Introducción

La utilización de fuentes radiactivas selladas con fines pacíficos ha permitido obtener enormes beneficios en los diferentes ámbitos de aplicación de las radiaciones ionizantes en el país. Sin embargo también es cierto que una vez que finalice el periodo de vida útil de las mismas es muy importante realizar una buena gestión y sobre todo una gestión segura de estas fuentes radiactivas de modo a acondicionarlos en un almacén centralizado como deposición final (^{Rentería Villalobos, 2003}; ^{Fernández Niello, 2005}) o en el caso de Paraguay en un almacén temporal como lo es el Laboratorio de gestión de fuentes radiactivas en desuso (LAGEFUDE) con el que cuenta la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA).

En este trabajo se ha realizado la gestión segura de una fuente radiactiva en desuso de Sr⁹⁰ que fue utilizado en su momento para realizar el chequeo operacional de los dosímetros termoluniscentes de Fluoruro de litio del Laboratorio de Dosimetría Personal de la CNEA teniendo en cuenta principalmente los aspectos de protección radiológica durante la gestión de la fuente radiactiva.

Radiactividad artificial

En enero de 1934 los esposos Curie-Juliot anunciaron el descubrimiento de la radiactividad artificial. Al bombardear B, Mg y Al con partículas alfa hallaron que, al sacar la fuente, el blanco continuaba emitiendo partículas ionizantes. El Al emite protones siendo el producto final el Si39 estable y también neutrones, según la reacción Al ²⁷ (α,n) P³⁰

Los esposos Curie-Juliot establecieron cuidadosamente la naturaleza química de los cuerpos artificialmente radiactivos que encontraron. En la actualidad es posible producir núcleos inestables en todo el sistema periódico mediante el bombardeo con partículas cargadas (^{Blackwood et al., 1965}; ^{Leo, 2012}).

Radionucleido Estroncio 90 (Sr⁹⁰)

El estroncio 90 es un isotopo obtenido artificialmente con un periodo de semidesintegración de 28.5 años. Este decae por emisión de un electrón con máximo de 546 keV (decaimiento beta) en ytrio 90. Este decae con un periodo de semidesintegración de 64.1 hs por decaimiento beta con una energía máxima de 2274 keV (^{NCBI, 2024}).

El Sr⁹⁰ es uno de los constituyentes más importantes de los residuos de radiactividad media. Por consiguiente es necesario realizar un inventario preciso de este radio nucleido para el almacenamiento de este tipo de residuos. El Sr⁹⁰ tiene un periodo de semidesintegración de 28.1 años siendo un emisión puro de partículas beta con una energía máxima de 546 keV. Su mecanismo primario de producción es por fisión de neutrones térmicos del U²³⁵ y el Pu²³⁹ presentes en los reactores nucleares. El Sr⁹⁰ se desintegra como como Y⁹⁰ el cual decae en un 99.98% por emisión de partículas betacon una energía máxima de 2283 keV. El periodo de semidesintegración del Y⁹⁰ es de 64 hs, estando en equilibrio con el Sr⁹⁰, y siendo esta una significativa y útil característica para la medida de las muestras que contengan Sr⁹⁰ (^{Rodríguez Alcalá, 1997}).

Fuentes radiactivas en desuso

Una fuente radiactiva sellada es un recipiente de material radiactivo encapsulado, que tiene normal- mente el aspecto de una pequeña e inocua pieza de metal. La capsula o el material de la fuente sellada es lo suficientemente resistente para conservar su estanqueidad en las condiciones de uso para las que fue diseñada originalmente y también ante posibles percances . Las fuentes radiactivas selladas se utilizan en diferentes aplicaciones en la medicina, la agricultura, la industria, el transporte , la construcción, la geología, la minería y la investigación Por fuentes en desuso se entienden las fuentes que han dejado de utilizarse y que no se tienen intención de volver a utilizar en las prácticas para las que fueron utilizadas. Las fuentes gastadas que ya no pueden utilizarse para sus fines previstos a consecuencia del decaimiento radiactivo forman un subconjunto de fuentes en desuso. ^{OIEA (2018)}.

Materiales y métodos

La metodología de trabajo fue realizada en diferentes etapas, en primer lugar se procedió al desmontaje de la fuente radiactiva en desuso de Sr⁹⁰, que estaba alojada dentro del equipo Vinten Instruments. En la Tabla 1 se puede encontrar información sobre las características del equipo que alojaba la fuente radiactiva de Sr⁹⁰ que se pretende gestionar en forma segura a fin de que la misma pueda ser acondicionada en el almacén temporal de fuentes en desuso.

En la Tabla 2 se puede encontrar información sobre la fuente radiactiva de Sr⁹⁰ que va a ser gestionada a fin de que la misma pueda ser almacenada en forma segura en el almacén transitorio.

Condiciónes del equipo:

El equipo actualmente se encuentra en desuso por obsolescencia y por decaimiento de las fuentes radiactivas que se encuentra fuera de rango de dosis que entrega para el chequeo operacional de los dosímetros termoluminiscentes.

