N I D S M E SEP NOS SECRETARÍA DE Tecnológico Nacional de ...

OPCIÓN I.- TESIS PROFESIONAL

OD SI MN EU X S IC

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OD SI MN EU X S IC

O AD N

A OT

S SE

Subsecretaría de Educación Superior

Tecnológico Nacional de México

Instituto Tecnológico de Orizaba

PPSSEESECRETARÍA DE

EDUCACIÓN PÚBLICASECRETARÍA DE

EDUCACIÓN PÚBLICA

OD SI MN EU X S IC

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“Año del Centenario de la Promulgación de la Constitución Política de los Estados Unidos Mexicanos”

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--7711 995577110022 FEBRERO 2017ORIZABA, VERACRUZ, MÉXICO.

PRESENTA:

ASESOR INTERNO:

ASESORES EXTERNOS:

QUE PARA OBTENER EL TÍTULO DE:

TRABAJO PROFESIONAL

INGENIERO QUÍMICO

“CARACTERIZACIÓN RADIOLÓGICA Y FÍSICO-QUÍMICA

DE DESECHOS LÍQUIDOS ORGÁNICOS

RADIACTIVOS”.

Angélica Candelaria Cruz CastroAngélica Candelaria Cruz Castro

Dra. Fabiola Monroy GuzmánDr. Huemantzin Balan Ortiz Oliveros

Dra. Fabiola Monroy GuzmánDr. Huemantzin Balan Ortiz Oliveros

Ing. María Edith Aidee Cárdenas UribeIng. María Edith Aidee Cárdenas Uribe

i

ÍNDICE DE CONTENIDO

Lista de figuras iv

Lista de tablas vi

AGRADECIMIENTOS viii

INTRODUCCIÓN xi

Justificación xiv

Objetivo general xiv

CAPÍTULO I 1

1.1 Radiactividad 2

1.2. Tipos de radiación nuclear 2

1.2.1. Radiación Alfa (α) 3

1.2.2. Radiación Beta (β) 3

1.2.3. Neutrones 4

1.2.4. Radiación Gamma (γ) 4

1.3. Clases de radiación 5

1.3.1 Radiación ionizante 5

1.3.2. Radiación no ionizante 6

1.4. Tipos de radiación 6

1.4.1. Radiación natural 6

1.4.2. Radiación artificial 6

1.5. Interacción de la radiación con la materia 7

1.5.1 Interacción de la radiación alfa con la materia 7

1.5.2. Interacción de la radiación beta con la materia 8

1.5.2.1. Beta negativa 8

1.5.2.2. Beta positiva 9

1.5.3 Interacción de la radiación gamma con la materia 10

1.6. Mecanismos de interacción de la radiación electromagnética 10

1.6.1. Efecto fotoeléctrico 11

1.6.2. Efecto Compton 12

1.6.3. Producción de pares 12

1.7. Ley del decaimiento radiactivo 13

1.8. Detectores y medidores de la radiactividad 14

1.9. Magnitudes y unidades 15

ii

1.9.1 Actividad (A) 15

1.9.2. Exposición (X) 15

1.9.3. Dosis absorbida (D) 16

1.9.4. Dosis efectiva (H) 16

1.10. Equipos 16

1.10.1. Detector de germanio hiperpuro 16

1.10. 2. Detector de centelleo líquido 17

1.11. Líquidos de centelleo 18

1.12. Desecho radiactivo 19

1.13. Origen de los desechos radiactivos 19

1.14. Clasificación de los desechos radiactivos 19

1.14.1 Estado físico 20

1.14.2. Tipo de radiación emitida 20

1.14.3. Período de semidesintegración 21

1.14.4. Actividad específica 21

1.14.5. Radio toxicidad 21

1.15. Gestión de desechos radiactivos 22

1.15.1. Pre-tratamiento 23

1.15.2. Tratamiento 23

1.15.3. Acondicionamiento o inmovilización 23

1.15.4. Disposición final 24

1.16. pH 25

1.17. Conductividad 25

1.18. Viscosidad 26

1.19. Densidad 26

1.20. Cromatografía de gases 26

1.21. Instrumentación para la cromatografía de gases 27

1.21.1. Gas portador 27

1.21.2. Sistema de inyección de muestras 28

1.21.3 Columna 28

1.21.4 Sistemas de detección 28

1.22. Análisis por componentes principales 29

CAPÍTULO II. 30

2.1. Muestreo de desechos líquidos radiactivos 31

iii

2.1.1. Preparación de la muestra para cuantificación por espectrometría gama y beta 38

2.2 Caracterización radiológica 39

2.2.1. Espectrometría gamma 40

2.2.2. Contador de líquidos de centelleo 41

2.2.2.1. Construcción de curvas de apagamiento con patrones de H-3 y C-14 42

2.3 Caracterización físico-química de desechos líquidos radiactivos 44

2.3.1. pH de desechos líquidos radiactivos 45

2.3.2. Conductividad de desechos líquidos radiactivos 46

2.3.3 Densidad relativa 48

2.3.4 Viscosidad dinámica 49

2.4 Composición química 51

2.5 Segregación y clasificación de desechos líquidos radiactivos 53

CAPÍTULO III 54

3.1. Espectrometría gamma 55

3.2. Centelleo líquido 58

3.3. pH 61

3.4. Conductividad 62

3.5. Densidad relativa 63

3.6. Viscosidad cinemática 64

3.7. Composición química por cromatografía de gases 70

3.8. Composición química por cromatografía de gases masas 82

3.9 Análisis por componentes principales 84

CONCLUSIONES 86

Anexo I 89

Bibliografía 145

iv

Lista de figuras

Figura Pág.

1.1 Tipos de radiación 2

1.2 Penetración de las radiaciones nucleares 5

1.3 Interacción de la radiación alfa con la materia 8

1.4 Interacción de la radiación beta negativa con la materia 9

1.5 Interacción de la radiación beta positiva con la materia 10

1.6 Efecto fotoeléctrico 11

1.7 Efecto Compton 12

1.8 Producción de pares 13

1.9 Gráfica de decaimiento 14

1.10 Clasificación de los desechos radioactivos propuesta por el OIEA 20

1.11 Barreras de contención de desechos radiactivos 25

1.12 Escala de pH 25

2.1 Viales de líquidos de centelleo con muestras de desechos

líquidos radiactivos 39

2.2 Sistema de Espectrometría gamma 41

2.3 Contador de centelleo líquido MicroWin 2013 42

2.4 Potenciómetro utilizado en la determinación de pH de los

desechos radiactivos 46

2.5 Conductímetros utilizados en la determinación de conductividad

de los desechos radiactivos A) CONDUCTRONIC y B) YSI

modelo 3200 47

2.6 Picnómetro utilizado en la determinación de densidad de los

desechos radiactivos 49

2.7 Viscosímetro de Oswald utilizado en la determinación de

viscosidad de los desechos radiactivos 50

2.8 Cromatógrafo de gases utilizado en la determinación de la

composición química de los desechos radiactivos 53

3.1 Espectro gamma típico de fondo (muestra 5-2) 56

3.2 Espectrómetro gamma de desechos conteniendo Cs-134

(muestra 7-34) 56

3.3 Espectrómetro gamma de desechos conteniendo Na-22

(muestra 7-36) 57

3.4 Espectrometría gamma de desechos líquidos radiactivos 57

3.5 Curva de eficiencia de conteo en función del apagamiento de H-

3 58

3.6 Curva de eficiencia de conteo en función del apagamiento de C-

14 59

3.7 Radionúclidos de los desechos caracterizados 60

v

3.8 Distribución de actividad de H-3 en desechos líquidos orgánicos

radiactivos contenidos en las campañas 4ª a 7ª 60

3.9 Espectros beta de desechos líquidos radiactivos muestreados en

las campañas 4ª a 7ª conteniendo A) H-3, B) C-14, C) mezcla

Na-22 y Cs-134 y D) sin material radiactivo 61

3.10 Distribución de pH de desechos líquidos radiactivos muestreados

en las campañas 4ª a 7ª 62

3.11 Distribución de valores de conductividad (mS/cm) de desechos

líquidos radiactivos muestreados en las campañas 4ª a 7ª 63

3.12 Distribución de densidades (g/mL) de desechos líquidos

radiactivos muestreados en las campañas 4ª a 7ª 64

3.13 Distribución de viscosidades cinemáticas (mPa*s) de desechos

líquidos radiactivos desechos líquidos radiactivos muestreados

en las campañas 4ª a 7ª 65

3.14 Cromatograma representativo del grupo A 74

3.15 Cromatograma representativo del grupo B 74

3.16 Cromatograma representativo del grupo C 75

3.17 Cromatograma representativo del grupo D 75

3.18 Cromatograma representativo del grupo E 76

3.19 Cromatograma representativo del grupo F 76

3.20 Cromatograma representativo del grupo G 77

3.21 Cromatograma representativo del grupo H 77

3.22 Cromatograma representativo del grupo I 78

3.23 Cromatograma representativo del grupo J 78

3.24 Cromatograma representativo del grupo K 79

3.25 Cromatograma representativo del grupo L 79

3.26 Cromatograma representativo del grupo M 80

3.27 Cromatograma representativo del grupo N 80

3.28 Cromatograma representativo del grupo de muestras acuosas 81

3.29 Cromatograma representativo de muestras no clasificadas 81

3.30 Composición química de muestras no clasificadas en base al

componente más abundante 84

3.31 ACP en base a la actividad, radionúclido y composición química

de desechos radiactivos 85

3.32 ACP de desechos radiactivos en base a la actividad, el pH, la

conductividad y el radionúclido 85

vi

Lista de tablas

Tabla Pág.

1.1 Tipo de neutrones 4

1.2 Mecanismos de interacción de la radiación electromagnética 10

2.1 Datos generales de los desechos radiactivos muestreados en la

campaña No.4

31


campaña No.5

33


campaña No.6

34


campaña No.7

36

2.5 Variación de la densidad del agua a diferentes temperaturas 48

2.6 Rampas de temperatura utilizadas en el análisis por

cromatografía de gases de los desechos líquidos radiactivos

51

3.1 Cuarta campaña de muestreo de desechos líquidos radiactivos

realizada el 16 de enero de 2015

66

3.2 Quinta campaña de muestreo de desechos líquidos radiactivos

realizada el 21 de julio de 2015

67

3.3 Sexta campaña de muestreo de desechos líquidos radiactivos

realizada el 26 de noviembre de 2015

68

3.4 Séptima campaña de muestro de desechos líquidos radiactivos

realizada el 03 de mayo de 2016

69

3.5 Clasificación de desechos líquidos orgánicos radiactivos en

función de su composición

72

3.6 Composición química de desechos líquidos radiactivos de las

campañas 3ª, 4ª, 5ª, 6ª y 7ª campañas, y tiempos de retención y

porcentajes de compuestos no identificados

82

vii

Quiero dedicar de manera especial este trabajo a mis padres Mariano Cruz

Chávez y Alberta Castro García por creer en mí, por sus consejos, sus

valores, por la motivación constante que me ha permitido ser una persona

de bien, por no dejarme caer aun cuando hubo momentos difíciles, gracias

por su paciencia, por ayudarme a cumplir mis sueños, pero más que nada,

gracias por su amor. Espero no defraudarlos nunca y siempre contar con su

valioso apoyo, sincero e incondicional. Sé que a veces no fue fácil, pero les

agradezco por haberme apoyado en cada una de mis decisiones, porque sin

ustedes no hubiera sido posible lograr terminar mi carrera profesional.

Esta tesis es el resultado de todo lo que me han enseñado en la vida, gracias

por confiar en mí y darme la oportunidad de culminar esta etapa de mi vida.

viii

AGRADECIMIENTOS

A Dios. Por haberme permitido llegar hasta este punto y haberme dado salud para

lograr mis objetivos, además de su infinita bondad y amor. Por haber puesto en mi

camino a aquellas personas que han sido mi soporte y compañía durante todo

este trayecto.

A mi abuelita

Abue (Cande) me faltan palabras para agradecerte que hasta el día de hoy estés a

mi lado apoyándome en todo. Tú eres un gran ejemplo para mí, gracias por tus

consejos, por el amor que me has dado y gracias por llevarme en tus oraciones

porque estoy segura que siempre lo haces.

A mis hermanos y hermana

Les gradezco no solo por estar siempre presentes si no por todos esos momentos

en los que me hicieron reír quitándome un poco del estrés acumulado y dándome

un respiro. Imagino que para ustedes tampoco fue fácil tener que aguantar cada

uno de mis enojos cuando las cosas no me salían bien, pero agradezco su

paciencia y sobre todo agradezco que estén conmigo.

A mi tío

Tío lenchito te agradezco mucho que estés siempre presente en cada uno de mis

logros, no puedo dejar pasar este momento para hacerte saber que tú eres parte

importante de todo esto.

A mi familia

En la vida te das cuenta de lo que en verdad es importante es por eso que hoy le

doy gracias a toda mi familia por haberme apoyado siempre. Nunca olvidare sus

palabras de motivación que me ayudaron a seguir adelante y nunca darme por

vencida.

ix

A mi novio

Con especial cariño dedico estas líneas a mi novio Jaime Daniel Zamudio

Rodríguez por su apoyo en estos últimos años de mi carrera y en la realización de

este trabajo. Gracias por estar conmigo y compartir no solo los momentos buenos

si no también aquellos momentos difíciles. Gracias por la paciencia

A mis maestros

Por su gran apoyo y motivación para la culminación de mis estudios profesionales,

por su tiempo compartido y por transmitirme un poco de su conocimiento.

A mis amigas

Karen y Liliana ustedes me enseñaron lo que es la verdadera amistad, gracias

porque a pesar de que ya no estamos juntas siempre que las necesito están

dispuestas a ayudarme y apoyarme en todo lo que sea posible. Mirian y Xochitl

ustedes me acompañaron a lo largo de este proceso, y aunque yo sé que

tomaremos caminos diferentes les agradezco todo el tiempo que compartimos

juntas.

Quiero dedicar este agradecimiento a la Dra. Fabiola Monroy Guzmán, por

haberme dado la oportunidad de trabajar con ella en un proyecto tan importante.

Gracias por el apoyo que me brindo durante el tiempo que estuve en el Instituto.

Agradezco al Dr. Huemantzin Balan Ortiz Oliveros director de esta tesis por su

apoyo durante mi estadía en el ININ, y por haberme permitido ser parte de este

trabajo.

De manera especial agradezco a la Dra. Esperanza Quintero, y al Técnico

Trinidad Alva por la colaboración durante el desarrollo de este proyecto.

Agradezco a la M.C. Edith Cárdenas Uribe por la confianza brindada, por

permitirme realizar este proyecto.

x

Quiero agradecer de manera especial al Instituto Nacional de Investigaciones

Nucleares por abrirme las puertas a la investigación. Gracias por haberme

permitido realizar este proyecto y ser partícipe de este proceso que al día de hoy

se ve reflejado en la culminación de mi carrera profesional.

xi

INTRODUCCIÓN

xii

La institución encargada del manejo y disposición de desechos radiactivos

generados por aplicaciones no energéticas de los radionúclidos en México es, el

Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares (ININ).

La Planta de Tratamiento de Desechos Radiactivos (PATRADER) ubicada en el

ININ recibe y almacena temporalmente desechos líquidos radiactivos provenientes

de instituciones como: hospitales, industrias y centros de investigación. En

particular desechos líquidos radiactivos constituidos principalmente por líquidos de

centelleo; ampliamente utilizados en la detección y cuantificación de emisores beta

puros, son considerados como compuestos peligrosos de acuerdo con la NOM-

052-SEMARNAT-2005 que establece la clasificación de desechos radiactivos

[10,19]; dado que los líquidos de centelleo son una mezcla de solventes orgánicos

del tipo: tolueno, xileno, pseudocumeno, etc., más compuestos orgánicos con

propiedades fluorescentes como el naftaleno, el 2,5-difeniloxazol, etc. Y

surfactantes como el Triton N57 o el Hyamine 166, que permiten obtener

soluciones homogéneas entre muestras acuosas y soluciones centelladoras

orgánicas.

Los desechos líquidos radiactivos contienen principalmente H-3 (t1/2 12.3 a) C-14

(t1/2 5730 a), I-125 (t1/2 59.4 d), Rb-86 (t1/2 18.6 d), P-32 (t1/2 14.2 d) y Na-22 (t1/2

2.6 a) [12]. Considerando que estos desechos tienen almacenados entre 1 y 12

años, podemos afirmar que los radioisótopos de vida media corta (<100 días) ya

han decaído completamente y no se encuentran presentes en éstos, por lo que

únicamente los desechos conteniendo: H-3, C-14 y Na-22 tendrían que ser

tratados y acondicionados, el resto deberán ser liberado sin restricción alguna

(dispensa incondicional) esto de acuerdo con la NOM-035-NUCL-2013, la cual

establece los criterios para la dispensa de residuos con material radiactivo [18].

Para establecer las operaciones de manejo, tratamiento, acondicionamiento

transporte y almacenamiento temporal o definitivo de los desechos radiactivos, es

indispensable caracterizarlos radiológica y físico-químicamente [9]. Por ello este

trabajo presenta la caracterización de 212 garrafas de desechos líquidos

orgánicos radiactivos almacenados temporalmente en la PATRADER en

xiii

contenedores de 1 a 20 L, a fin de poder definir su gestión, disminuyendo de esta

manera el volumen y en consecuencia los costos que implican el tratamiento antes

de darle disposición final, siendo necesario considerar lo establecido por la NOM-

052-SEMARNAT-2005, la cual establece las características, el procedimiento de

identificación, clasificación y listados de los residuos peligrosos [19].

