Resumen

En este trabajo se verifica el cumplimiento que las tasas de dosis, en los alrededores de una instalación que opera radioisótopos de uso industrial con actividades de hasta 50 Ci. También se verifica si cumple con los requisitos exigidos por los protocolos internacionales para la protección radiológica de trabajadores y público en general. En este caso se validó la instalación del Laboratorio de Radiaciones Nucleares de la Universidad Pedagógica y Tecnológica de Colombia. El procedimiento consistió en construir la geometría de la instalación siguiendo las dimensiones y materiales usados en la construcción mediante levantamiento topográfico. Haciendo uso del código de simulación MCNPX, se ubicaron detectores en diversos puntos dentro y fuera de la instalación, los que permitieron calcular la fluencia de fotones que atravesaba las diferentes barreras de contención diseñadas para este propósito. Usando los respectivos coeficientes de conversión establecidos por la comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP-74, 1997), para la conversión de fluencia a dosis, se consiguió calcular las diferentes tasas de dosis en dichos puntos, las que fueron comparadas con mediciones experimentales. Los resultados encontrados corroboran que la instalación cumple con los requisitos en cuanto a protección radiológica y lo mas importante, sugieren algunas recomendaciones de tipo preventivo.

1. INTRODUCCIÓN

La fuente de mayor actividad y considerada de mayor riesgo radiológico en el Laboratorio de Radiaciones Nucleares de la Universidad Pedagógica y Tecnológica de Colombia es de 60Co (Tipo ID, usada en gammagrafía Industrial. Esta técnica utiliza la radiación ionizante como ensayo no destructivo (END), entendiendo esta, a las pruebas que se realizan a piezas, objetos y componentes con el fin de verificar la calidad o el estado de las mismas sin dañarlas o inutilizarlas como consecuencia del ensayo. Esta técnica se conoce como Radiografía Industrial que no es otra cosa que la obtención de imágenes fotográficas que reflejan los defectos de piezas por emisión y absorción de la radiación (BS 4094-1, 1996).

Las irradiaciones que se hacen con esta fuente, se realizan en recinto cerrado (bunker) especialmente diseñado para este fin. Esta es una instalación fija, en la que el riesgo mayor puede ocurrir si hay acceso de personal no autorizado al recinto de irradiación mientras la fuente está expuesta. Para solventar esta situación, las instalaciones están dotadas siempre de enclavamientos para el control y retorno automático de la fuente a su blindaje, en algunos casos, hay previsiones para que no pueda iniciarse una irradiación cuando hay personal dentro del recinto. Sin embargo, la mayoría de las fuentes portátiles, que se encuentran en instalaciones fijas, no cuentan con estos sistemas de seguridad, por lo que, es de vital importancia controlar el riesgo radiológico al exterior de la instalación, mediante barreras de contención contra la radiación y control de acceso a personal no autorizado.

• Materias:Trabajo y trabajadores Salud ocupacional Radiación Ingeniería nuclear
• Subjects:Labor and laboring classes Occupational health Radiation Nuclear engineering
• Palabras claves:Tasa de dosis; Protección radiológica; Radiografía industrial
• Keywords:Industrial radiography; Dose rate; Radiation protection