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RIESGOS RADIOLÓGICOS DEL USO DE ELECTRODOS DE TUNGSTENO CON TORIO EN SOLDADURA POR ARCO
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RIESGOS RADIOLÓGICOS DEL USO DE ELECTRODOS DE TUNGSTENO CON TORIO EN SOLDADURA POR ARCO
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Índice
1 Introducción 1.1 Motivación del trabajo y organismos que han intervenido 2 Materiales utilizados y comercialización de electrodos 3 Procedimiento de soldadura y ciclo de vida del electrodo 4 Contenido de material radiactivo en los electrodos 5 Vías de exposición: irradiación externa
y contaminación radioactiva de los trabajadores 5.1 La inhalación de partículas que contengan material radiactivo
5.2 Irradiación externa por manipulación de los electrodos
5.3 La ingestión secundaria de material radioactivo 6 Programa de mediciones de la exposición a radiaciones ionizantes.
Toma de muestras en las instalaciones de los centros de trabajo y cálculo de las dosis potenciales de los trabajadores expuestos.
6.1 Mediciones efectuadas en las instalaciones de los centros de trabajo
6.2 Estimación de dosis a partir de las medidas efectuadas en los centros de trabajo
6.2.1 Dosis por inhalación de partículas que contengan material radiactivo
6.2.2 Dosis por exposición externa por manipulación de los electrodos
6.2.3 Dosis por exposición externa en la zona de almacenamiento de los electrodos
6.2.4 Dosis por ingestión secundaria de material radiactivo
6.3 Toma de muestras de polvo en aire y resultados de los análisis
6.4 Cálculo de la dosis por inhalación a partir de los resultados de los análisis de las muestras de polvo
6.5 Dosis potenciales en la gestión de los residuos metálicos
6.6 Resumen de las dosis individuales de exposición a radiaciones ionizantes para los trabajadores por inhalación
p.7
p.9 p.10 p.13 p.16 p.23
p.24
p.24
p.25 p.26
p.26
p.31
p.31
p.35
p.36
p.37
p.38
p.40
p.43
p.43
Edición:Departament de Treball
Autores:Carlos Tapiadepartamento de física e ingeniería nuclearde la universidad politécnica de cataluña
Joaquim Masegú, Lluís Vilaseca, Jaume de Montserratdepartamento de trabajo de la generalitat de cataluña
Adoración Pascual, Enrique Gadeacentro nacional de condiciones de trabajodel instituto nacional de seguridad e higiene en el trabajodel ministerio de trabajo e inmigración
Coordinación editorial:Eva Masana
Diseño gráfico y maquetación:Eumogràfic
Impresión:Ampans
Tirada:300 ejemplares
D.L. B-38.156-2009
BIBLIOTECA DE CATALUNYADATOS CIP
Riesgos radiológicos del uso de electrodos de tungsteno con torio en soldadura por arcoBibliografia. GlossariI. Tapia Fernández, Carlos II. Catalunya. Departament de Treball1. Radiació – Mesures de seguretat 2. Soldadura elèctrica – Mesures de seguretat3. Elèctrodes de tungstè331.45:621.791.7
Aviso legalAviso legal Esta obra está sujeta a una licencia Reconocimiento-No Comercial-Sin Obras Derivadas 3.0 de Creative Commons. Se permite la reproducción, distribución y comunicación pública siempre que se cite al autor y no se haga un uso comercial de la obra original ni la generación de obras derivadas. La licencia completa se puede consultar en http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/3.0/es/legalcode.es
http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/3.0/es/
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7 Conclusiones, obligaciones legales y recomendaciones 7.1 Conclusiones
7.2 Obligaciones legales y recomendaciones
7.2.1 Obligaciones del empresario y recomendaciones de protección de la salud de los trabajadores por el uso de electrodos de tungsteno toriado.
7.2.2 Funciones del presente estudio respecto a la evaluación de riesgos: recomendación sobre la regulación de la práctica de soldadura con electrodos de tungsteno toriado en el marco de la legislación nuclear
8 Referencias 9 Anexos Anexo 1 – Aplicación de la legislación nuclear en el estado español Anexo 2 – Descripción de los centros de trabajo y resultado
de las mediciones de contaminación radioactiva Anexo 3 – Reportaje fotográfico de los centros de trabajo
visitados, electrodos usados, máquina de afilar en proceso cerrado y fichas de seguridad
10 Bibliografía 11 Glosari0 Lista de gráficosG.1 Torio: tabla periódica de los elementos químicos
G.2 Diagrama soldadura con arco
G.3 Códigos de colores de los electrodos de tungsteno con torio
G.4 Ciclo de vida del electrodo
G.5 Isótopos radioactivos (descendientes) del torio (Th-232)
G.6 Estructura del átomo y tipo de radiación ionizante.