El trabajo está divido en tres capítulos:

En el capítulo I se describen de manera general los conceptos sobre radiactividad,

tipos de radiación nuclear y su interacción con la materia, la gestión de los

desechos radiactivos, así como las técnicas y procedimientos empleados en este

trabajo para la caracterización radiológica y físico-química como: pH,

conductividad, viscosidad, densidad, espectrometría gamma, centelleo líquido y

cromatografía de gases. Así mismo se presenta la descripción de equipos como el

detector de germanio hiperpuro empleado en la cuantificación de radionúclidos

emisores gamma y el detector de centelleo líquido el cual identifica emisores beta

puros.

En el capítulo II se presenta la descripción de todo el proceso experimental

realizado en este trabajo, el cual incluye: muestreo de desechos líquidos

radiactivos, preparación de las muestras para su caracterización radiológica

mediante espectrometría gamma y centelleo líquido, así como la caracterización

físico-química donde se realizaron determinaciones de pH, conductividad,

viscosidad, densidad y composición química.

En el capítulo III se detallan los resultados obtenidos de la caracterización de 206

garrafas de desechos radiactivos, donde de acuerdo con la NOM-035-NUCL-2013

se define si el desecho puede ser liberado como desecho convencional o debe ser

tratado o acondicionado para su disposición final.

xiv

Justificación

El ININ recibe desechos líquidos orgánicos radiactivos procedentes de diversos

centros de investigación e instituciones de salud del país los cuales son

almacenados temporalmente, a fin de caracterizarlos radiológica y físico-

químicamente, para definir su gestión. Estos desechos pueden contener

principalmente H-3 (12.3 a), C-14 (5730 a) y Na-22 (2.6 a).

Para realizar la caracterización radiológica y físico-química de estos desechos

radioactivos se realizan campañas de muestreo periódicas, en las cuales se

analizan lotes de entre 50 y 100 muestras por campaña, con la finalidad de

establecer las operaciones de manejo, tratamiento, acondicionamiento, transporte

y almacenamiento temporal y/o definitivo de los desechos radiactivos.

La caracterización de las muestras permite definir si el desecho puede ser liberado

como desecho convencional de acuerdo con la NOM-035-NUCL-2013,

disminuyendo de esta forma el volumen y en consecuencia los costos que implica

el tratamiento y disposición final; para lo cual se considera lo establecido en la

NOM-052-SEMARNAT-2005.

Por ello este trabajo reporta la caracterización radiológica y fisicoquímica de

desechos líquidos radiactivos muestreados en la 4ª, 5ª, 6ª y 7ª campañas.

Objetivo general

Caracterizar isotópica y físico-químicamente de desechos líquidos orgánicos

radiactivos muestreados en la 4ª, 5ª, 6ª y 7ª campañas.

Definir si un desecho puede ser desclasificado y liberado como desecho

convencional de acuerdo a la NOM-035-NUCL-2013.

1

CAPÍTULO I

ANTECEDENTES

2

1.1 Radiactividad

La radiactividad es un proceso en el cual los núcleos decaen o se desintegran de

forma espontánea o mediante transiciones de energía, por el cual los núcleos

inestables van decayendo hasta alcanzar un estado estable [10].

La inestabilidad de los núcleos radiactivos se debe a que conforme van decayendo

van perdiendo energía, cuando esta energía es liberada se emite y se propaga

radiación a través del espacio o de un medio material en forma de ondas

electromagnéticas (fotones) o partículas alcanzando así la estabilidad.

Al proceso de emisión de partículas o radiación electromagnética nuclear se le

conoce como decaimiento radiactivo del núcleo inestable. Este proceso es

espontaneo, aleatorio e independiente de factores externos, del estado químico o

de condiciones físicas como presión y temperatura. Durante la emisión de energía

el núcleo original pierde masa o solo pierde energía, de tal forma que si pierde

masa se convierte en un núcleo de otro elemento o en un isotopo radiactivo o no

radiactivo, cuando hay emisión de radiación electromagnética el núcleo que decae

solo pierde energía pero no se convierte a otro elemento.

A los átomos que presentan este tipo de fenómeno se les conoce como

radionúclidos o radioisótopos [6].

1.2. Tipos de radiación nuclear

La radiación puede ser de dos tipos: corpuscular o electromagnética (Fig. 1.1).

Figura 1.1. Tipos de radiación

3

1.2.1. Radiación Alfa (α)

Este tipo de radiación es de carácter corpuscular y se produce al desprenderse del

núcleo dos protones y dos neutrones. Es una emisión de partículas cargadas

positivamente, por lo que al interaccionar con otros átomos se desprendan un gran

número de electrones orbitales, con lo que produce una ionización muy fuerte, y

por lo tanto, la pérdida de energía por longitud recorrida es muy grande.

Las partículas alfa son idénticas a los núcleos de Helio, al ser muy pesadas la

capacidad de penetración es muy baja, la velocidad oscila entre los 3,000 y los

30,000 km s-1, este tipo de radiación es emitida por el núcleo.

El efecto biológico y peligrosidad, a efectos de contaminación interna, es alta ya

que al tener poco alcance de recorrido es decir que la distancia que recorre es

muy corta (centímetros), una vez que interacciona con la materia, esta deposita

toda la energía en un solo punto [11].

1.2.2. Radiación Beta (β)

Este tipo de radiación es de naturaleza corpuscular, se produce cuando el

radionúclido emite un electrón, luego de que un neutrón se convierte en un protón,

de tal manera que el núcleo resultante tiene un protón más y un neutrón menos

por lo que él su número atómico se ve aumentado en una unidad pero no así la

masa atómica.

La densidad de ionización producida por la radiación β es menor que la producida

por la radiación α, dado que la primera posee menor masa y mayor velocidad en

recorrido [11].

(β-) la partícula beta con carga negativa es emitida por el núcleo que aumenta en

una unidad su carga positiva una vez que un neutrón se transforma en un protón.

La reacción nuclear de descomposición del neutrón está dada por la ecuación 1.1.

4

1.1

(β+) la partícula beta con carga positiva es emitida por el núcleo cuando un protón

se transforma en un neutrón. En este caso, el número atómico decrece una unidad

pero no así la masa atómica. La reacción nuclear de la descomposición del protón

está dada por la siguiente expresión (2.2) [4].

1.2

1.2.3. Neutrones

Los neutrones son partículas con carga nula, de masa aproximada a 1 uma, se

presentan en fisiones nucleares de metales pesados, es decir, en la que el núcleo

original se convierte en dos isotopos de elementos distintos y generalmente

radiactivos [13].

Los neutrones pueden clasificarse en función de la energía cinética, tal como se

muestra en la tabla 1.1:

Tabla 1.1 Tipo de neutrones

Neutrones Energía del neutrón.

Relativísticos >20 MeV

Rápidos ≥ a 1 MeV pero menor a 20 MeV

Intermedios o resonantes < a 1 MeV pero mayor a 1 eV

Lentos < a 1 eV pero > a la energía térmica

Térmicos La energía es la misma que la de las moléculas o átomos.

1.2.4. Radiación Gamma (γ)

La radiación gamma es de naturaleza electromagnética, es decir, de idéntica

naturaleza que la luz visible, ultravioleta o rayos x; por lo tanto no posee carga ni

masa, su longitud de onda es mucho menor, pero la energía es muy grande.

Se produce cuando un átomo en estado excitado se libera de energía para pasar

al estado fundamental. Las radiaciones γ a diferencia de las α y β, producen

5

ionización indirecta, liberando energía de los átomos con los que interacciona

ionizándolos.

Los rayos gamma son producto de la transición entre niveles de energía del

átomo, y al igual que los rayos x tienen energía bien definida, la diferencia está en

que los rayos gamma son emitidos por el núcleo y los rayos x resultan de los

saltos electrónicos en los orbitales del átomo [11].

La figura 1.2 muestra el alcance de las partículas alfa, beta y gamma sobre la

materia.

Figura 1.2 Penetración de las radiaciones nucleares.

1.3. Clases de radiación

1.3.1 Radiación ionizante

Este tipo de radiación es capaz de excitar y de ionizar átomos.

Directamente ionizante: Partículas con carga (protones, alfa, electrones),

liberan su energía directamente a la materia.

Indirectamente ionizante: Partículas sin carga (rayos x, rayos gamma,

neutrones), primero transfiere su energía a partículas cargadas y estas a su

vez en la materia [11].

6

1.3.2. Radiación no ionizante

Es aquella que no es capaz de interactuar con los átomos de un material. Se

puede clasificar en: campos electromagnéticos y radiaciones ópticas. Dentro de

los campos electromagnéticos se encuentran las ondas de radio y las microondas.

Entre las radiaciones ópticas se pueden mencionar los rayos laser, radiación solar,

luz visible y radiación ultravioleta. Sus efectos sobre el organismo son de diferente

naturaleza dependiendo de la banda de frecuencia en la que se encuentren.

1.4. Tipos de radiación

1.4.1. Radiación natural

A la radiación que forma parte del medio ambiente se le denomina radiación de

fondo o radiación natural. El hombre ha estado expuesto a fuentes naturales de

radiaciones ionizantes: rayos cósmicos (de origen extraterrestre); materiales

radiactivos que se hallan en la corteza terrestre, muchos de los cuales están

incorporados a materiales de construcción, el aire y a los alimentos, e incluso

sustancias radiactivas que se encuentran en el interior del organismo humano

(potasio (k-40), carbono (C-14), etc.

De acuerdo a las estimaciones del Comité Científico de las Naciones Unidas para

el Estudio de los Efectos de Radiaciones Atómicas (UNSCEAR) las dosis debidas

a fuentes naturales dan un valor mundial medio de 2.4 mSv para un habitante

adulto, esto puede variar debido a varios factores como: la altura sobre el nivel del

mar, contenido de material radiactivo en el suelo o materiales de construcción

utilizados, la evolución tecnológica, entre otros [11].

1.4.2. Radiación artificial

Además de la radiación de fondo natural el hombre está expuesto a fuentes de

radiación que el mismo ha creado: aplicaciones de radisótopos en medicina,

industria e investigación, la producción de energía eléctrica, ensayos nucleares

realizados en la atmosfera y todos los materiales residuales que estas actividades

7

aportan; siendo así que estas fuentes de radiación provocan un aumento de dosis

a la población [11].

Estas fuentes de radiación provocan un aumento en la dosis a la que está

sometida la población [11].

1.5. Interacción de la radiación con la materia

La interacción radiación-materia se refiere a los mecanismos mediante los cuales

la radiación cede energía a los átomos que se encuentra en su trayectoria.

Para su estudio la radiación se clasifica en:

Partículas cargadas

Radiación electromagnética

Neutrones

En el vacío las radiaciones se mueven indefinidamente, pero cuando interaccionan

con la materia depositan toda la energía y esta es absorbida de manera que

puede ionizar los átomos según el tipo de radiación y de la cantidad de energía

disipada [6].

1.5.1 Interacción de la radiación alfa con la materia

Dado que las partículas alfa son muy másicas, la capacidad de penetración en la

materia es muy baja. Su trayectoria es muy corta debido a que colisiona un gran

número de veces en un corto trayecto.

8

La energía de todas las partículas alfa de un radionúclido determinado es igual. El

efecto que causan las partículas alfa es el de ionizar el medio que atraviesan ya

que al estar cargadas positivamente provocan el desprendimiento de electrones

de los átomos, dejando al átomo cargado positivamente. Para que esto tenga

lugar, la energía que se requiere para desprender un electrón de su órbita es de

32 eV, por lo que la partícula alfa pierde 32 eV por cada electrón que desprende y

al ir perdiendo energía llega un momento en el que la energía es casi nula, por lo

tanto su velocidad es muy pequeña. Cuando esto ocurre, la partícula alfa se

combina con dos electrones libres formando un átomo de Helio, llegando así al

final de la partícula alfa. Como el alcance en cualquier material es muy pequeño,

cualquier película metálica o de papel proporciona blindaje para fuentes

radiactivas emisoras alfa (ver Fig. 1.3) [10].

Figura 1.3 Interacción de la radiación alfa con la materia.

1.5.2. Interacción de la radiación beta con la materia

1.5.2.1. Beta negativa

Las partículas - son más pequeñas y ligeras que las y debido a que son

emitidas con energías del orden de MeV, se mueven más rápidamente que la

partícula alfa. En consecuencia, causan una ionización específica menor y su

trayectoria es más larga. Como tienen carga negativa al incidir sobre electrones

orbitales de los átomos los repele en lugar de atraerlos.

9

Cuando una partícula - cambia su trayectoria y pasa cerca de un núcleo, el

cambio de velocidad y por consecuencia la pérdida de energía, da lugar a la

producción de radiación electromagnética llamada radiación de frenado o

“bremsstrahlung”, la cual es similar a los rayos X y resulta más abundante cuando

el material atravesado es de alto número atómico [6].

Figura 1.4 Interacción de la radiación beta negativa con la materia.

1.5.2.2. Beta positiva

Las partículas + o positrones interaccionan con los electrones por tener cargas

contrarias, produciendo lo que se conoce como radiación de aniquilación, que

consiste en dos fotones gamma de 0.511 MeV cada uno, producidos cuando el

positrón desaparece al mismo tiempo que el electrón con el cual interacciona (ver

Fig. 1.5) [6].

10

Figura 1.5 Interacción de la radiación beta positiva con la materia.

1.5.3 Interacción de la radiación gamma con la materia

Tanto los rayos gamma como los rayos x poseen energía definida con la diferencia

de que se originan en el núcleo y en los orbitales respectivamente. Ambas

radiaciones tienen el mismo efecto en la materia solo que unas disipan más

energía que otras al ser absorbidas [11].

1.6. Mecanismos de interacción de la radiación electromagnética

Los tres mecanismos más importantes del proceso de interacción de la radiación

electromagnética son:

Tabla 1.2 Mecanismos de interacción de la radiación electromagnética.

Efecto Energía

Fotoeléctrico <60 KeV al atravesar aluminio

<600 KeV al atravesar plomo

Compton 60 KeV-1.5 MeV al atravesar aluminio

600 keV-5 MeV al atravesar plomo

Producción de pares >1.5 MeV al atravesar aluminio

> 5 MeV al atravesar plomo

11

1.6.1. Efecto fotoeléctrico

Este efecto se da cuando el fotón interacciona con el absorbedor como un paquete

de energía que es completamente absorbido, como resultado de la energía

absorbida, un electrón, llamado fotoelectrón, es arrancado del átomo y lanzado

fuera de su órbita.

El fotoelectrón, a su vez, pierde energía causando producción de pares iónicos. El

espacio orbital es ocupado por otro electrón proveniente de orbitas exteriores de

mayor nivel de energía, lo que hace que se emita un rayo X de energía especifica

igual a la diferencia entre las energías de amarre de los electrones de ambos

niveles (Ver fig. 1.6) [11].

Figura 1.6 Efecto fotoeléctrico.

12

1.6.2. Efecto Compton

Cundo un fotón gamma tiene mucha energía esta no es absorbida completamente

en una colisión, por lo que causa una expulsión de un electrón desviando su

trayectoria para continuar con menor energía, mayor longitud de onda y por lo

tanto una menor frecuencia. Tiene más oportunidad de encontrar electrones en su

recorrido a quienes transferirles su energía (Fig. 1.7) [11].

Figura 1.7. Efecto Compton

1.6.3. Producción de pares

Cuando la energía del rayo gamma incidente es muy alta, al ser absorbido por la

materia se transforma en masa y produce dos partículas, una negativa y otra

positiva (el electrón y el positrón). Al generarse dos partículas con masa igual a la

del electrón, es necesario que el fotón tenga al menos una energía equivalente a

sus masas en reposo (2 x 0.511 = 1.022 MeV). Si la energía del fotón incidente es

mayor que este valor inicial, el exceso aparecerá como energía cinética del par

formado (Fig. 1.8) [13].

13

Figura 1.8. Producción de pares.

1.7. Ley del decaimiento radiactivo

El decaimiento radiactivo es un proceso de degradación del núcleo que consiste

en la emisión de partículas cargadas o neutras, o de ondas electromagnéticas,

perdiendo éste masa o energía y convirtiéndose en otro elemento o solo

adoptando otro estado de energía; este proceso es espontaneo (ver Fig. 1.9) [8].

Cualquier núcleo radiactivo de un radioisótopo particular tiene la misma

probabilidad de desintegración en la unidad de tiempo

Esta probabilidad se mide por la constante de decaimiento ג, por lo que si a un

tiempo t0 existen N átomos radiactivos, y dN de estos átomos decaen en un tiempo

dt se tiene:

1.3 ג

Dónde: dN/dt = número de núcleos radiactivos que decaen por unidad de tiempo

emitiendo radiaciones, o velocidad de desintegración o actividad.

La actividad de una muestra radiactiva es proporcional a la cantidad de núcleos

radiactivos presentes, por lo tanto, disminuye paulatinamente con el tiempo. El

14

tiempo que tiene que transcurrir para que la actividad se reduzca a la mitad o a

una cierta proporción depende del radionúclido y es una característica del mismo.

El intervalo de tiempo más usado se llama vida media y corresponde al tiempo

necesario para que la actividad se reduzca a la mitad del valor inicial.

