descripción y análisis de los resultados obtenidos de aplicar tanto la espectrometría alfa y gamma en muestras procedentes de este contexto industrial. Como capítulo final, el capítulo 8, resumirá y recopilará las principales conclusiones obtenidas en nuestro estudio. De una forma algo más detallada, podemos indicar que el capítulo segundo presenta los conceptos teóricos asociados a la espectrometría gamma así como los distintos procesos de calibración que hay que aplicar a un detector de Ge Hiperpuro coaxial como los usados en esta tesis. Se comienza con la interacción gamma-materia, se describen las componentes que forman un espectro gamma y las calibraciones en energía, resolución y eficiencia de fotopico. Relacionada con esta última, se presenta la metodología seguida en procedimientos experimentales y semi-experimentales de calibración en eficiencia así como correcciones en ésta por suma en coincidencias mediante una doble vía: experiemental y teórica mediante un programa basado en la transferencia de eficiencias denominado EFFTRAN. También se describe la sistemática seguida, tanto experimental como semi-teórica, para obtener el factor de autoabsorción relativo en muestras reales partiendo de patrones preparados con diversos cocteles multi-gamma. En el capítulo 3, se ponen en práctica todos los conceptos y metodologías descritos en el capítulo previo que mejoran notablemente los resultados finales a la hora de calcular la concentración de actividad en muestras medioambientales. En una primera parte de este capítulo, se caracterizarán dos detectores coaxiales, un XtRa y un REGe llevando a cabo los procesos de calibración en energía y resolución. La parte de electrónica en este tipo de detectores se ha emplazado en el apéndice 1 para reducir el contenido teórico de este capítulo. Tras esto, se hace un estudio comparativo del fondo que presentan ambos sistemas concluyendo que el XtRa es un sistema de mucho menor fondo y más adecuado para la medida de la gran mayoría de muestras de esta tesis. A continuación se obtienen las curvas de calibración experimental en eficiencia para una batería de patrones en distintas geometrías cilíndricas: cajas petri y duquesas a distintas alturas, en distintas matrices: acuosas y sólidas inorgánicas, tratando de cubrir un amplio espectro de posibilidades en cuanto a geometrías de medida. Indicar que, es genérico en toda la tesis, el uso de incertidumbres tanto en tablas como en gráficos asociadas a valores con criterio 1-¿ salvo que, excepcionalmente se especifique lo contrario. El siguiente paso consiste en corregir por el efecto de suma en coincidencia de cascada aquellos valores de emisores gamma multienergéticos que sufren este efecto, re-obteniendo curvas en eficiencia de fotopico más realistas. Otro proceso de corrección implementado consiste en la corrección por el efecto de autoabsorción que se producen en muestras reales en relación a los patrones experimentales. En este sentido varias técnicas diferentes, tanto experimentales como semi-experimentales, son usadas e intercomparadas en la parte final de este capítulo que concluye con una muestra de los ejercicios de intercomparación en los que nuestro laboratorio ha tomado parte y se han ido aplicando las correcciones aquí implementadas y que corroboran la bondad de la metodología seguida en nuestro laboratorio de espectrometría gamma. Aquí se cierra el primer bloque dedicado a la espectrometría gamma en esta memoria. El capítulo 4 inicia la parte de espectrometría alfa, como técnica complementaria de la gamma, repasando las bases teóricas que subyacen en el uso de este tipo de espectrometría. Se describen brevemente los detectores de implantación iónica así como el sistema Alpha Analist del que dispone nuestro laboratorio y los distintos procesos de calibración a que es sometido este sistema. Posteriormente, en se describe en detalle el sistema de espectrometría alfa con sus ocho cámaras de detección equipadas con detectores de silicio de implantación iónica, para continuar describiendo brevemente el tercer sistema de medida usado, la fluorescencia de rayos X dispersiva en longitud de onda (WDXRF). Por último, en este capítulo se ha incluido un apartado sobre el cálculo de los límites de detección de las distintas técnicas que se han descrito, con el objetivo de facilitar de esta forma la elección de una u otra técnica dependiendo del previsible contenido radiactivo de la muestra sujeta a análisis. El tercer capítulo describe los métodos experimentales desarrollados para el análisis cuantitativo de las muestras en este trabajo con los sistemas descritos en el capítulo anterior. Así, y en el apartado de análisis mediante espectrometría gamma se describen los distintos procesos de calibración aplicados a los sistemas experimentales utilizados, poniendo especial énfasis en su calibración en eficiencias. Estas calibraciones en eficiencia han tenido en consideración obviamente la influencia de la geometría de medida, y, con gran detalle, la influencia de la autoabsorción que se produce en las propias muestras durante las medidas y que afectan de distinto grado a cada una de ellas. Para conseguirlo ha sido necesario recurrir a la preparación de una serie limitada de muestras patrón, y al desarrollo de un procedimiento para corregir por los efectos de autoabsorción que nos permitiera generalizar las medidas en nuestros sistemas gamma a otras matrices distintas a los patrones sin la necesidad de invertir tiempo, esfuerzo y material en la preparación de un patrón por cada muestra analizada. El procedimiento completo de calibración en eficiencias, y consecuentemente el procedimiento completo de determinación de concentraciones de actividad por espectrometría gamma ha sido validado mediante la participación en diferentes ejercicios de intercomparación, y la medida de muestras certificadas de la IAEA (Agencia Internacional de la Energía Atómica). El capítulo tercero finaliza, en relación a la espectrometría alfa, desarrollando los distintos procesos llevados a cabo para calibración del sistema de medida, así como describiendo los procedimientos radioquímicos utilizados en al aislamiento de los radionucleidos emisores alfa de interés para su correcta medida. El cuarto capítulo nos introduce en la descripción como industria NORM del proceso industrial de obtención de pigmentos de TiO2, particularizando obviamente éste al aplicado en la factoría situada en el Polo Químico de Huelva (¿Tioxide Europa S.L.¿). En este capítulo se muestra desde el uso e importancia de la fabricación de estos pigmentos y su presencia en nuestra vida cotidiana, hasta la descripción paso a paso de las transformaciones que experimenta la materia primera a lo largo del proceso industrial para la obtención del producto comercial deseado. La descripción detallada del proceso de producción sirve adicionalmente para indicar y remarcar en este capítulo los diversos puntos a lo largo del proceso en los que se han tomado muestras que serán caracterizadas radiométricamente con posterioridad. Finalmente, en el quinto capítulo se procede a la exposición, discusión y análisis de resultados obtenidos en los distintos muestreos realizados en la fábrica. En particular se discute y razona el comportamiento que presentan los radionucleidos naturales de interés (isótopos de U, isótopos de Th, isótopos de Ra y 40K) en las distintas etapas del proceso industrial, poniendo especial interés en la caracterización radiactiva de los materiales de entrada/salida del proceso, y se delimitan las rutas preferentes seguidas por los radionucleidos analizados a lo largo del proceso de producción. El interés particular en la caracterización de los materiales de salida se enmarca en el hecho de que para los residuos producidos a lo largo del proceso existen actualmente varios proyectos en vías de desarrollo por la propia industria, cuya finalidad es la de darle salida pretendiendo causar el menor impacto radiológico posible. Por último, y asociado a un muestreo centrado en la colección de un número limitado de muestras representativas del proceso, se ha analizado también la uniformidad temporal desde el punto de vista radiactivo del proceso industrial, en el sentido de comprobar que la distribución de los radionucleidos de interés por las distintas rutas que éstos pueden seguir dentro del proceso, se mantiene constante a lo largo del tiempo