G.7 Capacidad de penetración de las radiaciones ionizantes
G.8 Vías de exposición laboral a radiación ionizante en los trabajos con electrodos de tungsteno toriado
p.46
p.46
p.47
p.48
p.53
p.55
p.57 p.79
p.107
p.129 p.131
p.7
p.10
p.11
p.13
p.16
p.17
p.17
p.23
G.9 Tipo de mediciones de exposición a radiación ionizante en los centros de trabajo visitados
G.10 Aparatos de medición utilizados en las mediciones efectuadas en los centros de trabajo visitados
G.11 Consecuencia para la salud de la exposición a radiaciones ionizantes
G.12 Códigos de colores de los electrodos de tunsgteno-torio
G.13 Señal de advertencia de material radioactivo
G.14 Medidas preventivas: extracción localizada en los trabajos de soldadura. Minimización de la exposición del trabajador por vía inhalatoria
Lista de tablasT.1 Electrodos de tungsteno
T.2 Propiedades de la desintegración del torio (Th-232)
T.3 Actividad radiactiva específica del torio
T.4 Actividad radiactiva de los electrodos de torio (wolframio)
T.5 Niveles máximos de contaminación obtenidos en el suelo en la zona de afilado
T.6 Niveles máximos de contaminación obtenidos en la zona de soldadura
T.7 Tasas máximas de dosis de radiación directa en los centros de trabajo
T.8 Coeficientes de dosis para los radionucleidos de la cadena de desintegración del Th-232
T.9 Resultados del cálculo de dosis por inhalación determinada a partir de la resuspensión del polvo en las zonas contaminadas de la zona de afilado
T.10 Tiempo de exposición en diferentes operaciones en las cuales se manipulan los electrodos. Distancia entre los electrodos y el cuerpo
T.11 Resumen del programa de toma de muestras de polvo y resultados de los análi-sis de espectrometría para derivar las concentraciones de actividad en aire
T.12 Concentraciones de actividad en aire medidas o derivadas a partir de los resul-tados de la espectrometría del polvo en aire, en función del grado de equilibrio
T.13 Cálculo de la dosis por inhalación de partículas, determinada a partir de los resultados analíticos de las muestras de polvo en aire obtenidas en las zonas de soldadura y afilado
T.14 Dosis máximas estimadas de exposición de los trabajadores a radiaciones ionitzantes por el uso de electrodos de tungsteno toriado
T.15 Límites de dosis establecidos en el RD 783/2001
T.16 Medidas preventivas en el uso de electrodos de tungsteno toriado
p.27
p.27
p.30
p.49
p.49
p.51
p.12
p.18
p.20
p.22
p.29
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p.30
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p.44
p.47
p.53
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Introducción
Los electrodos de tungsteno toriado se utilizan en la industria para la soldadura con arco con protección de gas inerte. El torio se utiliza en forma de óxido de torio y el contenido del citado óxido en el electrodo suele variar entre un 1% y un 4% de la masa total. El torio es un elemento químico radiactivo natural, es decir que se halla presente en la tierra y sus isótopos sufren espontáneamente un proceso de desinte-gración durante el cual emiten radiaciones ionizantes. El isótopo principal del torio (Th-232) origina, como consecuencia de su desintegración, una cadena de varios ra-dionucleidos (isótopos radioactivos de varios elementos). Sin embargo, el torio se utiliza para fabricar electrodos de tungsteno toriado debido a otras propiedades no relacionadas con su naturaleza radiactiva. Es decir, la propiedad de los electrodos para su uso en soldadura no se basa en la naturaleza radiactiva del torio ni en las radiaciones ionizantes emitidas por el mismo.
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Gráfico 1 Torio: tabla periódica de los elementos químicos.
Historia del torio
El torio se llamó así en honor a Thor, el dios escandinavo de la guerra.Fue descubierto en Suecia por Jöns Jakob Berzelius en 1828.Setenta años más tarde el matrimonio Pierre Curie y Marie Curie puso de manifiesto el carácter radiactivo del elemento.