La forma en que varía la actividad de una muestra con respecto al tiempo es lo

que se conoce como ley del decaimiento radiactivo y es una variación de tipo

exponencial [10].

El siguiente esquema muestra gráficamente el decaimiento exponencial de la

actividad con respecto al tiempo (figura 1.9). La actividad es el número de núcleos

que decaen en una unidad de tiempo

Figura 1.9 Gráfica de decaimiento

1.8. Detectores y medidores de la radiactividad

La detección y medición de la radiactividad se basa en que los tres tipos de

radiación (alfa, beta y gamma) producen ionización en la materia, es decir que los

átomos con los que la radiación interacciona pierden o ganan electrones. Para

determinar la presencia de radiación, la intensidad o bien la cantidad, se necesita

un detector por lo que es necesario elegir de forma correcta el equipo, además de

15

saber interpretar los resultados, siendo necesario conocer las bases del

funcionamiento de los detectores así como algunas de las unidades y magnitudes

utilizadas [13].

1.9. Magnitudes y unidades

Una vez que la radiación interacciona con la materia puede originar una gran

diversidad de efectos, es por ello que para poder valorar la relación causa- efecto

se definen las siguiente magnitudes con sus respectivas unidades [13].

1.9.1 Actividad (A)

Es definida como la rapidez con la que la actividad de una muestra radiactiva

disminuye en el tiempo, es decir el número de núcleos que decaen en la unidad de

tiempo. Las unidades de medida son el becquerel (Bq) y el curio (Ci) [11].

1Ci = 37 GBq

1.9.2. Exposición (X)

Es empleada para medir la capacidad que tiene la radiación de producir iones en

el aire. La unidad de medida es el C Kg-1 de acuerdo con el sistema internacional

de medidas (SI), el Roentgen (R) es una magnitud que también mide la exposición

aunque actualmente ya ha caído en desuso.

1 C Kg-1 = 3876 R [8].

16

1.9.3. Dosis absorbida (D)

Se define como la cantidad de energía absorbida por unidad de masa de material

irradiado, las unidades de medida son el Gray (Gy) y el rad [11].

1Gy = 100 rad

1.9.4. Dosis efectiva (H)

Es empleada para representar el efecto de las radiaciones sobre el ser humano en

todo su conjunto, ya que tiene en cuenta el tipo de radiación así como el órgano

del cuerpo que es afectado. La unidad de medida es el Sievert (Sv). Otra unidad

de medida es el rem.

1 Sv = 100 rem

1.10. Equipos

1.10.1. Detector de germanio hiperpuro

Este tipo de detector se basa en la creación de pares de cargas positivas y

negativas por acción de las radiaciones en materiales cristalinos sólidos

semiconductores y en la recolección de cargas de los semiconductores que

pueden ser fabricados de germanio o de silicio. En estos cristales la diferencia

entre la energía de unión de los electrones asociados a los átomos y la energía de

unión conectiva no es muy grande [13].

Cuando la temperatura aumenta, la agitación térmica puede provocar que algunos

electrones que salten de la banda de valencia a la banda de conducción,

provocando que el cristal se vuelva ligeramente conductor, así, al aplicarle una

diferencia de potencial, se genera una corriente. Si se hace incidir una partícula

cargada o radiación electromagnética en el cristal, la partícula cargada arranca

electrones de valencia con la suficiente energía para alcanzar la banda de

conducción, creando pares de electrones libres y vacancias positivas análogos a

los pares de iones (electrones e iones positivos).

17

La forma de recolectar estos electrones es colocando un electrodo positivo en una

de las caras de cristal y de esa forma se obtiene un pulso eléctrico cuya altura es

proporcional al número de electrones liberados por la partícula cargada o por la

radiación electromagnética, y por lo tanto es proporcional a la energía de la

partícula cargada. Para evitar que los electrones salten de la banda de valencia a

la banda de conducción por el aumento en la temperatura, los cristales

semiconductores se montan comúnmente en recipientes con aire o nitrógeno

líquido que los mantiene a temperaturas bajas [10,13].

1.10. 2. Detector de centelleo líquido

Estos detectores son utilizados para la cuantificación de radiactividad,

principalmente radioisótopos emisores beta puros de bajas energías como el tritio

(H-3) y carbono (C-14).

Para poder hacer la detección, las muestras se deben preparar en soluciones

líquidas, la cual contiene los siguientes componentes.

Muestra radiactiva.

Una mezcla líquida de centelleo formada por disolvente orgánico del tipo:

tolueno, xileno, etc.

Compuestos orgánicos con propiedades fluorescentes como. Naftaleno,

2,5- difeniloxazol.

Surfactantes como: tritón N57 o Hyamine 166 que permiten obtener

soluciones homogéneas entre muestras acuosas y soluciones centelladoras

y orgánicas.

La medición de la actividad de un radionúclido por centelleo líquido se basa en la

cuantificación de la taza de luz emitida por la muestra líquida, ya que el centellador

líquido actúa como un transductor de energía, transformando la energía de

decaimiento del radionúclido en luz. Esta es captada por los tubos

fotomultiplicadores que generan pulsos eléctricos, los cuales convenientemente

amplificados y analizados, son clasificados de acuerdo a su amplitud y registrados.

18

El material radiactivo al decaer emite radiaciones que involucran una liberación de

energía, siendo esta característica del radionúclido. La energía es absorbida por el

medio circundante por tres mecanismos: calor, ionización y excitación de las

moléculas de la solución centelladora, siendo este último proceso de interés en la

técnica de centelleo líquido [10].

Para asegurar una transferencia de energía eficiente y una geometría, la solución

centelladora debe actuar como solvente de la muestra radiactiva. La solución

centelladora consiste en una mezcla de solvente y soluto, siendo este último el

centellador, en el caso de un radionúclido beta emisor, como por ejemplo el H-3 y

el C-14, las partículas beta manifiestan su presencia por colisiones con moléculas

de solvente, estas moléculas excitadas pueden transferir la energía a otras

similares y también a moléculas de soluto.

1.11. Líquidos de centelleo

Los líquidos de centelleo son sustancias compuestas por un solvente orgánico.

Tipo tolueno, xileno, pseudocumeno, etc., más uno, dos o tres solutos con

propiedades fluorescentes.

El soluto que contiene un alto nivel de fluorescencia y alta solubilidad dentro de la

solución centelladora, es llamado centellador primario, siendo el 2,5-difeniloxazol

el más utilizado en los sistemas de conteo de centelleo líquido. Los solutos con

baja solubilidad son nombrados centelladores secundarios; entre los más

empleados se encuentran el 2,2 parafenilenbis.

Es así como las partículas β interactúan con los líquidos de centelleo mediante su

energía, la cual pasa entre las moléculas de los líquidos de centelleo hasta que

alcanza un compuesto centellante y dicha energía es re-emitida en forma de luz

[7,21].

19

1.12. Desecho radiactivo

Un desecho radiactivo es cualquier material para el que no se tiene previsto

ningún uso, y además este contaminado o contenga radionúclidos,

concentraciones o niveles de actividad mayores a los establecidos por las

autoridades correspondientes (CNSNS) [7].

1.13. Origen de los desechos radiactivos

El incremento en el número de usos y aplicaciones pacificas de la energía nuclear,

trae como consecuencia un aumento en la generación de desechos radiactivos

[22].

Los residuos se generan en las siguientes actividades:

Producción de energía eléctrica de origen nuclear.

Aplicaciones de los radioisótopos en la medicina, industria e investigación.

Clausura de instalaciones nucleares y radiactivas.

En México los principales generadores de desechos radiactivos son: la Central

Nuclear Laguna Verde en Veracruz, los centros de investigación del sector salud

como: los institutos Nacionales de Cancerología, Epidemiología y Nutrición,

algunos institutos y facultades como la Universidad Autónoma de México (UNAM),

el Instituto Politécnico Nacional (IPN), y el centro de Investigación avanzada

(CINVESTAV), además del Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares.

1.14. Clasificación de los desechos radiactivos

La NOM-004-NUCL-2013 define cada una de las clases de desechos radioactivos

y los clasifica. Algunos de los criterios más utilizados para la clasificación de los

residuos son: el estado físico, el tipo de radiación emitida, el periodo de

semidesintegración, la actividad específica y la radio toxicidad [17].

20

La clasificación más aceptada internacionalmente es la propuesta por el

Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) que divide los residuos

sólidos, líquidos y gaseosos en distintas categorías (Fig. 1.10).

1.10. Clasificación de los desechos radioactivos propuesta por el OIEA.

1.14.1 Estado físico

Por su estado físico se clasifican en sólidos, líquidos y gaseosos.

1.14.2. Tipo de radiación emitida

Los radio nucleídos contenidos en los residuos radiactivos pueden desintegrarse

de diferentes formas, dando lugar a la emisión de diversas partículas o rayos.

Desde este punto de vista, los residuos radiactivos se clasifican en emisiones α, β,

y γ.

Debidos a que cada tipo de radiación interacciona de distinta forma con la materia,

presentando diferentes longitudes de penetración o lo que es lo mismo, alcances

en el medio irradiado, este criterio condiciona las barreras de protección, el

manejo de los residuos y en general la exposición a las radiaciones en el lugar de

almacenamiento [11].

21

1.14.3. Período de semidesintegración

Como se sabe la radiactividad decrece regularmente con el tiempo. En función del

periodo de semidesintegración de los radio nucleídos contenidos en los residuos

se hace la siguiente clasificación:

Residuos radiactivos de vida corta: estos residuos están contaminados

básicamente con isótopos radiactivos cuyo período de semidesintegración

es inferior a 30 años.

Residuos radiactivos de vida larga: estos residuos están contaminados con

isótopos radiactivos cuyo período de semidesintegración es superior a 30

años.

1.14.4. Actividad específica

Actividad por unidad de masa o volumen de material radiactivo (radiactividad

específica).

Para cada radio nucleídos hay definido un umbral por encima del cual se

considera al residuo como de alta actividad y recíprocamente, por debajo, como

de baja.

1.14.5. Radio toxicidad

Es una propiedad de los residuos radiactivos que define la peligrosidad desde el

punto de vista biológico.

Tanto la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICPR), como el

Organismo Internacional de energía Atómica de las Comunidades Europeas

(EURATOM), han recomendado una clasificación en cuatro grupos, según el

grado de radio toxicidad por unidad de actividad.

Grupo A: de más alta toxicidad, ejemplo Ra-226, Pu-239, Am-241.

Grupo B: toxicidad entre media y alta, ejemplo Sr-90; I-125, 126,131.

Grupo C toxicidad entre media y baja, ejemplo P-32, Au-198, Mb-99.

22

Grupo D: baja toxicidad, ejemplos H-3, Cr-51, Tc-99.

La NOM-004-NUCL-2013 define cada una de las clases de desechos radiactivos,

de acuerdo con la concentración, actividad y vida media de los radionúclidos

presentes y las clasifican en [17]:

Nivel alto: desechos procedentes de las centrales nucleares.

Nivel intermedio: desechos procedentes de las centrales nucleares, pero de

vida media corta y de menor actividad.

Nivel bajo/mixto: procedentes de instituciones y empresas dedicadas a la

investigación.

Jales de Uranio y Torio.

La clasificación radiológica de los desechos radiactivos es necesaria para

establecer criterios y requisitos, con el fin de efectuar de manera segura las

operaciones de manejo, tratamiento, acondicionamiento, transporte y

almacenamiento temporal y/o definitivo de los mismos.

Particularmente debe tenerse en cuenta a los desechos mixtos, que son aquellos

que contienen también residuos peligrosos de acuerdo con la NOM-052-

SEMARNAT-2005 [19].

1.15. Gestión de desechos radiactivos

Para evitar la dispersión del material radiactivo contenido en los desechos y

asegurar el confinamiento, es necesario disponerlos bajo una forma sólida, física y

químicamente estable, además de reducir su volumen.

Los residuos deben manejarse de manera que garantice la seguridad del personal

expuesto y del público en general, protegiendo la integridad del medio ambiente.

El conjunto de etapas necesarias para aislar de manera segura los desechos

radiactivos hasta que hayan perdido su radiactividad se conoce como gestión de

desechos radiactivos [5]:

23

1.15.1. Pre-tratamiento

El objetivo de esta fase es determinar que radionúclidos contienen los desechos,

en que cantidades, la forma física y química que presentan. Esta información es

fundamental para poder definir las tecnologías más adecuadas que deben

aplicarse en cada una de las etapas de la gestión [15].

1.15.2. Tratamiento

Los desechos se someten al tratamiento que más convenga según sus

características físicas, químicas y radioquímicas. Los desechos que contienen

radioisótopos de vida media corta (días) simplemente se dejan decaer durante 10

vidas medias. Muchos sólidos se pueden compactar o incinerar, otros se pueden

descontaminar, o si es posible, se cortan en pequeños pedazos que se pueden

inmovilizar. Los desechos líquidos se pueden tratar por evaporación, precipitación

química, filtración o intercambio iónico. Algunos líquidos orgánicos se pueden

incinerar [15].

1.15.3. Acondicionamiento o inmovilización

El acondicionamiento de desechos radiactivos previamente tratados tiene por

objetivo inmovilizar (para evitar la disolución y transporte de los radionúclidos por

el agua) y envasar en contenedores apropiados los desechos antes de ser

enviados a un almacén.

Los métodos más comunes son cementación, asfalto, vitrificación, etc. Los

contenedores deben pasar pruebas de resistencia, corrosión, compresión, etc.,

para asegurar su comportamiento a largo plazo en el almacén definitivo.

24

1.15.4. Disposición final

Idealmente los desechos acondicionados se envían directamente a un almacén

definitivo que garantice una contención efectiva durante un período de miles de

años. Al cabo de este tiempo ya habrán decaído los radionúclidos contenidos en

los desechos a niveles inocuos. Sin embargo, en algunos casos es conveniente o

necesario enviar los desechos a un almacén temporal antes de enviarlos al

definitivo [15].

La disposición final de los desechos radiactivos previamente tratados y

acondicionados se realiza mediante la interposición de una serie de barreras

artificiales y naturales, entre los desechos y el medio.

La primera barrera es la matriz en la que se encuentra inmerso el desecho

(cemento, asfalto, vitrificado), que asegura una pantalla protectora. La segunda

barrera es el contenedor donde se confinan los desechos inmovilizados con el

objetivo de evitar La posible dispersión.

La tercera barrera son las obras de ingeniería del almacén (pisos, paredes,

techos, etc.), en forma de trincheras o túneles, galerías y bóvedas subterráneas o

túmulos en la superficie del terreno.

La cuarta barrera es el medio geológico donde se ubican los desechos; esta última

debe ser altamente estable e impermeable, pues su misión es detener o retardar

el acceso de los radionúclidos al medio ambiente, en caso de que pudiesen

superar las tres primeras barreras.

25

En principio, para los desechos radiactivos de alto nivel se considera apropiado

almacenar en formaciones geológicas profundas y estables por periodos de miles

o decenas de miles de años (ver Fig. 1.11) [8].

Figura 1.11. Barreras de contención de desechos radiactivos.

1.16. pH

El pH (potencial de hidrógeno) es un índice logarítmico de grado de acidez o

alcalinidad de una sustancia. Este índice es logarítmico porque se expresa

mediante exponente (en base10) que es fácil de manejar. La escala va de 0-14

como se muestra en la figura 1.12 [10].

1.12. Escala de pH

1.17. Conductividad

La conductividad eléctrica de una solución puede definirse como la capacidad que

esta tiene para transmitir la corriente eléctrica y dependerá, además del voltaje

aplicado, del tipo, carga y movilidad de los iones presentes, de la viscosidad del

26

medio en el que los iones han de moverse. En las disoluciones acuosas, y puesto

que la viscosidad disminuye con la temperatura, la facilidad de transporte iónico o

conductividad aumentará a medida que se eleva la temperatura [2,10].

1.18. Viscosidad

La viscosidad es la propiedad de un fluido al oponerse a su flujo cuando se aplica

una fuerza. Los fluidos de alta viscosidad presentan una cierta resistencia a fluir y

los de baja viscosidad fluyen con facilidad. La fuera con la que una capa de fluido

en movimiento arrastra consigo a las capas adyacentes del fluido, determina la

viscosidad. Las condiciones ambientales, especialmente la temperatura y la

presión afectan a la viscosidad. La medida de la viscosidad se expresa

comúnmente con dos sistemas de unidades SAYBOLT o en un sistema métrico

CENTISTOKES (CST) [10].

1.19. Densidad

La densidad de una sustancia es una propiedad física que la caracteriza y está

definida como el cociente entre la masa y el volumen de la sustancia que se trate.

Esta propiedad depende de la temperatura, por lo que al medir la densidad de una

sustancia se debe considerar la temperatura. Si se desea determinar con mayor

precisión la densidad de una sustancia líquida es común utilizar un picnómetro,

instrumento cuya característica principal es la de mantener un volumen fijo al

colocar diferentes líquidos [1].

1.20. Cromatografía de gases

La cromatografía agrupa un conjunto importante de diversos métodos, que permite

separar componentes estrechamente relacionados en mezclas complejas. En

27

todas las separaciones cromatográficas, la muestra se desplaza con una fase

móvil, que puede ser un gas, un líquido o un fluido supercrítico.

Esta fase móvil se hace pasar a través de una fase estacionaria con la que es

inmiscible, y que se fija en una columna o una superficie sólida. Las dos fases se

eligen de tal forma, que los componentes de la muestra se distribuyen de modo

distinto entre la fase móvil y la fase estacionaria.