Radiological impact of naturally occurring radionuclides in bottled water

Consumption of bottled water is increasing year after year in Europe. Due to the local geology from where the water is extracted; bottled water could be enhanced with radionuclides. This study focuses on the activity concentrations of 210Po, 210Pb, 226Ra, 228Ra, 234U and 238U in bottled water available in the Swedish market, to assess the radiological impact to different age groups. The results showed that among the 26 brands studied, only three could exceed the threshold value for drinking water: 0.1 mSv/year. For two brands, the dose was mainly due to the activity concentrations of 238U and 234U being up to 714 and 1162 mBq/L, respectively. While for one brand, the dose was mainly due to the activity concentration of both 210Po and 210Pb being around 100 mBq/L. For the remainder brands, 228Ra was the main contributor to the committed effective dose

Characterization and radioactive evaluation of the concretefrom a radiotherapy bunker

The construction of concrete structures for radiological protection in sanitaryfacilities requires a series of constructive conditions that guarantee safety. Theinfluence of the correct bunkers design, wall thicknesses and the type of mate-rials used is essential to ensure effective protection. The use of barite aggregateconcrete is a common resource to improve the radiation attenuation capacityof concrete walls. The present study analyses the structure of a bunker duringa renovation work, studying the construction characteristics of the chamber,the state of its elements, the characterization of materials, the identification ofthe emissions of the possible isotopes present, beta radioactive contaminationand the measurement of equivalent dose rates at different points in the con-crete. The results made it possible to determine the use of conventional con-crete and barite concrete, the latter presenting a BaO content of around 40%and particularly low resistance values, not observing alteration processes inthe material