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A partir de la solicitud de información de representantes de los trabajadores de una industria de la provincia de Girona dedicada a la fabricación de productos metálicos y de maquinaria en acero inoxidable, en la cual se realiza el proceso de soldadura TIG (Tungsten Inert Gas), el Centro de Seguridad y Salud Laboral de Gerona (CSSLG) del Departamento de Trabajo de la Generalitat de Cataluña inició, en el año 2004, un programa para valorar los riesgos radiológicos del uso de electrodos de tungsteno toriado en la soldadura por arco.
De esta forma el CSSLG del Departamento de Trabajo de la Generalitat de Cataluña ha impulsado y dirigido el presente estudio en el que han colaborado el Centro Nacional de Condiciones de Trabajo de Barcelona del Instituto Nacional de Seguridad e Higiene en el Trabajo (CNCTB INSHT) del Ministerio de Trabajo e Inmigración, y el Departamen-to de Física e Ingeniería Nuclear (DFIN) de la Universidad Politécnica de Cataluña.
Sin embargo, este estudio se ha podido llevar a cabo gracias a la colaboración de siete empresas de la provincia de Girona, dedicadas a la fabricación de productos metálicos y de maquinaria en acero inoxidable, en cuyas instalaciones se trabaja con soldadura TIG de acero inoxidable. Se trata de pequeñas y medianas empresas (entre 7 y 92 trabajadores) con un número de soldadores que variaba entre los 2 y los 21 trabajadores. Las empresas facilitaron al personal del CSSLG, CNCTB INSHT y DFIN, información sobre la técnica de soldadura y permitieron la toma de muestras de pol-vo y medidas radiológicas in situ. El análisis de las muestras de polvo se ha realizado en el Instituto de Técnicas Energéticas de la Universidad Politécnica de Cataluña. Los resultados se incluyen en el Anexo 2.
Además, en el Anexo 1, el estudio incluye una valoración de la aplicación de la le-gislación nuclear en España en relación con la utilización de tungsteno toriado, me-diante la cual se llega a la conclusión de que el párrafo b) del artículo 1 de la Ley de Energía Nuclear, y su desarrollo en el artículo 2 (apartado 3) del Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, que remite al Titulo VII del cita-do Reglamento. El estudio se ha realizado basándose en lo indicado en el apartado 1 partes b y c del artículo 62 del RD 783/2001, de 6 de Julio por el que se aprueba el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes (BOE núm. 178, de 26/07/2001).
En sus conclusiones, este estudio recuerda las obligaciones legales y establece las re-comendaciones en el ámbito de la prevención de riesgos laborales de los trabajado-res expuestos en las operaciones de soldadura por arco con electrodos de tungsteno con torio en las empresas de Cataluña.
Los electrodos de tungsteno toriado tienen, como todo producto manufacturado, un ciclo de vida que se inicia en su fabricación y prosige con su posterior transporte, comercialización, uso en las instalaciones de soldadura y tratamiento de los residuos generados en el proceso.
Los electrodos de tungsteno toriado se han utilizado y utilizan ampliamente en la soldadura de acero inoxidable y aluminio. En España el producto se importa para su comercialización desde los países productores (por ejemplo: Alemania o China). La aplicación de la legislación de transporte de materias radiactivas implica la conside-ración de productos manufacturados con torio natural, o similar, que son transporta-dos en simples cajas (o envases y embalajes exceptuados) debido al bajo contenido radiactivo y la limitada tasa de dosis en la superficie del bulto. Los bultos van etique-tados de acuerdo con la documentación contenida en el anexo sobre la naturaleza radiactiva del torio. De esta forma el usuario al abrir la caja de electrodos se informa de la naturaleza radiactiva del producto. En algunos casos el fabricante añade en la información algunas recomendaciones sobre la gestión de los residuos.
Aplicaciones del torio
Además de su uso para la fabricación de electrodos de soldadura ((tungsteno toriado), el torio metálico o sus óxidos se usan en las aplicaciones siguientes:
• Comocombustiblenuclear.• Paralafabricacióndelámparaselectrónicas.• Pararecubrirloscablesdetungstenousadosenequipamientoelectrónico.• Enaleaciones,porejemploconmagnesio,paramejorarlaspropiedadesaelevadas
temperaturas.• Enaplicacionesconmaterialcerámicodeelevadatemperatura.• Ladataciónradioactivaconuranio/toriosehausadoparadatarfósilesdehomínidos.• Comoagentedealeaciónenestructurasmetálicas.• Elóxidodetorioseutilizaenfilamentosdelasbombillasy,también,enmaterialesde
laboratorio refractarios.• Laadicióndeóxidodetorioalvidrioayudaacrearvidriosconunaltoíndicedere-
fracciónyunabajadispersión(obtencióndelentesdegrancalidadparacámarasyinstrumentos científicos).