Aquellos componentes que son fuertemente retenidos por las fases estacionarias

se mueven lentamente con el flujo de la fase móvil; por el contrario, los

componentes que se unen débilmente a la fase estacionaria, se mueven con

rapidez. Como consecuencia de la distinta movilidad, los componentes de la

muestra se separan en bandas o zonas discretas que pueden analizarse

cualitativa y cuantitativamente. En particular cuando la fase móvil es un gas, los

métodos cromatográficos se clasifican en cromatografía de gases y gas-sólido.

En cromatografía de gases, la muestra se volatiliza y se inyecta en la cabeza de

una columna cromatográfica. La elución se produce por el flujo de una fase móvil

de un gas inerte, en este tipo de cromatógrafo la fase móvil no interacciona con las

moléculas del analito; su única función es la de transportar el analito a través de la

columna.

En la cromatografía gas-sólido se produce la retención de los analito en una fase

estacionaria sólido como consecuencia de la adsorción física; esta se basa en la

distribución del analito entre una fase móvil gaseosa y una fase líquida

inmovilizada sobre la superficie de un sólido inerte [10]

1.21. Instrumentación para la cromatografía de gases

1.21.1. Gas portador

Entre los gases portadores, que deben ser químicamente inertes, se encuentran el

helio, el nitrógeno y el hidrógeno. La elección de los gases está con frecuencia

determinada por el tipo de detector que utiliza, además el sistema de un gas

portador contiene a menudo un tamiz molécula para eliminar el gua u otras

28

impurezas. El intervalo de presiones de entrada oscila entre 10 y 50 psi. Los

caudales se controlan normalmente mediante un regulador de presión de los

niveles colocado en el cilindro de gas.

1.21.2. Sistema de inyección de muestras

La eficiencia de la columna requiere que la muestra sea de un tamaño adecuado y

que sea introducida como un tapón de vapor. El método más común de inyección

de la muestra implica el uso de una microjeringa para inyectar una muestra líquida

o gaseosa a través de un diafragma de goma de silicona, en una cámara de

vaporización instantánea [10].

1.21.3 Columna

Las columnas cromatográficas varían desde menos 2 hasta 50 m de longitud.

Están construidas en acero inoxidable, vidrio, sílice, fundida o teflón. A fin de

poder colocarse en el interior de un horno termostatizado. La temperatura de la

columna es variable, aspecto importante para realizar un trabajo preciso, es por

esto que la columna normalmente se introduce dentro de un horno de temperatura

controlada. La temperatura óptima de la columna depende del punto de ebullición

de la muestra y del grado de separación requerido [10].

1.21.4 Sistemas de detección

El detector ideal para cromatografía de gases tienen las siguientes características:

Adecuada sensibilidad

Buena estabilidad y reproducibilidad.

Respuesta lineal para los solutos que se extienda a varios órdenes de

magnitud.

29

Intervalos de temperatura de trabajo comprendido desde la temperatura

ambiente hasta menos 400 °C.

Tiempo de respuesta corto que sea independiente del caudal.

Alta fiabilidad y manejo sencillo.

Respuesta semejante para todos los solutos o, por el contrario una

respuesta selectiva altamente predecible para uno o más tipos de solutos.

No destructivo de la muestra.

1.22. Análisis por componentes principales

El Análisis de Componentes Principales (ACP) es una técnica estadística de

síntesis de la información, o reducción de la dimensión (número de variables). Es

decir, ante un banco de datos con múltiples variables, el objetivo será reducirlas a

un menor número perdiendo la menor cantidad de información posible. Los nuevos

componentes principales o factores serán una combinación lineal de las variables

originales, y además serán independientes entre sí.

30

CAPÍTULO II.

METODOLOGÍA

31

En este capítulo se describe el procedimiento empleado para la caracterización

radiológica y físico-química de desechos líquidos orgánicos radiactivos

muestreados en la Planta de Tratamiento de Desechos Radiactivos (PATRADER)

del ININ, en cuatro diferentes campañas. Para ello los desechos fueron analizados

mediante espectrometría gamma, centelleo líquido y cromatografía de gases,

además se determinó pH, conductividad, densidad relativa y viscosidad dinámica

de los mismos como se describe a continuación.

2.1. Muestreo de desechos líquidos radiactivos

Previo a realizar el muestreo se creó una base de datos con la información

proporcionada por el generador del desecho al Departamento de Desechos

Radiactivos: tipo de radioisótopo que contiene, actividad estimada, fase,

procedencia y fecha de recepción del desecho a la PATRADER. Además, se le

asignó a cada muestra una clave de identificación en función al número de

campaña; así para la 4ª campaña, se asignó la clave 4-X, para la 5ª 5-X, para la 6ª

6-X y para la 7ª 7-X, donde X se refiere al número de la muestra [3-4]. Las tablas

2.1, 2.2, 2.3 y 2.4 enlistan esta información, correspondiente a cada campaña

reportada en este trabajo. El símbolo “------“, presente en estas tablas, significa

que no se tienen datos al respecto sobre esa muestra.

Tabla 2.1. Datos generales de los desechos radiactivos muestreados en la campaña No.4.

Clave Fecha de recepción

Isótopo (generador)

Procedencia Fase Actividad estimada

4-2 ---------- ----------

---------- ---------- ----------

4-3 01/10/2014 3H CINVESTAV-IPN Acuoso 0.067 MBq/L

4-4 22/10/2014 3H CINVESTAV-IPN Orgánico 0.780 MBq/L




4-8 13/08/2014 3H CINVESTAV-IPN

Acuoso (gel, heterogéneo)

0.050 MBq/L





4-13 22/10/2014 3H CINVESTAV-IPN Acuoso 0.053 MBq/l

4-14 22/10/2014 14

C CINVESTAV-IPN Acuoso 0.0007 MBq/L

32

Continuación Tabla 2.1. Datos generales de los desechos radiactivos muestreados en la

campaña No.4. 4-15 nov-14

3H CINVESTAV-IPN 1.850 MBq/L

4-16 06/02/2013 14

C CINVESTAV-IPN Acuoso 7.4 MBq/L

4-17 20/02/2013 125

I CINVESTAV-IPN Acuoso 5.0 MBq/L

4-18 20/02/2013 125

I CINVESTAV-IPN Acuoso 1 MBq/L



4-2-1 17/08/2011 3H

Instituto Nacional de Psiquiatría

Orgánico 3.4x106 Bq

4-2-2 02/03/2012 3H


Acuoso 86.58x104 Bq

4-2-3 17/08/2011 3H



4-2-4 28/06/2013 3H


Orgánico 550 Bq

4-2-5 25/11/2014 3H


Orgánico 23.4 mCi

4-2-6 23/08/2011 3H


Orgánico /Ac 7.4x106 Bq

4-2-7 31/05/2013 3H


Orgánico 0.15 mCi

4-2-8 02/04/2014 3H CINVESTAV-IPN Acuoso 0.323 MBq/L

4-2-9 06/02/2013 3H CINVESTAV-IPN Orgánico 480MBq/L

4-2-10 28/06/2013 3H


Orgánico 5550 Bq


4-2-12 17/08/2011 3H




4-2-14 11/06/2014 125

I CINVESTAV-IPN Fisiología Acuoso 1.07 MBq/L

4-2-15 16/07/2014 3H CINVESTAV-IPN Fisiología Acuoso 0.06 MBq/L


4-2-17 09/04/2014 125

I CINVESTAV-IPN Fisiología Acuoso 4.00 MBq/L


4-2-19 09/04/2014 3H CINVESTAV-IPN Genética Acuoso 0.300 MBq/L

4-2-20 04/06/2014 3H

CINVESTAV-IPN Neurociencias

Acuoso 0.185 MBq/L


4-2-22 09/04/2014 3H

CINVESTAV-IPN Neurociencias

Acuoso 0.185 MBq/L



4-2-26 02/07/2014 3H CINVESTAV-IPN Genética Orgánico 0.720 MBq/L


4-2-28 28/05/2014 3H CINVESTAV-IPN Orgánico 1.375 MBq/L


4-2-30 05/12/2012 3H CINVESTAV-IPN Acuoso 17 MBq/L


33




Procedencia (laboratorio)

Fase Actividad estimada

5-1 16/12/2009 H – 3 META … ---------- 20 µCi

5-2 01/10/2009 H – 3 BIOLOGIA CELULAR ---------- 60 µCi


5-4 02/09/97 H – 3 ONCOLOGIA

BIOMEDICA ---------- 56 mCi

5-5 11/11/2010 C – 14 FIBROSIS

PULMONAR ---------- 180 µCi

5-6 02/09/97 H – 3 ONCOLOGIA

BIOMEDICA ---------- 250 µCi

5-7 27/01/2011 H – 3 INMUNOLOGIA ---------- 70 µCi

5-8 06/06/2008 H – 3 HIPERACTIVIDAD

BRONQUIAL ---------- 200 µCi



5-11 06/11/2010 H – 3 ONCOLOGIA ---------- 10 µCi

5-12 06/06/2008 H – 3 HIPERACTIVIDAD

BRONQUIAL ---------- 200 µCi

5-13 04/07/13 H – 3 BIOQUIMICA ACUOSO 08 µCi

5-14 22/01/13 H – 3 INFECTOMICA ACUOSO 250 µCi

5-15 14 -08 - 13 H – 3 FISIOLOGIA ---------- 1.01 MBq

5-16 27/XI/13 H – 3 FISIOLOGIA II ACUOSO 0.5 MBq

5-17 22/01/13 H – 3 INFECTOMICA ACUOSO 21 µCi

5-18 30/06/2011 H – 3 ---------- LIQUIDO 100 µCi

5-19 14 - 08 - 13 H – 3 FISIOLOGIA ---------- 0.95 MBq

5-20 2 - 10 - 13 H – 3 GENETICA ORGANI

CO 5647.8 kBq


CO 166.8 kBq

5-22 27/XI/ H – 3 FISIOLOGIA II ACUOSO 0.5 MBq

5-23 21/08/13 H – 3 GENETICA 0RGANI

CO 10830 kBq

5-24 4 - 12 - 13 H – 3 FISIOLOGIA ACUOSO 0.8 MBq



CO 1080 kBq

5-27 20/3/13 H – 3 FISIOLOGIA II ACUOSO 0.3 MBq


5-29 12 - F02 - 14 H – 3 FISIOLOGIA ACUOSO 0.9 MBq


CO 1480 kBq

5-31 20 - 11 - 13 H – 3 NEUROCIENCIAS ACUOSO 740 kBq




CO 4030 kBq


5-36 21 - 8 - 13 H – 3 FISIOLOGIA II ACUOSO 0.5 MBq


5-38 04 - 05 - 08 H – 3 BIOMEDICINA

MOLECULAR ACUOSO 5 µCi

5-39 28 - 11 - 12 Ca – 45 ---------- ---------- 30 kBq

34


campaña No.5.

5-40 13 - 03 - 13 H – 3 GENETICA ORGANIC

O 350 kBq

5-41 JUNIO - 09 C – 14 BIOQUIMICA ACUOSO 3 µCi

5-42 JUNIO - 09 C – 14 BIOQUIMICA ACUOSO 15.75 µCi

5-43 13/6/12 H – 3 QUIMICA ACUOSO 283.05 kBq


5-45 05 - 07 - 12 H – 3 INRETONICO Y

PATOQUENESIS ACUOSO 1.48 MBq

5-46 13 - 11 - 2012 ---------- ---------- LIQUIDO

ORGANICO 15 µCi



5-49 13 - 05 - 2…. H – 3 ---------- LIQUIDO ----------

5-50 12 - 06 - 13 H – 3 GENETICA ORGANIC

O 2320 kBq




Procedencia Actividad estimada

6-1 12/08/2015 H-3 Dep. Neurociencias

CINVESTAV 740 KBq

6-2 24-jun-15 H-3 Dep. Fisiología CINVESTAV 0.6 MBq

6-3 09-sep-15 H-3 Dep. Fisiología CINVESTAV 0.2MBq


CINVESTAV 740MBq


CINVESTAV 740MBq

6-6 ---------- H-3 ----------- 0.2MBq/L


CINVESTAV 0.33MBq


CINVESTAV 740KBq

6-9 22-jul-15 H-3 Dep. Fisiología CINVESTAV 0.35MBq


CINVESTAV 740MBq

6-11 09/sep/15 H-3 Dep. Fisiología CINVESTAV 0.1MBq


CINVESTAV 740KBq

6-13 ---------- H-3 Dep. Fisiología CINVESTAV 146KBq


CINVESTAV 740KBq


CINVESTAV 740KBq

6-16 ---------- H-3 Dep. Fisiología CINVESTAV 111KBq


CINVESTAV 740KBq

6-18 22/07/13 H-3 Dep. Fisiología CINVESTAV 0.18MBq

6-19 22/julio/15 H-3 Dep. Fisiología CINVESTAV 0.33MBq

6-20 10/06/15 H-3 Dep. Fisiología CINVESTAV 166.6Bq

35


campaña No.6. 6-21 04/04/15 H-3 FLORM/Biología REP 10500Bq


CINVESTAV 740KBq


CINVESTAV 740KBq


CINVESTAV 740KBq



CINVESTAV 740KBq


CINVESTAV 740KBq

6-28 12/08/- H-3 Dep. Neurociencias

CINVESTAV 740KBq


CINVESTAV 740KBq


CINVESTAV 740KBq


6-32 24/junio/15 H-3 Dep. Fisiología CINVESTAV 0.6MBq


CINVESTAV 740KBq

6-34 ---------- H-3 ----------- 0.148MBq/L

6-35 22/junio/15 H-3 ----------- MBq


CINVESTAV 740KBq


CINVESTAV 740KBq

6-38 01/07/15 H-3 Toxicología CINVESTAV 1497.5KBq

6-39 01/07/15 H-3 Toxicología CINVESTAV 1497.5 KBq

6-40 04/02/15 H-3 CINVESTAV-IPN 1572.5 KBq

6-41 05/02/15 H-3 Genética CINVESTAV 1320 KBq

6-42 01/03/15 H-3 Biología molecular

CINVESTAV 4.6 MBq

6-43 04/02/15 H-3 Genética CINVESTAV 1572.5 KBq

6-44 22/04/15 H-3 CINVESTAV-IPN 3.61


CINVESTAV 740 KBq


CINVESTAV 740KBq

6-47 -/junio/15 H-3 Dep. Fisiología CINVESTAV 1.0 MBq


CINVESTAV 740KBq


CINVESTAV 740 KBq

6-50 06/07/- H-3 Dep. Neurociencias

CINVESTAV 740 KBq

36




Procedencia (laboratorio)

Fase Actividad estimada

7-1 11/Octubre/201

3 C-14 Lab II Acuoso 230 µCi

7-2 11/02/ C-14 Lab II 100 µCi

7-3 23/07/2014 ---------- Depto. Neurociencias Acuoso 740?

7-4 21-may-14 H-3 Lab 37 Neurociencias Acuoso 2.1 MBq

7-5 21-ene-15 H-3 Depto. Bioquímica orgánico 50 µCi

7-6 08-sep-13 H-3 Lab ll ---------- 200 µCi

7-7 jul-14 C-14 ---------- ---------- 0.135 Bq

7-8 ---------- ---------- ---------- ---------- ----------

7-9 03/12/2014 H-3 orgánico 2850 KBq

7-10 ---------- H-3 Depto. Toxicología orgánico 3130 KBq

7-11 25/11/2015 H-3 Depto. Fisiología Acuoso 740 KBq

7-12 nov-13 H-3 CINVESTAV-IPN Depto. Biomédica

Acuoso 21.1 Bq

7-13 07/10/2015 H-3 CINVESTAV-IPN

Depto. Neurociencias Acuoso 740 KBq

7-14 25/11/2015 H-3 CINVESTAV-IPN Depto. Fisiología

Acuoso 740 KBq

7-15 25/11/2015 H-3 CINVESTAV-IP

Depto. Fisiología Acuoso 740 KBq

7-16 25/11/2015 H-3 CINVESTAV-IP


7-17 10/05/2014 C-14 CINESTAV-IPN Depto. Biología

Celular Acuoso 0.91226 µCi

7-18 23/11/2015 H-3 CINVESTAV-IP


7-19 20/10/2015 H-3 ---------- 3.0 µCi

7-20B 01-jul-05 H-3 ---------- 0.711 MBq

7-21 28/11/2012 ---------- CINVESTAV-IPN ---------- 45 Ci

7-22 02-ene-15 H-3 ---------- 25 µCi

7-23 30/10/2015 H-3 ---------- ----------

7-24 nov-15 H-3 ---------- ----------

7-25 01-jul-15 H-3 CICY ---------- 3600 Bq

7-26 01-jul-03 H-3 ---------- 0.043 MBq

7-27 01-jul-05 H-3 CICY ---------- 1500 Bq

7-28 12/11/2014 H-3 CINVESTAV-IPN


7-29 20/09/2014 H-3 CINVESTAV-IPN


7-30 24/04/2013 H-3 CINVESTAV-IPN

Lab. Neurociencias Acuoso 740 KBq

7-31 14-may-12 H-3 CINVESTAV-IPN

Depto. Fisiología Acuoso 0.95 MBq

37


campaña No.7.