Uranium in the Surrounding of San Marcos-Sacramento River Environment (Chihuahua, Mexico)

The main interest of this study is to assess whether uranium deposits located in the San Marcos outcrops (NW of Chihuahua City, Mexico) could be considered as a source of U-isotopes in its surrounding environment. Uranium activity concentrations were determined in biota, ground, and surface water by either alpha or liquid scintillation spectrometries. Major ions were analyzed by ICP-OES in surface water and its suspended matter. For determining uranium activity in biota, samples were divided in parts. The results have shown a possible lixiviation and infiltration of uranium from geological substrate into the ground and surface water, and consequently, a transfer to biota. Calculated annual effective doses by ingestion suggest that U-isotopes in biota could not negligibly contribute to the neighboring population dose. By all these considerations, it is concluded that in this zone there is natural enhancement of uranium in all environmental samples analyzed in the present work

Uranium in the surrounding of San Marcos-Sacramento river environment (Chihuahua,Mexico)

The main interest of this study is to assess whether uranium deposits located in the San Marcos outcrops (NW of Chihuahua City,Mexico) could be considered as a source of U-isotopes in its surrounding environment. Uranium activity concentrations weredetermined in biota, ground, and surface water by either alpha or liquid scintillation spectrometries. Major ions were analyzedby ICP-OES in surface water and its suspended matter. For determining uranium activity in biota, samples were divided in parts.The results have shown a possible lixiviation and infiltration of uranium from geological substrate into the ground and surfacewater, and consequently, a transfer to biota. Calculated annual effective doses by ingestion suggest that U-isotopes in biota couldnot negligibly contribute to the neighboring population dose. By all these considerations, it is concluded that in this zone there isnatural enhancement of uranium in all environmental samples analyzed in the present work.Consejo Nacional de Ciencia y Tecnología (CONACYT), Project SEP-CONACYT 2604

Natural radionuclides (NORM) in a Moroccan river affected by former conventional metal mining activities

The main aim of this work was to determine the levels of multiple natural radionuclides in an aquatic system (Moulouya river, Morocco) impacted by multiple abandoned Zinc and Lead mines. 238U, 234U, 232Th, 230Th and 210Po were determined by alpha-particlespectrometry in water and sediment samples collected along the river and in samples from three pit lakes of abandoned mines, located in the Upper Moulouya catchment area. The results enabled the analysis of the different levels of impact of former mining activities, depending on the natural radionuclides. While the activity concentrationof U-isotopes in Moulouya river water was slightly elevated in the vicinity of abandoned mine wastes, other natural radionuclides (Th-isotopes and 210Po) levels were typical of a natural environment. This fact is clearly reflected in the magnitude and range observed in the distribution coefficients for the different radionuclides analyzed.Spanish Agency of International Cooperation and Development (AECID) of the Government of Spai

Contamination and restoration of an estuary affected by phosphogypsum releases

The Huelva Estuary in Huelva, Spain, has been one of the most studied environmental compartments in the past years from the point of view of naturally occurring radioactive material (NORM) releases. It has been historically affected by waste releases, enriched in radionuclides from the U-decay series, from factories located in the area devoted to the production of phosphoric acid and phosphate fertilizers. Nevertheless, changes in national regulations forced a new waste management practice in 1998, prohibiting releases of phosphogypsum into the rivers. The input of natural radionuclides from phosphate factories to rivers was drastically reduced. Because of this there was a unique opportunity for the study of the response of a contaminated environmental compartment, specifically an estuary affected by tidal influences, after the cessation of the contaminant releases to, in this case, the Huelva Estuary (henceforth referred to as the Estuary). To investigate the environmental response to this new discharge regime, the specific activities of radionuclides 226Ra and 210Pb in water and sediment samples collected in four campaigns (from 1999 to 2005) were determined and compared with pre-1998 values. From this study it is possible to infer the most effective mechanisms of decontamination for the Estuary. Decontamination rates of 210Pb and 226Ra in the sediments and water have been calculated using exponential fittings and corresponding half-lives have been deduced from them. The cleaning half-life in the whole area of the Estuary is about 6 and 3.5 years for 226Ra and 210Pb respectively. The observed trend clearly shows that contamination of the Estuary by natural radionuclides is now decreasing and radioactive levels in waters and sediments are approaching the natural background references. This work attempts to evaluate whether it can be expected that the decontamination of the enhanced levels of natural radioactivity in the Estuary can be performed via natural processe