• Elóxidodetorioseutilizacomocatalizadorendiversosprocesos(conversióndeamo-níaco a ácido nítrico, refinamiento de petróleo o producción de ácido sulfúrico).
Motivación del trabajo y organismos que han intervenido1.1
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Materiales utilizados y comercialización de electrodos
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El uso de electrodos de tungsteno (también llamado wolframio), es común en la in-dustria de la soldadura por arco con protección de gas inerte en la denominada solda-dura TIG para corriente alterna y continua (CA/CC); especialmente para soldar alea-ciones de aluminio, magnesio y acero inoxidable. En la soldadura de acero inoxidable con corriente continua se consiguen mejores rendimientos utilizando electrodos de tungsteno con un pequeño contenido de óxido de torio, puesto que aumenta la co-rriente (emisión termoiónica) así como la duración del electrodo, evita la contamina-ción en la soldadura y, finalmente, facilita la formación y la estabilidad del arco.
Posteriormente, en el mercado se han introducido los electrodos de tungsteno con cerio, lantano o tierras raras. Estos electrodos evitan el uso de torio, que es un ele-mento radiactivo, y presentan ventajas similares.
No existe consenso entre los soldadores de acero inoxidable consultados al valorar las ventajasdeloselectrodosdelantanoytierrasrarasfrentealoselectrodosdetorio.Noobstante,lamayoríaopinaqueloselectrodosdetoriopresentanventajas.
Laintroduccióndeloselectrodosdelantanoytierrasraras,inclusosincontenerningunode los elementos anteriores, tiende a la sustitución de los electrodos de torio.
Gráfico 2 Diagrama soldadura con arco.
En la tabla 1 se muestran los los códigos, la composición y la geometría estandariza-da de los electrodos de tungsteno.
EnlossietecentrosdetrabajovisitadossehacomprobadoelusodeelectrodosdetorioWT20rojo,dediámetros1,6mm,2mm,2,4mmy3,2mm;ydelongitud150mm,pre-dominando el uso de electrodos de diámetro 2.0.
Variasdelasempresasvisitadastambiénutilizanelectrodosdelantanoytierrasraras,y en algunos casos predomina el uso de estos últimos frente al de torio.
Las empresas adquieren los electrodos en centros especializados o distribuidores de material para soldadura.
Las cajas de electrodos llevan, en la mayoría de los casos, alguna indicación sobre la norma europea o americana de fabricación así como sobre las precauciones que deben tomarse en su uso.
Aviso que contienen la mayoría de las cajas de electrodos de tungsteno toriado.
Losdesperdiciosdelafiladoyacabadodebensercuidadosamenteeliminados.Estoselectrodosparasoldarcontienenpequeñascantidadesdetorio,elementoradiactivo.
WT 10 (1%)
Amarillo
WT 20 (2%)
Rojo
WT 30 (3%)
Púrpura
WT 40 (4%)
Naranja
Gráfico 3 Códigos de colores de los electrodos de tungsteno con torio
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Procedimiento de soldadura y ciclo de vida del electrodo
3
En todas las empresas visitadas, los electrodos se presentan en cajas de plástico que contienen 10 unidades. Las cajas se guardan normalmente en un armario situado en una habitación y/o almacén próximo a la zona de soldadura.
El material almacenado varía notablemente en las empresas, habiéndose comproba-do que las existencias oscilaban de 1 a 10 cajas.
Todos los centros de trabajo disponen de muelas para afilar los electrodos.
Tabla 1 Electrodos de tungsteno
a) Códigos y composición
Código Aditivos de óxidos, % peso Código de color Norma
WP Verde DIN/EN 26 848
WT 10 0,90 – 1,20 ThO2 Amarillo
WT 20 1,80 – 2,20 ThO2 Rojo
WT 30 2,80 – 3,20 ThO2 Púrpura
WT 40 3,80 – 4,20 ThO2 Naranja
WZ 8 0,70 – 0,90 ZrO2 Blanco
WL 10 0,90 – 1,20 LaO2 Negro
WC 20 1,80 – 2,20 CeO2 Gris
WL 15 1,30 – 1.70 LaO2 Oro ANSI/AWS 5.12
WL 20 1,89 – 2,20 La2 O3 Azul INDUSTRIA WOLFRAMIO
W 2 Tierras raras Turquesa
Nota: los electrodos se clasifican también bajo la norma americana ANSI/AWS 5.12, cuyo código de color difiere de la DIN/EN 26 848.