7-32 24-jun-15 H-3 CINVESTAV-IPN Acuoso 1.1 MBq

7-33 04-ago-12 H-3 CINVESTAV-IPN


7-34 02/09/2005 Rb-86 Lab. Neurología Orgánico 3.33 MBq

7-35 04/03/2015 H-3 CINVESTAV-IPN


7-36 02/09/2015 Rb-86 Lab. Neurología Orgánico 3.30 Bq

7-37 18-mar-15 H-3 CINVESTAV-IPN


7-38 04/03/2015 H-3 CINVESTAV-IPN


7-39 08/04/2015 H-3 CINVESTAV-IPN


7-40 19/12/2012 H-3 CINVESTAV-IPN


7-41 10-feb-15 H-3 Depto. Unidad Biomedicina

Acuoso 26.5351 MBq

7-42 16-jul-14 H-3 CINVESTAV-IPN

Depto. Fisiología Acuoso 5.X Bq

7-43 20-ll-13 H-3 CINVESTAV-IPN


7-44 27-v-2013 H-3 CINVESTAV-IPN


7-45 20/11/2015 H-3 CINVESTAV-IPN

Lab. Neurociencias Acuoso 740 KBq

7-46 08/07/2015 H-3 CINVESTAV-IPN


7-47 28/01/2015 H-3 CINVESTAV-IPN


7-48 02-jul-14 Na-22 ---------- 185 MBq

7-49 01/10/2009 H-3 Lab. Oncología

biomédica Acuoso 1 mCi

38


campaña No.7.

7-50 20/03/2014 Na-22 ---------- 1.85 MBq

7-51 09/09/2011 H-3 Lab. Calidad Acuoso 25 µCi

7-52 07/10/2015 H-3 CINVESTAV-IPN


7-53 18-mar-15 H-3 CINVESTAV-IPN


7-54 23/07/2014 H-3 CINVESTAV-IPN


7-55 09-sep-15 H-3 CINVESTAV-IPN

Depto. Fisiología Acuoso ----------

7-56 12/08/2015 Na-22 Depto. Nefrología ---------- 9.25 MBq

7-57 08/04/2012 H-3 CINVESTAV-IPN


7-58 29-feb H-3 CINVESTAV-IPN

Depto. Neurociencias Acuoso ----------

7-59 16/11/2011 H-3 CINVESTAV-IPN

Depto. Neurociencias ---------- 746 KBq

7-60 10-feb-15 H-3 Depto. Unidad Biomedicina

Acuoso 26.5351 MBq

7-62 01-jul-15 C-14 CICY ---------- 100 Bq

7-63 ---------- C-14 --------- ---------- ----------

7-64 26/03/2014 Rb-86 ---------- 18.5 MBq

Previo al muestreo, las garrafas que contenían el desecho fueron homogenizadas

perfectamente a fin de tomar una muestra representativa; posteriormente se

colocaron sobre lonas protectoras para evitar posibles derrames o contaminación

en el área de trabajo.

Se tomaron alícuotas de aproximadamente 50 mL del desecho contenido en las

garrafas de plástico, cuyo volumen variaba de 5 a 20 L, y fueron depositadas en

viales de polietileno de 100 mL de alta densidad y posteriormente llevadas al

Laboratorio de Desechos Radiactivos [14,16].

2.1.1. Preparación de la muestra para cuantificación por espectrometría

gama y beta

Para el análisis mediante espectrometría gamma y centelleo líquido los desechos

fueron vertidos en viales de centelleo líquido de 20 mL (figura 2.1), realizando el

siguiente procedimiento:

39

Se pesó el vial vacío (p1).

Se agregaron aproximadamente 10 mL del desecho y se volvió a tomar el

peso (p2).

Se agregaron 10 mL de líquidos de centelleo INSTA-GEL®XF y se

homogenizó perfectamente; se tomó el pesó.

Finalmente mediante diferencia de peso se calcularon los gramos totales de la

muestra usando la ecuación 2.1.

2.1

Donde X son los gramos totales de muestra, p1 es el peso del vial vacío y p2 es el

peso del vial más el desecho.

Figura 2.1. Viales de líquidos de centelleo con muestras de desechos líquidos radiactivos.

2.2 Caracterización radiológica

La caracterización radiológica de un desecho radiactivo surge de la necesidad de

conocer los radionúclidos contenidos en éste; y de esta manera determinar la

siguiente etapa de gestión. Por ello como se describe a continuación los desechos

fueron cuantificados mediante espectrometría gamma y centelleo líquido a fin de

determinar la actividad y el tipo de radionúclido presente en las muestras.

40

2.2.1. Espectrometría gamma

Las muestra de desechos radiactivos fueron cuantificadas por 14400 segundos en

uno de los diferentes sistemas de espectrometría gamma descritos en este

apartado (ver figura 2.2), con el objetivo de determinar si existe presencia de

emisores gamma.

Sistema de Espectrometría 1: Detector de Germanio Hiperpuro Coaxial

marca Canberra de 10% de eficiencia, unido a un preamplificador Canberra

2001C, un amplificador Tennelec TC243, un HV ORTEC 659, un multicanal

ASPEC MCA 927 y un software de análisis Maestro Versión 7.01 para

Windows de ORTEC.

Sistema De espectrometría 2: Detector de Germanio Hiperpuro marca EG &

G ORTEC de 10% de eficiencia, unido a un preamplificador ORTEC modelo

GEM-10195; un amplificador Canberra modelo 2020, un multicanal ORTEC

659 y un software de análisis Genie 2000 versión 7.01 para Windows de

ORTEC.

Finalmente se cuantificó un fondo, en el mismo tiempo de conteo de las muestras

y se hizo una comparación entre ambos (fondo-muestra), a fin de identificar la

presencia de algún radionúclido emisor gamma en las muestras.

41

Figura 2.2. Sistema de Espectrometría gamma

Los sistemas de espectrometría gamma fueron calibrados en energía y eficiencia

con las siguientes fuentes patrón: 1) Cs-137 de 97.07 kBq, CE-CB-LPR-24/F/2012

No. Serie 137PP667, 2) Co-60 de 45.3 kBq CE-CB-LPR-10/F/2013 No. Serie

60PP670 y 3) Am.241 de 1.73 kBq, CE-CB-LPR-25/F/2012 No. Serie 241PP668;

y 4) la fuente líquida en frasco de vidrio de 20 mL CE.CB.LPR-22/F/2014, No. de

Serie MULTLF686; preparadas por el Departamento de Metrología de Radiaciones

Ionizantes del Laboratorio de Patrones Radiactivos del ININ.

2.2.2. Contador de líquidos de centelleo

Preparadas las muestras (ver sección 2.1.1) estas fueron analizadas por 30

minutos en el contador de centelleo líquido MicroWin 2013 Versión 5 (ver figura

2.3).

42

En cada lote de muestras analizadas, se incluyó un estándar de H-3 marca

Beckman No. Serie HEH0312 con actividad de 25780.74 dpm y un estándar de C-

14 marca Beckman No. Serie CEH1109 con actividad de 5618.16 dpm; así como

un blanco conteniendo únicamente líquido de centelleo INSTAL GEL®XF marca

Packard.

Figura 2.3 Contador de centelleo líquido MicroWin 2013.

2.2.2.1. Construcción de curvas de apagamiento con patrones de H-3 y C-14

Para la construcción de las curvas de apagamiento se realizó el conteo de un lote

con patrones de H-3 marca G&G CHEMICALS & services LTD con actividad de

76610.369 DPM a nueve diferentes factores de apagamiento; y se preparó un lote

de patrones de C-14 marca Packard con actividad de 128.875 Bq/g. Para ello se

adicionaron a viales de centelleo líquido: 2 mL del patrón de C-14, 15 mL de

líquido de centelleo INSTAL GEL®XF, y cantidades variables de tetracloruro de

carbono, utilizado como extintor. Todos los patrones fueron cuantificados por un

tiempo de 1800 segundos igual al de las muestras. Dado que el conteo de las

muestras depende del apagamiento “quenching”, éstas fueron almacenadas en la

oscuridad, por lo menos 1 hora antes de ser analizadas.

43

Cuantificados los patrones, se tomaron los valores de QPI (apagamiento) de la

base de datos del equipo y mediante la ecuación 2.2 se determinó la eficiencia de

conteo.

2.2

Donde E es la eficiencia, cpm las cuentas por minuto y dpm las desintegraciones

por minuto del estándar radiactivo.

Finalmente se construyeron las gráficas QPI vs Eficiencia, para H-3 y C-14. Una

vez realizado el conteo de todas las muestras de desechos radiactivos, el equipo

proporciona las cpm y los valores de QPI (QPImuestra) para cada muestra. A partir

de la curva de calibración (QPI vs E) del correspondiente radioisótopo, se obtiene

el valor de eficiencia de cada muestra. A las cpm de la muestra se restan las cpm

del fondo y se determinan finalmente la actividad de la muestra en dpm, aplicando

la ecuación 2.3.

2.3

La actividad de la muestra en dpm se transforma en Bq/g aplicando la ecuación

2.4.

2.4

Donde A es la actividad (Bq/g), dpm las desintegraciones por minuto y m es la

masa de la muestra (g).

44

Cuando los valores de apagamiento de las muestras sobre pasaron la escala de

las curvas de calibración para H-3 o C-14 (QPI vs E), se realizó la dilución de la

muestra y la correspondiente curva de calibración.

Para determinar la masa del desecho en la muestra diluida (g) se aplicaron las

expresiones 2.5 y 2.6

2.5

2.6

Donde X es la fracción de la muestra, m es la masa del desecho en la muestra

inicial (g), CL es la masa del líquido de centelleo en la muestra inicial (g), y Md es la

masa de la alícuota de la muestra inicial que será diluida nuevamente en líquido

de centelleo.

2.3 Caracterización físico-química de desechos líquidos radiactivos

A fin de realizar un análisis de las propiedades físico-químicas que permitan

identificar las características de cada uno de los desechos muestreados y en base

a ello definir la gestión se midieron parámetros como: pH, conductividad,

viscosidad, densidad y la composición química, mediante cromatografía de gases,

de los desechos radiactivos. A continuación se describe la metodología utilizada

para la determinación de dichos parámetros.

Cabe mencionar que todas las determinaciones físico-químicas fueron realizadas

dentro de una caja de guantes.

45

2.3.1. pH de desechos líquidos radiactivos

Para la determinación del pH de los desechos líquidos radiactivos se usó un

potenciómetro, marca Termo Orion, modelo 230 (ver figura 2.4), el cual fue

primeramente calibrado con tres soluciones reguladoras marca J.T. Baker: buffer

pH 4 (hidrogenoftalato de potasio), buffer pH 7 (fosfato), buffer pH 10 (borato) de

la siguiente manera:

1. Encender el potenciómetro.

2. Conectar el bulbo al potenciómetro, lavar con agua destilada y secar

perfectamente.

3. Presionar mode hasta que en la pantalla este marcado el modo pH.

4. Presionar la tecla 2nd seguida de la tecla call hasta que se muestre en la

pantalla la leyenda P1 que indica que el equipo está listo para recibir la

primera solución (buffer pH 4).

5. Introducir el bulbo y esperar a que en la pantalla se muestre Ready

indicando que la lectura es correcta. Si esto no es así ajustar con las teclas

▲▼, cuando esté en el valor correcto presionar “yes”.

6. Cuando P2 aparezca en la pantalla, sacar el bulbo de la primera solución,

lavar con agua destilada y secar.

7. Introducir el bulbo en la segunda solución (buffer pH 7) y ajustar hasta que

el valor sea el correcto, entonces presionar “yes”. En la pantalla aparecerá

P3.

8. Lavar y sacar bien el bulbo con agua destilada.

9. Meter el bulbo en la solución buffer número 3 que corresponde al pH 10.

10. Sacar el bulbo y nuevamente lavar con agua destilada y secar.

Una vez calibrado el equipo, se introdujo la celda directamente al desecho, se

esperó a que en la pantalla principal apareciera “ready” y se registró lectura. Se

lavó la celda con agua y alcohol etílico para remover la mayor cantidad del

desecho y se secó, y se procedió a realizar la siguiente muestra.

46

Figura 2.4. Potenciómetro utilizado en la determinación de pH de los desechos

radiactivos.

2.3.2. Conductividad de desechos líquidos radiactivos

Para la determinación de conductividad, se usaron dos conductímetros con

escalas diferentes (figura 2.5), uno marca CONDUCTRONIC modelo CL8 con

escala de 0-19.99 mS/cm (figura 2.5 A) y otro marca YSI modelo 3200 con escala

de 0-50 mS/cm (figura 2.5 B), los cuales fueron previamente calibrados con tres

soluciones estándar de conductividad conocida (100 µS/cm, 1000 µS/cm y 10,000

µS/cm), como se describe a continuación:

1. Encender el conductímetro

2. Lavar la celda perfectamente con agua destilada y secar con cuidado. Si la

celda se encuentra muy sucia dejar por 30 minutos en ácido clorhídrico

(HCl) o solución de extran; después lavarla con agua destilada y secarla.

47

3. Sumergir la celda del conductímetro en la solución y esperar a que el valor

que aparezca en la pantalla sea el correspondiente al estándar; de no ser

así se deben introducir los valores de forma manual, y medir el estándar

nuevamente hasta que el equipo muestre el valor correspondiente.

Calibrado el equipo se lavó la celda, se secó y se introdujo directamente a la

muestra, se esperó a que el valor apareciera en la pantalla y se registró. Se repitió

este procedimiento con cada una de las muestras.

Figura 2.5. Conductímetros utilizados en la determinación de conductividad de los

desechos radiactivos A) CONDUCTRONIC y B) YSI modelo 3200.

48

2.3.3 Densidad relativa

La densidad relativa o gravedad específica de las muestras fue determinada

mediante un picnómetro de 10 mL a temperaturas de entre 18 y 20 °C (figura 2.6).

Sabemos que toda la materia posee masa y volumen, sin embargo la misma masa

de sustancias diferentes tienden a ocupar distintos volúmenes por ello mediante el

uso del picnómetro el cual tiene un volumen determinado es posible obtener la

densidad de cada uno de los desechos y así mismo la del líquido de referencia

(agua). Se calculó la densidad del agua a 18 y a 20°C para verificar los valores

tomados de la bibliografía y usarla como marco de referencia ya que es una

sustancia muy estable con la variación de presión y temperatura, como se muestra

en la tabla 2.5 [1,24].

Tabla 2.5 Variación de la densidad del agua a diferentes temperaturas

Presión externa: 1atm = 101.325 Pa

Temperatura del agua en °C Densidad del agua en g/mL

10 0.99970

15 0.99910

20 0.99820

25 0.99705

El procedimiento para la determinación de densidad de las muestras fue el

siguiente:

1. Colocar el picnómetro en la estufa a 50°C por una hora, después sacarlo

y someterlo a vacío dentro de un desecador por una hora, para ponerlo a

peso constante antes de cada prueba.

2. Pesar el picnómetro completamente seco y sin muestra, en una balanza

analítica calibrada, y registrar el peso inicial (m1).

3. Introducir la muestra, agua es el líquido de referencia, o los desechos

líquidos orgánicos radiactivos, y registrar el peso (m2), para conocer el valor

en g solo de la muestra.

4. Determinar la densidad con ayuda de la ecuación 2.7.

49

2.7

Donde ρ1 es la densidad de la muestra problema (g/mL), m1 es el peso del

picnómetro vacío (g), m2 es el peso del picnómetro con la muestra (agua o

desecho en g) y v corresponde al volumen del picnómetro (10 mL).

Figura 2.6. Picnómetro utilizado en la determinación de densidad de los desechos radiactivos.

2.3.4 Viscosidad dinámica

La viscosidad se determinó con ayuda de un viscosímetro de Oswald (figura 2.7).

Para determinar la viscosidad se introduce la muestra con ayuda de una pipeta de

plástico por el tubo de mayor diámetro del viscosímetro y luego con ayuda de una

bomba peristáltica se succiona por el tubo de menor diámetro, hasta que la

muestra rebasa la marca superior del viscosímetro (punto A). Posteriormente con

ayuda de un cronometro se determina el tiempo consumido desde el punto A

hasta que el líquido llega a la marca inferior (punto B) [14,16]. Todas las

50

determinaciones fueron realizadas en un margen de 18 a 20 °C. La viscosidad

dinámica fue determinada con ayuda de la ecuación 2.8.

2.8

Donde µw es la viscosidad del líquido de referencia (agua 1.002 (mPa*s) a 20 °C)

[24], tsρs es el tiempo en segundos que tarda en recorrer la muestra problema del

punto A al punto B y su densidad, tsρw es el tiempo en segundos que tarda en

recorrer la muestra de referencia del punto al punto B y su densidad (1.00 (g/ )

a 20 °C.

Figura 2.7. Viscosímetro de Oswald utilizado en la determinación de viscosidad de

los desechos radiactivos.

51

2.4 Composición química

La caracterización química se realizó en un cromatógrafo de gases GC-2010

marca SHIMADZU (figura 2.8), utilizando una columna polar marca RESTEK de

0.1 mm de ID, y un detector de ionización de llama (FID) a una temperatura

constante de 250 °C, inyectando 1 µL de muestra, preparada con 50 µL de la

muestra mezclada con 500 µL de metanol grado cromatográfico. El análisis se

realizó con una rampa de tiempo en la columna cromatográfica, que va de una

temperatura de 45 a 230 °C en 20 minutos, de acuerdo al ciclo enlistadas en la

tabla 2.6.