Biodistribution of 210Po in seafood and risk assessment for consumers in Sweden

Licencia CC BY 4.0Seafood consumption per capita, in Sweden, is larger than World and European average. Although, 36% of Swedes consume seafood meals at least two times per week, the Swedish National Food Agency advises the necessity to increase this ratio. Seafood is one of the main entrances of 210Po in the human food chain. Due to the high radiotoxicity, the intake of 210Po plays an important role in the human health, even in extremely small quantities. In this study, 114 seafood samples representing 52 different marine species were analyzed. The biodistribution of 210Po in seafood species were not uniformly distributed being higher in digestive system and gonads, and lower in seafood muscle. The activity concentration of 210Po in fish ranged between 0.01 and 26 Bq/kg with an average value of 4 Bq/kg, whereas in shellfish fluctuated between 0.1 and 239 Bq/kg, with a mean concentration of 18 Bq/kg. In general, the activity concentration of 210Po in processed products were lower than fresh samples due to the decay of 210Po from seafood capture to purchase. However, in boiled seafood such as Norway Lobster, with short elapsed time from collection to purchase, the boil samples presented higher activity concentration of 210Po than fresh products. The results of the study showed that the annual intake of 210Po via seafood consumption in Sweden exponentially increased by age and it was slightly higher in males than females. As a result, the annual committed dose ranged from 60 to 154 μSv, with an average value of 103 ± 31 μSv, being controlled by fish consumption below 14 years old and by seafood consumption above 14 years old. Finally, the committed effective dose could increase up to 479 μSv/y for population group with higher seafood consumption

Biodistribution of naturally occurring radionuclides and radiocesium in wild European perch (Perca fluviatilis)

Wild European perch (Perca fluviatilis) is one of the most important freshwater fish species, in Sweden, due to its widespread and his value for recreational fishing. Little it is known regarding the biodistribution of naturally occurring radionuclides such as 238U, 234U, 226Ra, 210Po in perch. Therefore, in this study, perches from five lakes located in different counties in Sweden were collected to investigate the biodistribution of 238U, 234U, 226Ra, 210Po and 137Cs in organs and tissues of perch as well as their radiological impact. The results showed that uranium radionuclides ranged between 0.1 and 6 Bq/kg with an average value of 1.1 ± 1.5 Bq/kg. 226Ra varied from 0.4 to 8 Bq/kg with a mean concentration of 1.7 ± 1.9 Bq/kg. The ranged of 210Po was 0.5 – 250 Bq/kg, with an average value of 24 ± 52 Bq/kg. On the other hand, the highest activity concentration of 137Cs, 151 ± 1 Bq/kg, was detected in muscle samples of perch from Redsjösjön lake. For uranium radionuclides and 226Ra uptake from water is the main source whereas for 210Po and 137Cs the uptake is controlled by the perch diet. Regarding naturally occurring radionuclides, the perch tended to accumulated uranium radionuclides in fins, gills, and skin; 226Ra in bones, fins and skin and 210Po in the organs linked to digestive system. Finally, in case of consumption, it is advised the consumption of skinned fillets of perch due to the higher bioaccumulation of the radionuclides investigated in the skin and scales

Natural radioactivity and metals in pit lakes in Sweden analyzed by principal component and cluster analysis

The aim of this work was to determine which parameters are sufficient to measure in order to describe the water quality of a pit lake and to identify patterns in the data among different kind of pit lakes. The data consisted of ambient dose equivalent rate, elemental and radionuclide concentration, pH, and specific conductance in surface water and sediment samples collected from different types of mines. Data were tested for normality and log-normality and used in principal component analysis (PCA) and hierarchical cluster analysis (HCA). The normality tests indicated that only 40K was normally distributed, while only the 234,238U isotopes were log-normally distributed. HCA performed on parameters measured in surface water provided clusters that in most cases separated the elements according to their chemical groups. However, when HCA was performed on pit lakes, the clustering seemed to indicate that surface water might not be the preferred sample to differentiate between different types of pit lakes. PCA of surface water data resulted in three components that explained 72% of the variance when pH, SC, concentration of the elements Mg, K, Ca, Cu, Zn, Sr, Pb, activity concentration of 234,238U and 210Po, and ambient dose equivalent rate were included. For surface sediment data, the PCA resulted in three components explaining 83% of the variance when the concentration of Na, Mg, Al, P, K, Ca, Rb, Sr, Y, Tl, activity concentration of 234Th, 226Ra, 210Pb, 232Th (series average), and 40K, and ambient dose equivalent rate were included