Diámetro en milímetros Longitud en mm
0,5 ± 0,05 3,0 ± 0,1 6,0 ± 0,1
1,0 ± 0,05 3,2 ± 0,1 6,4 ± 0,1 50
1,6 ± 0,05 4,0 ± 0,1 8,0 ± 0,1 75
2,0 ± 0,05 4,8 ± 0,1 10,0 ± 0,1 150
2,4 ± 0,05 5,0 ± 0,1 12,0 ± 0,1 175
b) Dimensiones de los electrodos
Gráfico 4 Ciclo de vida del electrodo
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La primera operación consiste en un afilado para lograr una punta fina cónica en el electrodo. A continuación se procede al uso del electrodo, que se fija en una pinza. Después de un período de soldadura la punta del electrodo se deforma y debe afilarse de nuevo para recuperar la punta cónica. Los soldadores manipulan los electrodos siguiendo el proceso siguiente: extraen un electrodo de la caja, lo afilan en la muela, lo utilizan en el puesto de soldadura sujeto a una pinza y, periódicamente, lo vuelven a afilar para mantener la punta cónica en el electrodo.
En ciertos casos, algunos soldadores pueden llevar algún electrodo en el bosillo o incluso una caja.
Pérdida de material en el afilado del electrodo.
Sehamedidolapérdidadematerialporafiladoenlasmuelas,cuyoresultadohansidodemediode0,1gporafilado,aunquepuedevariarsegúnlaexperienciadelsoldador.Lapérdidamáximafuede0,3genunafiladoinicial.
Las características de las muelas varían según los centros de trabajo. En general pre-dominan las muelas con una protección para evitar que el desprendimiento de viru-tas alcance la cara y las manos del soldador. También disponen de una pequeña caja de agua para enfriar el electrodo. El polvo del afilado se desprende sobre la muela y tiende a depositarse en las proximidades de la misma.
Una de las siete empresas visitadas ha sustituido las muelas tradicionales por una máquina de afilado que funciona en sistema cerrado (ver Annexo 3) y el polvo gene-rado queda almacenado en su interior.
Cuando el electrodo ha perdido una parte de su longitud, principalmente debido a los sucesivos afilados, se considera un desecho. El destino de las puntas es muy va-riado:
• En algunas empresas las puntas se almacenan en cajas en la zona de almacén.• En la mayoría de los centros de trabajo las puntas se tiran al suelo en la zona de
muela o zona de soldadura.• En algunas empresas, los soldadores utilizan las puntas como mondadientes.
Cuando se procede a la limpieza de las salas se recoge el polvo metálico, las virutas y los restos de electrodos. El conjunto de estos materiales constituye los residuos de soldadura del centro de trabajo.
En Cataluña, las empresas que realizan trabajos de soldadura normalmente gestio-nan estos residuos de acuerdo con la clasificación del Catalogo Europeo de Residuos (CER), dentro del grupo CER 12 y más concretamente CER 120113 Residuos de solda-dura, clasificados como no especiales y cuya vía de valorización es el reciclado y la recuperación de metales.
Generación de residuos de soldadura a partir de los electrodos.
Enlasdistintasempresas,sehamedidolalongituddeunconjuntode14puntasresi-dualesdeelectrodos.Sehacomprobadoqueelconsumomedioporelectrodoesdel68%de su longitud. El material en forma de polvo se dispersa en su en su mayoría en las proximidades de las muelas.
Apartirdeldatoanteriorsedesprendequelosrestosdeelectrodosenformadepuntascilíndricas(deentre20y40mmdelongitud)constituyenel32%delmaterialinicialyqueelrestodematerialquedadispersoenformadepolvo.
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Contenido de material radiactivo en los electrodos
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El torio natural contiene el isótopo Th-232, de período 1,4x1010 años. El torio crea una cadena de isótopos radiactivos (descendientes) que alcanzan un equilibrio secu-lar en su actividad. En la naturaleza este equilibrio puede distorsionarse por efecto de procesos físicos y químicos (especialmente por difusión del gas radón). El torio es un emisor de partículas alfa. Entre sus descendientes hay otros emisores de radiación alfa, pero también emisores de partículas beta y radiación gamma. En la Tabla 2 se indican las propiedades de desintegración del torio (Th-232) y sus descendientes.