Tabla 2.6 Rampas de temperatura utilizadas en el análisis por cromatografía de gases de

los desechos líquidos radiactivos.

Rampa Velocidad

°C/min

Temperatura

°C Tiempo de elución (min)

0 …… 45 1

1 15 100 1

2 15 180 1

3 12 216 2

4 12 230 1

A continuación de describe brevemente el modo de operación del GC-2010 para

analizar una muestra:

1. Abrir los tanques de gases (Hidrógeno, Helio y Aire).

2. Abrir la válvula del gas portador (He) y encender el GC (cromatógrafo de

gases).

3. Encender la computadora para arrancar Windows, abrir la carpeta con el

Programa Lab Solucions y seleccionar el método de trabajo (Viridiana

XF-AB) y descargarlo.

4. Dar clic en System on para iniciar el Sistema y esperar a que las

temperaturas se estabilicen.

52

5. Abrir la válvula de hidrógeno y aire, y encender la flama, esperar a que

el equipo nuevamente se estabilice.

6. Hacer clic en zero detector y posteriormente en start single run para

continuar con el registro (nombre de la muestra y número de vial); dar

clic en “aceptar”.

7. Para el análisis de los desechos se inyectó 1µL de la muestra y se dejó

correr por 20 minutos bajo las condiciones establecidas en la tabla 2.6.

8. Finalizado el análisis, se realizó un lavado de la columna usando como

eluyente metanol y cloroformo de grado cromatográfico; esto con la

finalidad de remover totalmente cualquier residuo que pudiera

contaminar la siguiente muestra y por lo tanto alterar su composición

química. Por ello se debe hacer un lavado antes y después de cada

corrida; si la columna presenta picos diferentes al eluyente, se debe

continuar haciendo lavados alternando las soluciones antes

mencionadas. Si el problema persiste después de al menos tres

lavados, entonces es necesario abrir el método de calentamiento, el cual

consiste en elevar la temperatura de la columna por determinado tiempo

(1hora) hasta remover completamente los restos de muestra orgánica.

9. Al concluir el análisis de todas las muestras abrir y descargar el método

de enfriamiento; una vez apagada la flama y los gases hidrógeno y aire

esperar a que la temperatura descienda hasta la indicada en el método.

10. Apagar el sistema y cerrar todas las ventanas del operador.

11. Apagar la computadora y apagar el equipo.

12. Cerrar la válvula del gas portador (Helio).

13. Cerrar los tanques de los gases.

Las muestras radiológicamente limpias (libre de radioisótopos) fueron analizadas

en el Cromatógrafo de Gases (7890) acoplado a un Espectrómetro de Masas

(5977B) con una columna DB-WAS de 30 metros de longitud y diámetro interior de

250 µm con espesor de 0.25 µm, bajo las siguientes condiciones: Método Full

Scan, inyección automática, modo de entrada Splitless, delay 0 min, bajo las

mismas condiciones que muestra la tabla 2.6. A partir de estos resultados, se

53

infirieron las composiciones de los desechos analizados es decir se realizó una

comparación de cromatogramas de la biblioteca que contiene el espectrómetro de

masas y los cromatogramas de cada uno de los grupos de desechos radiactivos y

se procedió a clasificar los desechos analizados en función de su composición y

de la forma de sus cromatogramas obtenidos en el GC- FID.

Figura 2.8. Cromatógrafo de gases utilizado en la determinación de la composición

química de los desechos radiactivos.

2.5 Segregación y clasificación de desechos líquidos radiactivos

En función de los resultados de la caracterización radiológica y físico-química de

los desechos muestreados, se realizó una segregación de acuerdo con sus

actividades, composición química y tipo de radioisótopo presente en el desecho, y

se propuso una lista de desechos que podrían ser desclasificados de acuerdo a

los criterios establecidos en la NOM-035-NUCL-2013, para la liberación de

desechos radiactivos [18].

54

CAPÍTULO III

RESULTADOS

55

En este capítulo se muestran los resultados obtenidos del análisis por

espectrometría gamma, centelleo líquido y cromatografía de gases de los

desechos líquidos radiactivos muestreados en la 4ª, 5ª, 6ª, y 7ª campañas. Así

como los resultados de la determinación de sus propiedades fisicoquímicas: pH,

conductividad, densidad y viscosidad; los cuales se presentan en las tablas 3.1,

3.2, 3.3 y 3.4; todo ello con la finalidad de dar una adecuada gestión de estos

desechos de acuerdo a las normas: NOM-035-NUCL-2013, NOM-004-NUCL-2005

y a la NOM-052-SEMARNAT [17-19].

3.1. Espectrometría gamma

De acuerdo con los resultados obtenidos de la cuantificación por espectrometría

gamma se descartó totalmente la presencia de emisores gamma en las muestras

de los desechos de la 4ª, 5ª, y 6ª campañas. La figura 3.1 muestra un espectro

gamma típico de estos desechos, el cual es similar al obtenido en un conteo de

fondo realizado a un mismo tiempo.

Los fotopicos que se encuentran definidos en el espectro pertenecen a

radionúclidos naturales presentes en el medio como son el K-40 (1460 KeV) y los

hijos del U-238 (13 KeV): Th-234 (177 KeV), Ra-226 (186 KeV), Pb-214 (352

KeV), etc.

Cabe resaltar que en la 7ª campaña de muestreo un 11% de los desechos

presentaron emisores gamma como el Na-22 y Cs-134 con actividades que van

desde 6.14 Bq/g hasta 3270.92 Bq/g (ver tabla 3.1, 3.2, 3.3 y 3.4). El Na-22 emite

principalmente dos energías: 511 KeV, 1274.5 KeV; el Cs-134 presenta cinco

picos principales: 563.26 KeV, 569.29 KeV, 604.66 KeV, 795.76 KeV y 801.84 KeV

(ver figura 3.2 y 3.3).

56

Figura 3.1. Espectro gamma típico de fondo (muestra 5-2).

Figura 3.2 Espectrómetro gamma de desechos conteniendo Cs-134 (muestra 7-34).

57

Figura 3.3 Espectrómetro gamma de desechos conteniendo Na-22 (muestra 7-36).

La figura 3.4 muestra de manera general los resultados obtenidos del análisis por

espectrometría gamma de los desechos líquidos radiactivos de la 4ª a la 7ª

campañas. El 96.7% de los desechos no contienen emisores gamma; y solo el

3.3% presenta radionúclidos como el Na-22 y el Cs-134 ambos emisores gamma;

los espectros de estos desechos se muestran en el anexo 1.

Figura 3.4. Espectrometría gamma de desechos líquidos radiactivos.

58

3.2. Centelleo líquido

Como se mencionó en la sección 2.2.2.1 se cuantificaron patrones de H-3 y C-14

con la finalidad de determinar la eficiencia de conteo, para posteriormente

construir las curvas de calibración (QPI vs E) de cada uno de estos radioisótopos

(ver figura 3.5 y 3.6). A partir de la curva de calibración se obtuvo el valor de la

eficiencia de cada muestra, el contador de centelleo líquido proporciona las CPM y

el QPI de cada muestra y mediante la ecuación 2.4 mencionada en el apartado

2.2.2.1, se determinaron las actividades beta de cada muestra. Los resultados se

muestran en las tablas 3.1, 3.2, 3.3 y 3.4.

Figura 3.5 Curva de eficiencia de conteo en función del apagamiento de H-3.

59

Figura 3.6. Curva de eficiencia de conteo en función del apagamiento de C-14.

De las 212 garrafas de desechos líquidos orgánicos radiactivos muestreadas y

analizadas de las campañas 4ª, 5ª, 6ª y 7ª, se tienen los siguientes resultados: un

85% de los desechos contiene H-3, aproximadamente 4% contienen C-14, más

del 8% son mezclas de radionúclidos como H-3, Na-22, Cs-134 y radionúclidos no

identificados, y solo 2% aproximadamente es fondo, es decir no presenta material

radiactivo (ver figura 3.7). Como algunos de los radionúclidos presentes en los

desechos no fueron identificados es preciso mencionar que las actividades fueron

calculadas a partir de los estándares de H-3 por lo que solo son valores de

referencia (ver tablas 3.1, 3.2, 3.3 y 3.4).

Del 85% de los desechos que contienen H-3, más del 34% tienen una actividad

entre 0-100 Bq/g, 40% entre 100 y 500 Bq/g, 8% entre 500 y 1000 Bq/g, 15% entre

1000 y 10000 Bq/g, y solo el 1.5% tiene una actividad mayor a 10000 Bq/g (ver

figura 3.8). En las tablas 3.1, 3.2, 3.3 y 3.4 se muestran las actividades de cada

60

uno de los desechos de forma puntual. De acuerdo a estos resultados y basados

en la NOM-035-NUCL-2013 la cual establece que los desechos radiactivos

pueden ser dispensados incondicionalmente si contienen una actividad menor a

los 100 Bq/g de H-3, más del 34% de los desechos de la 4ª, 5, 6ª y 7ª campañas

pueden ser dispensados al cumplir con este criterio [18].

Figura 3.7. Radionúclidos de los desechos caracterizados.

Figura 3.8. Distribución de actividad de H-3 en desechos líquidos orgánicos radiactivos

contenidos en las campañas 4ª a 7ª.

61

La figura 3.9 presenta espectros beta típicos de los desechos líquidos radiactivos

muestreados. El espectro de la figura 3.9A muestra el espectro de un desecho que

contiene únicamente H-3 (18.6 keV), mientras que la figura 3.9B muestra un

espectro de una muestra que contiene C-14 (156.48 keV). El espectro de la figura

3.9C contiene una mezcla de Na-22 con Cs-134 en tanto que la figura 3.9D no

presenta material radiactivo dado que por el tiempo que lleva almacenado este

desecho su actividad ha decaído completamente. Los espectros beta de todos los

desechos se muestran en el anexo 2.

Figura 3.9. Espectros beta de desechos líquidos radiactivos muestreados en las

campañas 4ª a 7ª conteniendo A) H-3, B) C-14, C) mezcla Na-22 y Cs-134 y D) sin

material radiactivo.

3.3. pH

De acuerdo con la figura 3.10, la cual presenta la distribución de los valores de pH

de los desechos líquidos radiactivos (ver tablas 3.1, 3.2, 3.3 y 3.4); el 10% de las

muestras son ácidas ya que su rango esta de 1-3, 33% son ligeramente ácidas,

54% tienen un pH neutro encontrándose en un rango entre 6-8, y solo el 3% son

alcalinas.

62

Figura 3.10. Distribución de pH de desechos líquidos radiactivos muestreados en las

campañas 4ª a 7ª.

3.4. Conductividad

En cuanto a la conductividad de los desechos líquidos radiactivos (ver tablas 3.1,

3.2, 3.3 y 3.4), ésta varía desde unos cientos de μS/cm hasta más de 19 mS/cm,

por lo que se puede considerar que hay presencia de iones en el medio (ver figura

3.11). La conductividad del desecho puede relacionarse con la concentración de

electrolitos como las sales en la muestra o la cantidad de sólidos disueltos. Tanto

las soluciones acuosas como las no acuosas poseen una conductividad eléctrica,

pero en el caso de las soluciones no acuosas, orgánicas en este caso, la

conductividad depende de la viscosidad y la constante dieléctrica del medio [14].

Para los electrolitos fuertes la conductividad eléctrica especifica será mayor cuanto

más alta sea la concentración de iones y más grandes sus velocidades absolutas.

Sin embargo, con el aumento de la concentración de los iones crece la atracción

mutua entre ellos. En este caso el aumento de la concentración del electrolito

provocará la disminución de la conductividad eléctrica de la solución [23]. Como

63

parámetro de comparación, la conductividad del agua destilada varía entre 0.5 a 3

µS/cm, la del agua potable entre 50 y 2,000 µS/cm.

Por otra parte, la conductividad de una emulsión, como es el caso de muchos de

los desechos líquidos radiactivos depende de la fase continua o dispersa; por lo

tanto una emulsión de fase continua agua (con electrolito) posee una alta

conductividad, mientras que una emulsión de fase orgánica dispersa posee una

baja conductividad [2]. De acuerdo con los datos mostrados en la figura 3.10, más

del 50% de los desechos analizados tienen una conductividad por debajo de 2

mS/cm, semejante a la del agua potable.

Figura 3.11 Distribución de valores de conductividad (mS/cm) de desechos líquidos

radiactivos muestreados en las campañas 4ª a 7ª.

3.5. Densidad relativa

La densidad relativa de los desechos líquidos radiactivos (ver tablas 3.1, 3.2, 3.3 y

3.4) comparada con la densidad de la muestra de referencia (agua) es más grande

en la mayoría de los casos, pero la diferencia es menor a 0.09 g/mL, por lo que

podemos deducir que a una temperatura entre 18-20°C el agua es más ligera que

cualquiera de los desechos caracterizados. Solo un 2% de los desechos posee

64

una densidad menor a la del agua y un 82% están comprendidos entre una

densidad de 1-1.06 g/ml (figura 3.12).

Figura 3.12 Distribución de densidades (g/mL) de desechos líquidos radiactivos

muestreados en las campañas 4ª a 7ª.

3.6. Viscosidad cinemática

La viscosidad de los desechos líquidos radiactivos de la 4ª, 5ª, 6ª, y 7ª campañas

varía (Ver tablas 3.1, 3.2, 3.3, y 3.4) entre 0 y más de 200 mPa*s (ver figura 3.13).

Dado que algunas de las muestras son extremadamente viscosas, fue imposible

medir su viscosidad por el método mencionado en la sección 2.3.4.

El 50% de las muestras poseen una viscosidad entre 0 y 50 mPa*s, el 27% tienen

una viscosidad entre 50 y 100 mPs*s, y 10% aproximadamente tienen una

viscosidad mayor a 200 mPa*s. Como marco de comparación se sabe que el

agua, el aceite de oliva, la glicerina y la miel tienen una viscosidad de 1, 100,

1000, y 10,000 mPa*s respectivamente [14].

65

La viscosidad de una emulsión varía de acuerdo a la cantidad relativa de fase

continua (fase interna) o fase dispersa (fase externa); cuando el contenido de fase

interna está por debajo del 20% la emulsión se torna poco viscosa. Al aumentar la

proporción de fase dispersa aumenta la viscosidad de la emulsión al punto que

deja de ser líquida, como el caso de algunos de los desechos líquidos

caracterizados.

Figura 3.13. Distribución de viscosidades cinemáticas (mPa*s) de desechos líquidos

radiactivos desechos líquidos radiactivos muestreados en las campañas 4ª a 7ª.

Las tablas 3.1, 3.2, 3.3, y 3.4 presentan los resultados de la caracterización

radiológica y fisicoquímica (radioisótopo, actividad, pH, Conductividad, Viscosidad

y Densidad) de la 4ª, 5ª, 6ª y 7ª campañas, muestreadas en la Planta de

Tratamiento de Desechos Radiactivo.

66

Tabla 3.1. Cuarta campaña de muestreo de desechos líquidos radiactivos realizada el 16

de enero de 2015.

Clave Radioisótopo determinado

Actividad determinada (Bq/g)

pH Conductividad

mS/cm Densidad

g/mL Viscosidad

mPa*s

4-2 H-3 437.88 1,048 1.321

4-3 H-3 152.81 6.98 3.79 1,044 0.95

4-4 H-3 2431.84 4.61 18.2 1,067 15.965

4-5 H-3 4174.05 4.29 10.03 ---------- ----------

4-6 FONDO 0.19 1.42 ---------- 1,031 2.42

4-7 H-3 1718.31 1.39 1.133 ---------- ----------

4-8 H-3 28.82 6.25 0.009 1,082 86.69

4-9 H-3 122.85 7.16 4.45 1,048 10.484

4-10 H-3 197.13 6.91 4.25 1,046 1

4-11 H-3 39.93 7.41 7.10 1,051 1.142

4-12 H-3 133.57 5.95 3.70 1,055 1.88

4-13 H-3 56.42 6.72 5.15 1,047 1.001

4-14 C-14 578.33 1.26 15.96 1,041 2.35

4-15 H-3 + X 95.02 3.65 0.465 ---------- ---------

4-16 C-14 9043.17 1.10 ---------- 1,047 1.138

4-17 H-3 1.08 5.60 4.75 1,047 1.001

4-18 H-3 1.20 7.06 5.89 1,048 1.002

4-19 H-3 726.45 7.28 19.90 1,051 1.005

4-42 H-3 0.33 7.11 ---------- 1,056 0.96

4-2-1 H-3 61.89 7.38 1.51 1,061 4.19

4-2-2 H-3 42.44 6.61 5.84 1,048 1.002

4-2-3 H-3 502.53 8.29 0.75 1,052 2.33

4-2-4 FONDO 0.039 6.79 0.64 1,047 1.184

4-2-5 H-3 31.82 7.2 4.25 1,048 1.002

4-2-6 H-3 0.67 7.24 0.01 1,055 3.16

4-2-7 H-3 22.49 4.68 0.06 1,082 ----------

4-2-8 H-3 69.90 5.59 0.01 1,069 5.53

4-2-9 H-3 41664.25 6.91 0.01 ---------- ----------

4-2-10 H-3 0.14 6.47 0.085 1,047 1.138

4-2-11 H-3 59.25 7.47 1.96 1,047 1.001

4-2-12 H-3 0.37 6.33 0.44 1,077 109.62

4-2-13 H-3 3773.01 7.99 2.26 1,054 1.008

4-2-14 H-3 2.51 6.86 3.57 1,029 17.008

4-2-15 H-3 122.69 7.17 0.51 1,045 0.954

4-2-16 H-3 210.68 7.63 1.87 1,049 1.186

4-2-17 FONDO 0.089 6.52 1.66 1,045 1.045

4-2-18 H-3 148.02 5 0.01 ---------- ----------

4-2-19 H-3 4202.33 4.39 7.63 1,071 23.89

4-2-20 H-3 254.07 6.85 0.02 ---------- ----------

4-2-21 H-3 179.94 7.59 0.34 1,057 3.86

4-2-22 H-3 480.94 7.12 10.37 1,05 ----------

4-2-23 H-3 119.30 7.44 0.01 1,075 ----------

4-2-25 H-3 20815.33 7.47 2.5 1,017 ----------

4-2-26 H-3 4276.36 4.44 1.87 1,076 ----------

4-2-27 H-3 729.30 6.93 3.03 1,045 ----------

4-2-28 H-3 4451.21 4.88 15.36 1,069 ----------

4-2-29 H-3 106.97 4.76 0.01 1,07 ----------

4-2-30 H-3 21.32 5.83 0.01 1,071 ----------

4-2-31 H-3 209.40 7.31 4.42 1,049 ----------

67

Tabla 3.2. Quinta campaña de muestreo de desechos líquidos radiactivos realizada el 21

de julio de 2015.