Desmontaje:

Previo al desmontaje, se procede a realizar el monitoreo correspondiente.

Con detector de monitoreo tipo Geiger Muller se procede a realizar un levantamiento radiométrico con el objeto de contar con lectura de referencia basal y de esa manera se corrobora en caso de que la fuente radiactiva quede al descubierto de su blindaje.

Seguidamente se procedió a realizar otro monitoreo , esta vez para descartar contaminación superficial utilizando un detector de contaminación tipo contador proporcional para asegurar que no haya pérdida de hermeticidad de las fuente radiactiva en desuso de Sr⁹⁰.

Una vez que se verificó la condición segura de la no existencia de contaminación radiactiva, se procede al desmontaje:

Se procede a destornillar los cuatro tornillos que sujeta la carcasa los cuales están ubicados en los laterales ver Fig. 1.

Figura 1 Equipo irradiador de dosímetros con Sr-90/Y-90 Vinten Instruments. 

Posterior a la liberación de la carcasa del equipo, con el blindaje de las fuentes se realiza un frotis con el objeto de asegura que las fuentes no haya perdido su hermeticidad, el mismo se realiza con un papel embebido en alcohol isopropílico con la ayuda de una pinza de 30 cm. Una vez realizada el fortis, el mis mismo es sometido a la medición con un detector de contaminación Beta, ver Fig. 2.

Figura 2 a) Equipo liberado de la carcasa. b) Frotis en la ventana de irradiación (obturador cerrado). c) Medición del frotis 

Una vez que el equipo es liberado de la carcasa, quedan las fuentes Sr⁹⁰/Y⁹⁰ con su blindaje y el disco giratorio sujeto en la base que los soporta. Para liberar las fuentes radiactivas, se procede a desajustar los tornillos ubicados en la parte inferior del equipo ver Fig. 3.

Figura 3 a) Equipo irradiador de dosímetros sin carcasa. b) tornillos ubicados en la parte inferior del equipo 

Se debe tener especial cuidado al desmontar las fuentes radiactivas con el contenedor de blindaje, de manera a asegurar que el obturador de la ventana de irradiación esté cerrado. El mecanísmo de cierre y de apertura es automático, esto se logra a través de un dispositivo eléctrico (electroimán). El mismo se retira del blindaje de las fuentes radiactivas, desajustando los tornillos ubicados en el soporte que se encuentra justo sobre el blindaje de las fuentes radiactivas ver Fig. 4.

Figura 4 a) Blindaje con las fuentes radiactivas desmontadas con electroimán (obturador cerrado). b) soporte del electroimán 

Una vez retirada el electroimán del blindaje de las fuentes radiactivas, se procede a realizar un ajuste del obturador para asegurar que el mismo no se deslice y quede en posición de irradiación Fig. 5.

Figura 5 Blindaje con las fuentes radiactivas desmontadas sin electroimán (obturador cerrado) 

Figura 6 Monitoreo de nivel de radiación con detector Geiger Muller 

Posteriormente, se vuelve a realizar los monitoreos de radiación correspondientes, tanto con el detector portátil Geiger Muller como con el detector de Contaminación Superficial Fig. 6.

Por último se retiran las etiquetas identificadora de las fuentes radiactivas existentes en la carcasa del equipo y solamente se deja por el blindaje que contienen las fuentes radiactivas.

Resultados

Como resultados del trabajo de desmontaje de la fuente radiactiva de Sr⁹⁰ que fue realizado en este trabajo, se obtuvo los valores de medición que se pueden observar en la Tabla 3.

En la Tabla 4 se pueden ver los resultados obtenidos después de realizar el las mediciones aplicando la técnica de frotis y utilizando el detector de contaminación superficial para emisores beta. Observando los valores obtenidos se puede decir que se ha podido realizar el trabajo en forma exitosa ya que se logró la gestión de la fuente radiactiva sellada en desuso de Sr⁹⁰, y de esa forma la misma puede ser acondicionada en forma segura dentro del almacén de fuentes en desuso con que cuenta la Comisión Nacional de Energía Atómica de la Universidad Nacional de Asunción.

Conclusiones

Con el trabajo de desmontaje realizado se ha logrado una gestión segura de una fuente radiactiva en desuso, además se ha podido reducir un volumen importante que ayuda a optimizar el espacio disponible para el almacenamiento de fuentes en desuso en el almacén temporal del LaGeFude.

Por otro lado, con el procedimiento minucioso del desmontaje, se ha podido asegurar la protección radiológica y de esa manera evitar una posible contaminación radiactiva que podría ser ocasionado por algún golpe mecánico y que conlleve a la perdida de hermeticidad de las fuentes radiactivas, ya que en el monitoreo realizado posterior al desmontaje, se pudo constatar que no existe ninguna contaminación radiactiva. Es de suma importancia realizar una gestión segura de las fuentes radiactivas una vez que las mismas hayan pasado a ser fuentes en desuso y ya no pueda llegar a ser utilizado para el propósito inicial para el que fue adquirido.