Gráfico 5 Isótopos radioactivos (descendientes) del torio (Th-232)
Cuando un átomo de torio 232 se desintegra emite una partícula alfa, formada por dos protones y dos neutrones. La emisión de la partícula alfa reduce el número atómico del torio 232 en dos unidades, y el número másico en cuatro y lo transforma en el isótopo 228 de otro elemento, el radio 228. Posteriores desintegraciones forman la cadena natural del torio. Este proceso continúa hasta que se forma finalmente un elemento no radiactivo, y por tanto estable, que es el plomo.Gracias al periodo tan grande de desintegración del torio 232, este continuará produciendo elementos de su serie durante miles de millones de años.
Gráfico 6 Estructura del átomo y tipo de radiación ionizante
Electrónnegativo
Protónpositivo
Neutrónneutro
Partícula ALFA
Partícula BETA
Rayo GAMMA
Gráfico 7 Capacidad de penetración de las radiaciones ionizantes
Los átomos poseen un núcleo muy denso, formado por protones y neutrones, y rodeado de una nube de elec-trones más ligeros. Las fuerzas nucleares mantienen unidos a los protones y neutrones dentro del núcleo; los electrones giran alrededor de él a causa de la fuerza magnética.
Algunos núcleos son inestables y acaban desintegrán-dose por si solos, emitiendo partículas alfa y beta, y en muy pocas ocasiones radiación gamma, si bien la emi-sión alfa o beta va normalmente acompañada de radia-ción gamma. El resultado es un núcleo que puede ser estable o volverse a desintegrar hasta llegar a serlo.
γ
α
β
Las radiaciones alfa recorren una distancia muy corta y son detenidas por una hoja de papel o la piel del cuerpo humano.
Las radiaciones beta recorren en el aire una dis-tancia de un metro, aproximadamente, y son de-tenidas por unos pocos centímetros de madera o una hoja delgada de metal.
Las radiaciones gamma recorren cientos de me-tros en el aire y son detenidas por una pared gruesa de plomo o cemento.
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Nucleido Nombre Período Energía alfa Energía máxima beta Energía gamma232Th92
↓ Torio 1,405x1010 a 3,952 (23%) - -
4,010 (77%)228Ra90
↓ Mesotorio I 5,75 a 0,055 (100%) -228Ac89
↓ Mesotorio II 6,13 h - 1,18 (35%) 0,338 (12,4%)
1,75 (12%) 0,911 (29%)
2,08 (12%) 0,969 (17,4%)228Th90
↓ Radiotorio 1,913 a 5,340 (26,7%) - 0,216 (0,277%)
5,423 (72,7%)224Ra90
↓ Torio X 3,66 d 5,449 (4,9%) - 0,241 (3,9%)
5,685 (95,1%)220Rn88
↓ Emanación torón (Tn) 55,6 s 6,288 (99,93%) - 0,550 (0,07%)216Po86
↓ Torio A 0,15 s 6,778 (99,999%) - -212Pb82
↓ Torio B 10,64 h - 0,356 (81%) 0,238 (43,6%)
0,573 (14%) 0,300 (3,34%)212Bi83 Torio C 1,01 h 6,051 (25,23%) 1,55 (5%) 0,727 (6,65%)
6,090 (9,63%) 2,20 (55%) 1,620 (1,51%)
64% ↓ Torio C’ 298 ns 8,784 (100%) - -212Po86
36% ↓ Torio C’’ 3,05 min - 1,28 (25%) 0,511 (21,6%)208Tl81 1,52 (21%) 0,583 (86%)
1,80 (50%) 0,860 (12%)
2,614 (99,79%)208Pb82 Torio D Estable - - -
Tabla 2 Propiedades de la desintegración del torio (Th-232).
EnergíasdelasprincipalesradiacionesenMeV(megaelectrovoltios)eintensidadesdeemisión(%)
En la fabricación de electrodos de torio se utiliza el torio en forma de dióxido de torio (ThO2). El torio se encuentra en la tierra en minerales característicos. Para la fabrica-ción del electrodo se utiliza torio, que ha sufrido inicialmente el proceso de concentra-ción y purificación, a partir del cual se obtiene, posteriormente, el dióxido. Si durante la fabricación del electrodo el proceso metalúrgico elimina las trazas de radio, es posible que se rompa de nuevo el equilibrio. Una vez fabricado el electrodo, se almacena y se distribuye para su uso. Todo este proceso puede haber durado algunos años. En dicho tiempo el torio (Th-232) tiende a alcanzar de nuevo el equilibrio secular, mientras que el Th-228 inicial desaparece pero produce su propio equilibrio con sus descendientes.