Actividad determinada

Bq/g pH

Conductividad mS/cm

Densidad g/mL

Viscosidad mPa*s

5-1 H-3 3420 0.61 0.002 1.053 58.54

5-2 Fondo -0.09 0.79 >19.99 1.074 24.58

5-3 H-3 11.47 4.22 1.9 1.057 267.69

5-4 MEZCLA 29175.03 3.12 1.02 1.044 99.25

5-5 MEZCLA 117.08 7.51 0.730 1.045 89.87

5-6 H-3 130.19 4.70 0.023 1.054 225.06

5-7 H-3 + X 202177.64 6.06 0.001 1.060 113.91

5-8 H-3 0.55 7.53 5.65 1.023 28.18

5-9 H-3 336.02 7.51 0.554 1.043 137.04

5-10 H-3 13.06 7.53 0.550 1.044 85.52

5-11 H-3 + X 2346.49 13.46 > 19.99 1.052 35.08

5-12 H-3 0.094 7.47 3.62 1.022 37.01

5-13 H-3 16.06 8.48 >19.99 1.062 59.49

5-14 H-3 2208.50 6.05 1.71 1.046 130.17

5-15 H-3 199.36 6.24 4.09 1.044 90.05

5-16 H-3 15.35 6.25 0.026 1.034 30.70

5-17 H-3 209.70 4.08 1.457 0.980 7.49

5-18 H-3 237.86 6.19 9 1.062 95.47

5-19 H-3 202.49 6.86 9.91 1.045 67.08

5-20 H-3 1711.79 3.60 17.17 1.058 42.93

5-21 H-3 1357.64 3.98 18.51 1.054 126.65

5-22 H-3 126.59 6.36 0.222 1.058 68.97

5-23 H-3 1078.88 4.07 18.74 1.055 44.81

5-24 H-3 53.62 6.48 5.39 1.045 87.06

5-25 H-3 296.81 6.68 8.15 1.046 70.76

5-26 H-3 1228.73 3.96 > 19.99 1.052 60.28

5-27 H-3 89.42 6.25 0.002 1.064 60.82

5-28 H-3 342.04 7.55 6.15 1.045 69.37

5-29 H-3 114.72 7.73 3.69 1.054 29.37

5-30 H-3 1218.99 3.80 13.48 1.047 265.04

5-31 H-3 424.45 7.49 13.30 1.049 50.50

5-32 H-3 115.19 7.17 7.53 1.047 95.52

5-33 H-3 200.41 3.84 3.70 1.041 ----------

5-34 H-3 1298.14 4.69 >19.99 1.054 229.78

5-35 H-3 106.86 5.83 0.426 1.051 102.85

5-36 H-3 53.15 6.84 3.20 1.057 124.19

5-37 H-3 71.85 5.72 0.324 1.058 124.76

5-38 H-3 19681.85 7.66 12.5 1.043 218.15

5-39 H-3 + X 154.77 4.60 >1.999 1.056 274.74

5-40 H-3 1248.66 4.01 19.96 1.058 427.62

5-41 H-3 + X 167.22 4.63 0.001 1.040 65.19

5-42 H-3 5727.38 6.95 >19.99 1.054 82.30

5-43 H-3 936.84 1.88 19.95 1.064 218.92

5-44 H-3 327.29 6.65 5.98 1.048 89.15

5-45 H-3 519.52 8.62 2.75 1.049 97.28

5-46 H-3 73.70 6.78 18.16 1.051 73.37

5-47 H-3 589.01 6.65 8.88 1.047 106.58

68

Continuación Tabla 3.2. Quinta campaña de muestreo de desechos líquidos radiactivos

realizada el 21 de julio de 2015. 5-48 H-3 445.91 5.98 0.154 1.040 42.50

5-49 H-3 114.67 4.80 0.403 1.053 ----------

5-50 H-3 1156.06 3.94 12 1.051 161.81

Tabla 3.3. Sexta campaña de muestreo de desechos líquidos radiactivos realizada el 26

de noviembre de 2015.


Actividad determinada Bq/g

pH Conductividad

mS/cm Densidad

g/mL

6-1 H-3 8.09 7.32 0.07004 1.049

6-2 Mezcla 4.33 7.41 8.718 1.052

6-3 H-3 80.21 7.68 2.913 1.048

6-4 H-3 559.001 7.37 10.59 1.052

6-5 H-3 309.99 7.19 7.406 1.048

6-6 H-3 161.17 7.53 1.449 1.049

6-7 H-3 189.13 7.19 0.1705 1.057

6-8 H-3 251.42 6.74 6.369 1.048

6-9 H-3 172.26 7.87 0.493 1.046

6-10 H-3 325.002 7.45 7.001 1.050

6-11 H-3 206.17 6.76 8.289 1.051

6-12 H-3 571.97 6.16 9.275 1.052

6-13 H-3 30.49 6.54 0.01149 1.060

6-14 H-3 999.69 1.00 0.09262 1.051

6-15 H-3 425.49 1.41 0.140 1.052

6-16 H-3 10.61 7.08 0.002454 1.049

6-17 H-3 434.13 1.89 13.80 1.049

6-18 H-3 16.88 7.03 0.003815 1.051

6-19 H-3 189.41 7.92 2.064 1.053

6-20 H-3 212.15 4.68 0.811 1.084

6-21 H-3 56.27 5.37 0.0009550 0.94

6-22 H-3 517.21 7.35 6.571 1.049

6-23 H-3 343.53 7.15 8.196 1.050

6-24 H-3 958.05 7.52 10.07 1.51

6-25 H-3 198.51 7.82 2.298 1.049

6-26 H-3 330.96 7.00 8.153 1.050

6-27 H-3 774.50 1.15 0.04950 1.043

6-28 H-3 5.10 7.91 0.04885 1.063

6-29 H-3 406.35 7.07 8.460 1.050

6-30 H-3 460.31 2.97 10.94 1.051

6-31 H-3 134.73 7.25 0.4526 1.046

6-32 H-3 60.86 6.48 0.05959 1.064

6-33 H-3 359.43 6.11 8.275 1.050

6-34 H-3 53.54 7.27 0.1044 ----------

6-35 H-3 134.68 6.93 0.704 1.063

6-36 H-3 4.05 7.20 0.004370 1.041

6-37 H-3 5.71 6.72 0.01189 1.057

6-38 H-3 1313.34 7.11 10.39 1.052

6-39 H-3 1542.61 4.31 15.62 1.063

6-40 H-3 1235.15 6.34 12.75 1.055

6-41 H-3 1221.11 4.7 9.240 1.062

69

Continuación Tabla 3.3. Sexta campaña de muestreo de desechos líquidos radiactivos realizada el 26 de noviembre de 2015.

6-42 Mezcla 1080.80 2.21 0.006622 1.050

6-43 H-3 155.56 5.58 0.04166 1.087

6-44 H-3 952.48 1.45 7.729 1.035

6-45 H-3 76.88 6.72 0.1305 ----------

6-46 H-3 3.35 7.16 0.07280 ----------

6-47 H-3 122.51 7.92 1.140 1.049

6-48 H-3 834.48 0.87 0.1219 1.062

6-49 H-3 386.82 7.2 7.450 1.050

6-50 H-3 512.21 0.71 0.1923 1.067

Tabla 3.4. Séptima campaña de muestro de desechos líquidos radiactivos realizada el 03

de mayo de 2016.


Actividad determinada Bq/g

pH Conductividad

mS/cm Densidad

g/mL

7-1 C-14 16644.78 8.07 8.186 1.038

7-2 C-14 13796.30 3.91 0.075 1.052

7-3 H-3 156.64 4.73 0.0954 1.046

7-4 H-3 75.32 6.94 0.0016 1.071

7-5 H-3 28.017 7.1 0.227 1.006

7-6 H-3 44.83 3.8 0.279 0.99

7-7 NO IDENTIFICADO 2897.26 7.11 0.00353 ----------

7-8 NO IDENTIFICADO 13.29 7.94 0.00149 ----------

7-9 H-3 662.084 6.16 18 1.058

7-10 H-3 460.24 4.18 8.86 1.076

7-11 H-3 364.04 6.76 11.5 1.053

7-12 H-3 4745.89 7.29 1.578 ----------

7-13 H-3 5.56 7.47 0.00156 1.011

7-14 H-3 36.78 5.42 0.00576 1.021

7-15 H-3 411.088 1.03 0.00498 1.024

7-16 H-3 415.67 6.68 9.88 1052

7-17 C-14 3139.57 1.57 21.1 ----------

7-18 H-3 391.91 6.9 8.3 1.052

7-19 H-3 328.24 6.85 0.00101 0.97

7-20B H-3 1247.25 3.61 0.0104 1.062

7-21 H-3 + 103.18 4.54 19.26 1.069

7-22 H-3 3083.26 8.66 8.802 1.051

7-23 H-3 101.81 3.84 0.000022 0.944

7-24 H-3 129.49 6.96 0.000141 0.96

7-25 H-3 382.91 2.2 2.28 1.05

7-26 H-3 1051.44 3.36 0.643 1.048

7-27 H-3 0.24 7.03 0.843 1.055

7-28 H-3 41.69 4.73 0.00614 1.022

7-29 H-3 40.440 3.31 0.000151 1.104

7-30 H-3 276.13 4.92 1.204 1.062

7-31 H-3 200.98 4.56 1.4 1.067

7-32 H-3 109.12 7.09 2.248 1.06

7-33 H-3 65.50 4.94 0.000208 1.028

7-34 Na-22 + Cs-134 2.15 y 11.21 6.83 ---------- 1.018

7-35 H-3 48.42 4.44 0.000599 1.01

7-36 Na-22 + Cs-134 6.143 y 30.32 5.42 ---------- ----------

70

Continuación Tabla 3.4. Séptima campaña de muestro de desechos líquidos radiactivos realizada el 03 de mayo de 2016.

7-37 H-3 112,961151 7.79 ---------- 1.056

7-38 H-3 32.036 5.51 ---------- 1.044

7-39 H-3 49.91 5.43 0.000165 1.01

7-40 H-3 42.14 4.51 0.0208 1.035

7-41 H-3 273.45 3.57 1.402 1.03

7-42 H-3 163.44 6.57 0.925 1.063

7-43 H-3 151.54 5.83 0.00316 ----------

7-44 H-3 79.40 3.96 0.132 1.061

7-45 H-3 36.59 4.78 0.056 1.052

7-46 H-3 10.21 6.76 0.0167 1.028

7-47 H-3 72.31 4.93 0.0102 1.023

7-48 Na-22 + X 3270.92 6.31 ---------- ---------

7-49 H-3 + Na-22 236.78 y 2041.97 8.35 2.067 ---------

7-50 Na-22 + X 121.33 5.02 ---------- ----------

7-51 H-3 2410.67 3.57 0.304 ---------

7-52 H-3 8,58 6.3 0.0317 1.031

7-53 H-3 62.51 6.95 0.00222 1.056

7-54 H-3 26.28 5.13 0.0000714 ---------

7-55 H-3 41.66 7.24 ---------- ---------

7-56 Na-22 + X 2983.39 6.36 ---------- ----------

7-57 H-3 413.69 3.27 0,0521 1.046

7-58 H-3 131.15 4.89 0,00428 1.08

7-59 H-3 17.00 3.93 0,1 Viscosa

7-60 H-3 1651.98 4.32 0,738 1.033

7-62 C-14 8347.95 5.86 0,794 ----------

7-63 C-14 17.68 1.39 0,000209 ----------

7-64 Na-22 + X 895.93 7.45 ---------- ----------

3.7. Composición química por cromatografía de gases

Para el análisis cualitativo por cromatografía de gases se suele emplear el tiempo

o el volumen de retención, que es específico de cada compuesto bajo condiciones

determinadas: mismo gas portador, rampa de temperatura y flujo. En aplicaciones

cuantitativas, integrando las áreas de cada compuesto, se obtiene la

concentración o cantidad presente de cada analito.

A partir de los resultados obtenidos del análisis cualitativo de desechos radiactivos

por cromatografía de gases; estos fueron clasificados en dos grupos principales:

1) acuosos y 2) orgánicos y/o mezclas orgánico acuosas.

A su vez el grupo de las muestras orgánicas fue clasificado cuantitativamente en

14 subgrupos de acuerdo a las áreas de cada pico del cromatograma; obteniendo

71

de esta manera la concentración o cantidad de los compuestos presentes en ellos.

En algunos casos no fue posible agrupar todas las muestras, porque presentaban

compuestos diferentes entre cada una de ellas; por lo que se creó un grupo de no

clasificadas como se muestra en la tabla 3.5.

Las figuras 3.13 a 3.28 presentan cromatogramas tipo de cada uno de los grupos

descritos en la tabla 3.5. En cada cromatograma es posible ver los picos presentes

en la muestra de acuerdo al área y tiempo de retención, por lo que basados en la

tabla 3.6 se pueden identificar los compuestos contenidos en cada uno de los

grupos.

72

Tabla 3.5. Clasificación de desechos líquidos orgánicos radiactivos en función de su composición.

A B C D E F G H I J K L M N ACUOSAS SIN GRUPO

4-2 4-4 4-6 L-236 5-4 5-16 7-4 5-21 4-8 6-22 6-13 L-16 5-18 7-19 6-20 5-3 7-34 L-59 7-63

4-3 4-5 4-9 L-240 5-8 5-28 7-10 5-43 4-12 6-23 6-41 L-17 L-38 7-23 7-57 5-5 7-42 L-58 L-15

4-10 4-2-18 4-16 L-228 5-11 5-27 7-13 5-46 4-2-25 6-24 6-46 L-18 L-90 7-24 5-10 7-56 4-14 4-2-6

4-11 4-2-19 4-18 L-94 5-12 5-33 7-31 7-17 7-14 L-39 L-238 5-23 7-55 4-15 L-22

4-13 4-2-20 4-7 5-13 5-35 7-32 7-18 7-15 L-52 5-24 7-62 4-2-7 L-37

4-17 4-2-21 7-7 5-14 5-37 7-40 7-22 7-39 L-55 5-25 7-64 L-51 L-43

4-19 4-2-26 7-8 5-15 5-48 7-43 7-37 7-45 L-86 5-26 7-48 L-53 L-60

4-42 4-2-28 5-19 5-36 7-28 7-41 7-46 L-88 5-31 7-58 L-54 L-85

4-2-2 4-2-30 6-8 5-39 7-29 7-59 7-54 L-92 5-32 4-2-8 L-87

4-2-3 5-38 6-10 5-40 7-30 7-60 L-96 5-34 4-2-23 L-89

4-2-4 5-41 6-11 5-30 7-33 5-42 4-2-9 L-91

4-2-5 L-10 6-38 5-22 7-35 5-44 5-2 L-93

4-2-10 6-39 6-29 7-38 5-45 5-6 L-95

4-2-11 6-40 6-1 7-44 5-47 5-7 L-229

4-2-12 6-42 6-2 7-47 5-50 5-9 L-230

4-2-13 6-7 7-52 6-50 5-17 L-234

4-2-14 6-14 6-25 5-1 L-235

4-2-15 6-15 6-17 5-49 L-239

4-2-16 6-16 6-33 6-21 L-241

4-2-17 6-18 6-31 6-20 L-234

4-2-22 6-19 6-30 6-44 L-235

4-2-27 6-27 6-26 7-2

4-2-31 6-28 6-9 7-5

4-2-1 6-32 6-45 7-6

L-82 6-34 6-5 7-9

73

Continuación Tabla 3.5. Clasificación de desechos líquidos orgánicos radiactivos en función de su composición.

L-13 6-35 6-4 L-47F

L-12 6-36 6-3 L-47R

L-11 6-37 6-6 L-50

L-10 REP 6-43 6-12 L-46

L-09 6-47 6-49 L-47

L-07 6-48 7-1 7-20B

7-3 7-16 7-25

7-21 7-26

7-27 7-50

74

La figura 3.14 muestra un cromatograma representativo del grupo A el cual está

compuesto principalmente por 2,6-diisopropilnaftaleno con tiempos de retención:

16.479, 16.670, 16.927, 17.030, 17.511 y 17.682 en un 92%. Este compuesto es

nocivo si se inhala en grandes cantidades y es soluble en agua.

Figura 3.14. Cromatograma representativo del grupo A.

La figura 3.15 muestra el cromatograma del grupo B de desechos radiactivos, en

el cual se encontraron principalmente amonio con tiempo de retención de 4.004

(33%) y 2,6-diisopropilnaftaleno con tiempos de retención de 16.453, 16.645,

17.516 (62%).

Figura 3.15. Cromatograma representativo del grupo B.

75

La figura 3.16 muestra el resultado grafico del análisis por cromatografía de gases

del grupo C de desechos radiactivos. Estos desechos están compuestos

principalmente por 2,6-diisopropilnaftaleno el cual se encuentra en el tiempo de

retención 16.462, 16.656 y 17.536 en un 70%.

Figura 3.16. Cromatograma representativo del grupo C.

La figura 3.17 muestra un cromatograma representativo del grupo D. El 33% del

desecho contiene amonio como componente principal el cual se encuentra en el

tiempo de retención 4.037, y 2,6 diisopropilnaftaleno en un 25% con tiempos de

retención 16.470, 16.666, 17.548. No todos los componentes fueron identificados

por lo que en la tabla 3.6 se hace mención de los tiempos de retención.

Figura 3.17. Cromatograma representativo del grupo D.

76

La figura 3.18 muestra un cromatograma representativo de la composición química

del grupo E. Estos desechos contienen principalmente etanol el cual se observa

en el tiempo de retención 3.204; un compuesto orgánico y miscible en agua,

además de un buen disolvente.

Figura 3.18. Cromatograma representativo del grupo E.

El cromatograma de la figura 3.19 pertenece al grupo F de desechos radiactivos,

cuya composición química es 100% de amonio este compuesto aparece en el

tiempo de retención 4.098. Este compuesto es muy toxico para el ser humano

concentraciones altas.

Figura 3.19. Cromatograma representativo del grupo F.

77

La figura 3.20 corresponde al cromatograma representativo del grupo G de

desechos radiactivos, el cual está compuesto principalmente por etanol presente

en el tiempo de retención 3.190. El pico correspondiente a tiempo de retención

3.073 no se considera dentro de la composición química de este grupo puesto que

es el eluyente (metanol) empleado en la separación de los componentes.

Figura 3.20 Cromatograma representativo del grupo G.

La figura 3.21 presenta la composición química del grupo H. Este grupo de

desechos está compuesto aproximadamente en un 70% por 2,6-

diisopropilnaftaleno (16.457, 16.649, 17.526), etanol (3.206), amonio (4.007) y

trietilfosfato en porcentajes menores.

Figura 3.21. Cromatograma representativo del grupo H.

78

La figura 3.22 muestra el cromatograma de desechos radiactivos correspondientes

al grupo I. Luego del análisis cromatográfico se encontró que el 90% del desecho

está compuesto principalmente por 2,5 difeniloxazol, compuesto muy volátil

presente en el tiempo de retención 18.042.

Figura 3.22. Cromatograma representativo del grupo I.

El cromatograma de la figura 3.23 corresponde al grupo J de desechos

radiactivos, caracterizados y analizados mediante cromatografía de gases. El pico

con tiempo de retención 4,028 corresponde al amonio, componente principal de

este grupo de desechos.

Figura 3.23. Cromatograma representativo del grupo J.

79

En la tabla 3.6 se mencionan los tiempos de retención de compuestos no

identificados del grupo K de desechos radiactivos; esto fue debido a que no existe

una biblioteca que muestre que componente corresponde a ese tiempo de

retención y no fue posible identificarlo por inferencia. Solo se pudo determinar que

los desechos contienen 15% de amonio (4.032 min) y 14% de trietilfosfato (10.469

min), así como 14% de 2,5-difenil-oxazol (18.087 min).

Figura 3.24. Cromatograma representativo del grupo K.

El cromatograma de la figura 3.25 corresponde a la composición química del

grupo L. El componente más abundante en el desecho es el 1-butanol (35%) con

tiempo de retención de 5.093. En porcentajes menores presenta compuestos

como: amonio (4.046 min), y trietilfosfato (10.457 min).

Figura 3.25. Cromatograma representativo del grupo L.

80

El 49% del desecho del grupo M contienen principalmente 2,5-difenil-oxazol

presente en el tiempo de retención 18.088, un compuesto orgánico con

propiedades de fluorescencia; presente en líquidos de centelleo ampliamente

utilizados en la detección de emisores beta.

Figura 3.26. Cromatograma representativo del grupo M.

De acuerdo al análisis realizado por cromatografía de gases el grupo N contiene

un 64% de un compuesto no identificado cuyo tiempo de retención es 4.256,

además de un 28% de amonio el cual puede observarse en el cromatograma en el

tiempo de retención 4.011 min.

Figura 3.27. Cromatograma representativo del grupo N.

81

El cromatograma de la figura 3.28 pertenece al grupo de las muestras acuosas; es

decir que el 100% de su composición química es agua, por ello se observa un solo

pico el cual corresponde al eluyente.

Figura 3.28. Cromatograma representativo del grupo de muestras acuosas.

En algunas muestras no fue posible identificar el componente principal; se conoce

el tiempo de retención y por lo tanto es posible conocer el porcentaje que

representa en la muestra. La figura 3.29 es un ejemplo de una muestra sin grupo.

Figura 3.29. Cromatograma representativo de muestras no clasificadas.

82

3.8. Composición química por cromatografía de gases masas

No es posible conocer la composición química de los desechos si no se tienen

patrones de comparación de cromatogramas, por ello fue necesario llevar a cabo

un análisis en un cromatógrafo de gases masas. Considerando que el laboratorio

en donde se realizaron los análisis por cromatografía de masas no está licenciado

para manejar material radiactivo, se analizaron únicamente las muestras no

radiactivas (sin radionúclido presente), por lo que solo fue posible hacer el análisis

de cuatro muestras correspondientes a los grupos A, C, E y una muestra sin

grupo. A partir de estos resultados se infirió la composición química del resto de

las muestras y mediante ponderación de valores de las áreas bajo la curva de

todos los picos obtenidos en cada cromatograma se calculó el porcentaje de los

componentes principales de cada muestra; sin considerar el contenido del

eluyente (metanol) en el desecho.

Los compuestos identificados, en cada uno de los grupos de desechos, así como

el porcentaje del componente más abundante se muestran en la tabla 3.6. Cabe

señalar que algunos de los componentes del desecho no pudieron ser

identificados por lo que se hace referencia al tiempo de retención y al porcentaje

que representa dentro del desecho.

Tabla 3.6. Composición química de desechos líquidos radiactivos de las campañas 3ª, 4ª,

5ª, 6ª y 7ª campañas, y tiempos de retención y porcentajes de compuestos no

identificados.

Grupo Compuestos identificados

Tiempo de retención de

compuestos no identificados

Porcentaje de compuestos no

identificados

A

Etanol, Amonio, 1-Butanol, 2-etil-1-hexanol,

Trietilfosfato, 2,6-diisopropilnaftaleno (92%),

2,5-Difenil-oxazol

B Etanol, Amonio (33%), 2,6-Diisopropilnaftaleno

(62%)

83

Continuación Tabla 3.6. Composición química de desechos líquidos radiactivos de

las campañas 3ª, 4ª, 5ª, 6ª y 7ª campañas, y tiempos de retención y porcentajes

de compuestos no identificados.

C

Etanol, Triclorometano, 1-Butanol; 2-etil-1-hexanol, Trietilfosfato, 1-

Butilhexil-Benceno, 1-Propilheptil-Benceno, 1-Etiloctil-Benceno, 1-

Butilheptil-Benceno, 1-Propiloctil-Benceno, 1- Etilnonil-Benceno, 1-

Pentilheptil-Benceno, 1-Metilundecil-Benceno, 2,6-Diisopropilnaftaleno

(70%)

D Etanol, Amonio (33%), Butanol; 2-etil-1-hexanol, Trietilfosfato, 2,6-

Diisopropilnaftaleno (25%), 2,5-Difenil-oxazol (15%)

5.606

6.895

(6%)

(4%)

E Etanol (88%), 1,4-Dicloro-benceno, 2-etil-1-hexanol, 1-Tetradecametil-

cicloheptasiloxano, Benzil-alcohol, 2,6-Diisopropilnaftaleno

F Amonio (100%)

G Etanol (100%)

H Etanol, Amonio, Trietilfosfato, 2,6-Diisopropilnaftaleno (77%)

I Etanol, Trietilfosfato, 2,5-Difenil-oxazol (90%)

J Etanol (6%), Amonio (94%)

K Etanol (11%), Amonio (15%), 1-Butanol, 2-etil-1-hexanol, Trietilfosfato

(14%), 2,5-Difenil-oxazol (14%)

4.884

5.603

6.888

11.738

(4%)

(12%)

(5%)

(8%)

L Etanol, Amonio, 1-Butanol (35%), Trietilfosfato (7%), 2,6-

Diisopropilnaftaleno

4.920

5.642

(7%)

(16%)

M Amonio (19%), 1-Butanol, 2,5-Difenil-oxazol (49%)

11.575

11.717

11.992

12.600

13.877

(3%)

(3%)

(4%)

(4%)

(12%)

N Amonio (28%) 4.256

11.705

(64%)

(8%)

Acuosas Agua (100%)

Sin

grupo

Etanol, Amonio, 1-Butanol, 2-etil-1-hexanol, Trietilfosfato, 2,6-

Diisopropilnaftaleno (, 2, 5-Difenil-oxazol, 2-Ácido butanodioico E-,

Bis(2-etilhexil) éster

84

Las muestras que no corresponden a ningún grupo fueron clasificadas en base al

componente más abundante como se muestra en la figura 3.29; sin embargo esto

no quiere decir que sea el único compuesto presente en el desecho. El 38% de los

desechos presentan componentes no identificados, el 27% están compuestos

principalmente por etanol, el 12% contiene 2,6-Diisopropilnaftaleno, el 10% 1-

butanol, el 7% amonio y el 5% 2,5-Difeniloxazol como componente principal.

Es este análisis además de las campañas 4ª, 5ª, 6ª y 7ª también se reporta la

composición química de la campaña número 3.

Figura 3.30. Composición química de muestras no clasificadas en base al componente

más abundante.

3.9 Análisis por componentes principales

Mediante el Análisis por Componentes Principales se logró reducir el número de

variables de manera significativa; la figura 3.31 muestra de forma clara el

reagrupamiento de datos en base a la actividad, el radionúclido y la composición

química de los desechos radiactivos. Los dos primeros componentes explican el

100% de la varianza.

85

Figura 3.31. ACP en base a la actividad, radionúclido y composición química de desechos

radiactivos.

La figura 3.32 muestra el ACP de desechos radiactivos en base a la actividad, pH,

conductividad y radionúclido. Se observan dos componentes principales los cuales

explican el 80% de la varianza y agregando el tercero explican el 100%.Los

grupos principales son tres y están dados en función de la actividad de H-3.

Figura 3.32. ACP de desechos radiactivos en base a la actividad, el pH, la conductividad y

el radionúclido.

86

CONCLUSIONES

87

Desechos líquidos orgánicos radiactivos fueron caracterizados radiológica y

fisicoquímicamente con el fin de determinar sus propiedades y a partir de esta

información definir si éstos deben ser liberados o gestionados.

La caracterización radiológica mostró que ninguno de los desechos

correspondientes a la 4ª, 5ª y 6ª campañas contiene radionúclidos emisores

gamma; en tanto que un 11% de los desechos de la 7ª campaña presentan

radionúclidos emisores gamma como el Na-22 (t1/2 2.6019 a) y el Cs-134 (t1/2

2.0648 a), cuyas actividades varían de 6.14 Bq/g hasta 3270.92 Bq/g.

A partir del análisis por centelleo líquido se obtuvo que el 85% de los desechos

contienen H-3, emisor beta puro de vida media corta (t1/2 12.33 a) y el 3%

contienen C-14, emisor beta puro de vida media larga (t1/2 5730 a). Cabe señalar

que un porcentaje menor al 9% corresponden a mezclas de Na-22, Cs-134, H-3 y

radionúclidos no identificados y solo un 2% aproximadamente no presenta material

radiactivo.

De acuerdo a estos resultados, el 34% de estos desechos líquidos radiactivos

puede ser dispensado de acuerdo a la NOM-035-NUCL-2013, puesto que el límite

establecido para la dispensa incondicional es menor a 100 Bq/g. El 48% de los

desechos poseen actividades entre 100 y 1000 Bq/g, 15% se encuentran entre

1000 y 10000 Bq/g y solo el 1.7% aproximadamente poseen actividades mayores

a los 10000 Bq/g. En las garrafas registradas con I-125, Ca-45 y Rb-86, los

análisis por centelleo líquido mostraron que no hay presencia de este radionúclido,

sin embargo se identificaron otros radionúclidos en el desecho como H-3, Na-22 y

Cs-134.

La caracterización fisicoquímica de los desechos líquidos radiactivos muestra que:

el 54% de los desechos poseen un pH neutro, 33% son ligeramente ácidos, 10%

son ácidos y 3% son alcalinos. La conductividad varía desde unos cientos de

μS/cm hasta más de 19 mS/cm, más del 50% de los desechos tienen una

conductividad por debajo de 2 mS/cm, semejante al del agua potable, 40% están

88

entre 2 y 19.99 mS/cm y el 5% restante es mayor a 19.99 mS/cm. Sólo el 2% de

los desechos tiene una densidad menor a la del agua.

El 82% de los desechos tienen densidad comprendida entre 1 y 1.06 g/mL, 3%

entre 1.06-1.09 g/mL. El 50% de los desechos poseen una viscosidad menor a 50

mPa*s, 27% entre 50 y 100 mPa*s y 10% mayor a 200 mPa*s. Del estudio por

cromatografía de gases se encontró que el 85% de los desechos líquidos

radiactivos son orgánicos y sólo el 15% son acuosos. Del 85% de desechos

orgánicos se sabe que el 24% está compuesto principalmente por 2,6-

diisopropilnaftaleno, 40% por etanol, 32% por amonio, 3% por 2,5-difeniloxazol y

solo en el 1% no se identificó el componente principal.

89

Anexo I ESPECTROS GAMMA DE DESECHOS RADIACTIVOS QUE CONTIENE

RADIONÚCLIDOS EMISORES GAMMA

92

ANEXO ll ESPECTROS BETA DE DESECHOS RADIACTIVOS DE 4ª, 5ª, 6ª y 7ª CAMPAÑAS

145

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146

[12] Lizcano Cabrera, D. Inventario de envases con desechos sólidos, líquidos y material contaminado. Departamento de Desechos Radiactivos, ININ, 2009-04. [13] Manual, Curso de Protección Radiológica, Nivel Personal Ocupacionalmente Expuesto. [14] Monroy Guzmán F., Cruz Castro A., Quintero Ponce E., Zárate Montoya N., Duarte Alaniz C., Galicia Caballero F. J., Rivera-Sánchez A. A., Contreras Hernández B., Jiménez Bravo T. S., Ortiz Oliveros H. B.; Informe de la caracterización de desechos líquidos orgánicos radiactivos de la PATRADER: Campañas de muestreo 4ª (2015), y 5ª (2015). I.DR(LDR)-03/14, Departamento de Desechos Radiactivos, Laboratorio de Desechos Radiactivos, ININ, México, abril de 2016. 1-15. [15] Monroy Guzmán F., Emeterio Hernández M., Domínguez Jiménez J., Capitulo 16 Gestión de desechos radiactivos, Actividad científica y tecnológica en el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, abril de 2008, México, D.F. 313-329 [16] Monroy Guzmán F., Zárate Montoya N., Hernández Arce J., Duarte Alaniz C., Galicia Caballero F. J., Quintero Ponce E., Informe de la caracterización de desechos líquidos orgánicos radiactivos de la PATRADER: Campañas de muestreo 1ª (2013), 2ª y 3ª (2014). ). I.DR(LDR)-03/14, Departamento de Desechos Radiactivos, Laboratorio de Desechos Radiactivos, ININ, México, diciembre de 2014. 1-15. [17] NOM-004-NUCL-2013. Clasificación de los desechos radiactivos. Diario Oficial de la Federación, 7 mayo 2013. [18] NOM-035-NUCL-2013. Criterios para la dispensa de residuos con material radiactivo. Diario Oficial de la Federación, martes 7 mayo 2013. [19] Norma Oficial Mexicana, NOM-052-SEMARNAT-2005. Características, procedimiento de identificación, clasificación y listados de los residuos peligrosos. Diario Oficial de la Federación, 23 de junio d 2006. [20] Pletcher, D. and Walsh, F.C., Industrial Electrochemistry. 2ed. Chapman and Hall, New York, 1990 [21] Principles and Applications of Liquid Scintillation Counting. National Diagnostic Laboratory Staff. USA, 2004. [22] Principios para la gestión de desechos radiactivos. Organismo internacional de Energía Atómica, Viena, 1996. [23] http://depa.fquim.unam.mx/amyd/archivero/FirpEmuls1_5374.pdf

147

[24] https://books.google.com.mx/books?id=6ab6mRHGnLkC&pg=RA1-PR62&dq=viscosidad+del+agua&hl=es-419&sa=X&ved=0ahUKEwj6kJuzqIrPAhWMx4MKHYVECTQQ6AEIITAB#v=onepage&q=viscosidad%20del%20agua&f=false

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