De esta forma la actividad total en los electrodos puede variar según la edad del torio (el tiempo transcurrido desde su separación o desde la fabricación del electrodo, siem-pre que esta fabricación produzca una nueva purificación de descendientes).
Tal como se comprueba en la Tabla 3, si el tiempo transcurrido desde la fabricación hasta su uso se encuentra entre 1 y 10 años, los niveles de actividad total del elec-trodo varían entre el 53% y el 67% de la actividad máxima de equilibrio. En edades superiores a 25 años se alcanzan equilibrios superiores al 95%.
Actividad radiactiva en un electrodo.
La actividad radiactiva de un electrodo depende de la masa de dióxido de torio y del grado de equilibrio de la cadena de desintegración en el mismo.
La masa de dióxido de torio en un electrodo se determina a partir del volumen de electrodos, la densidad y el contenido de ThO2
Donde:‘m’ es la masa de dióxido de torio contenida en un electrodo, expresada en gramos.‘Ae’ es la actividad específica del torio, en Bq/g, de la Tabla 3.‘A’ actividad del electrodo, en Bq.
1
2
Donde:‘w’ es la fracción de masa total del electrodo formada por ThO2;‘L’ es la longitud del electrodo (cm);‘D’ es el diámetro del electrodo (cm);‘ρ’ es la densidad del electrodo, aproximadamente 18,5 g/cm3
La actividad radiactiva A (Bq) de un electrodo se puede determinar a partir de la masa de ThO2 y los datos de la actividad específica de la Tabla 3.
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T (años) Th-232 Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224 Total cadena
0
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
20
25
30
35
40
45
50
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
1,0000
0,0000
0,1136
0,2142
0,3035
0,3826
0,4527
0,5148
0,5699
0,6188
0,6621
0,7004
0,7345
0,7646
0,7914
0,8150
0,8361
0,9103
0,9509
0,9731
0,9853
0,9919
0,9956
0,9976
0,0000
0,1135
0,2141
0,3034
0,3825
0,4526
0,5148
0,5699
0,6187
0,6620
0,7004
0,7344
0,7646
0,7913
0,8150
0,8360
0,9103
0,9509
0,9731
0,9853
0,9919
0,9956
0,9976
1,0000
0,7147
0,5485
0,4615
0,4264
0,4246
0,4433
0,4741
0,5112
0,5510
0,5911
0,6299
0,6666
0,7008
0,7322
0,7608
0,8666
0,9266
0,9597
0,9780
0,9879
0,9934
0,9964
0,0000
0,7178
0,5502
0,4623
0,4267
0,4244
0,4429
0,4736
0,5107
0,5504
0,5905
0,6293
0,6661
0,7003
0,7318
0,7604
0,8664
0,9264
0,9597
0,9779
0,9879
0,9934
0,9964
2,0000
6,2487
5,2781
4,8423
4,7514
4,8765
5,1306
5,4554
5,8127
6,1777
6,5348
6,8748
7,1924
7,4853
7,7528
7,9955
8,8852
9,3870
9,6640
9,8160
9,8993
9,9449
9,9698
Nota: para obtener la actividad de 1 g de ThO2 hay que multiplicar el valor de la tabla por 0,878.
Tabla 3 Actividad radiactiva específica del torio
b)Fraccióndeactividadradiactivatotal(normalizadaalaactividaddeungramodetorio232),
conteniendoinicialmenteTh-232yTh-228
T (años) Th-232 Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224 Total cadena
0
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
20
25
30
35
40
45
50
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
4,059I+03
0,000
4,609I+02
8,695I+02
1,232I+03
1,553I+03
1,837I+03
2,090I+03
2,313I+03
2,511I+03
2,687I+03
2,843I+03
2,981I+03
3,103I+03
3,212I+03
3,308I+03
3,393I+03
3,694I+03
3,859I+03
3,949I+03
3,999I+03
4,026I+03
4,041I+03
4,049I+03
0,000
4,605I+02
8,691I+02
1,231I+03
1,552I+03
1,837I+03
2,089I+03
2,313I+03
2,511I+03
2,687I+03
2,843I+03
2,981I+03
3,103I+03
3,212I+03
3,308I+03
3,393I+03
3,694I+03
3,859I+03
3,949I+03
3,999I+03
4,026I+03
4,041I+03
4,049I+03
4,059I+03
2,900I+03
2,226I+03
1,873I+03
1,731I+03
1,723I+03
1,799I+03
1,924I+03
2,075I+03
2,236I+03
2,399I+03
2,556I+03
2,705I+03
2,844I+03
2,972I+03
3,088I+03
3,517I+03
3,761I+03
3,895I+03
3,969I+03
4,010I+03
4,032I+03
4,044I+03
0,000
2,913I+03
2,233I+03
1,876I+03
1,732I+03
1,723I+03
1,798I+03
1,922I+03
2,073I+03
2,234I+03
2,396I+03
2,554I+03
2,703I+03
2,842I+03
2,970I+03
3,086I+03
3,516I+03
3,760I+03
3,895I+03
3,969I+03
4,009I+03
4,032I+03
4,044I+03
8,117I+03
2,536I+04
2,142I+04
1,965I+04
1,928I+04
1,979I+04
2,082I+04
2,214I+04
2,359I+04
2,507I+04
2,652I+04
2,790I+04
2,919I+04
3,038I+04
3,147I+04
3,245I+04
3,606I+04
3,810I+04
3,922I+04
3,984I+04
4,018I+04
4,036I+04
4,046I+04
Tabla 3 Actividad radiactiva específica del torio
a)Actividadradiactiva(Bq)deungramodetorioquecontiene,inicialmenteTh-232yTh-228.
En la Tabla 4, a modo de ejemplo se indica la actividad de Th-232 contenida en elec-trodos de diversas dimensiones y para diversos contenidos del dióxido de torio. Así los electrodos más comunes de 2 mm de diámetro y 150 mm de longitud, con un 2% de ThO2, contienen una actividad radiactiva de Th-232 de 621.4 Bq. La caja de 10 unidades contiene por tanto 6214 Bq de Th-232. Nótese que la actividad total del electrodo es mayor, ya que contiene otros elementos radiactivos descendientes del Th-232. Este hecho se aprecia haciendo uso de la Tabla 3. El electrodo del ejemplo anterior, tiene una actividad radiactiva 4.7514x621.4=2952.5 Bq a los 5 años, y de 9.3870x621.4=5833.1 Bq a los 25 años.
En la aplicación de los reglamentos y normas de protección, se especifica la presencia de los descendientes radioactivos y muchas veces se supone un equilibrio secular.
22 23
Vías de exposición: irradiaciónexterna y contaminación radioactiva de los trabajadores
5
Los trabajadores que manipulan los electrodos de tungsteno toriado están expuestos potencialmente a radiaciones ionizantes. El nivel de exposición puede valorarse a partir del análisis de las principales vías de exposición.
Electrodo % de aleación con ThO2
Dimensiones, mm Actividad específica (Bq/g)
Actividad electrodo (Bq) Th-232
Actividad de una caja de 10 electrodos (Bq) Th-232D L
WT 10 1% 1,6
2,0
2,4
3,0
3,2
150
150
150
150
150
35,6
198,8
310,7
447,4
699,1
795,4
1.988
3.107
4.474
6.991
7.954
WT 20 2% 1,6
2,0
2,4
3,0
3,2
150
150
150
150
150
71,3
397,7
621,4
894,8
1.398,1
1.590,7
3.977
6.214
8.948
13.981
15.907
WT 30 3% 1,6
2,0
2,4
3,0
3,2
150
150
150
150
150
106,9
596,5
932,1
1.342,2
2.097,2
2.386,1
5.965
9.321
13.422
20.972
23.861
WT 40 4% 1,6
2,0
2,4
3,0
3,2
150
150
150
150
150
142,6
795,4
1.242,8
1.789,6
2.796,2
3.181,5
7.954
12.428
17.896
27.962
31.815
Tabla 4 Actividad radiactiva de los electrodos de torio (wolframio)
Gráfico 8 Vías de exposición laboral a radiación ionizante en los trabajos con electrodos de tungsteno toriado
Lugares de trabajo donde se utilizan electrodos de tungsteno toriado y tipo de riesgo de exposición a radiaciones ionizantes.
Almacén: irradiación externa.Zona de afilado: irradiación externa, contaminación radioactiva.Zona de soldadura: irradiación externa, contaminación radioactiva.Almacenaje residuos: irradiación externa, contaminación radioactiva.Otros lugares de trabajo: contaminación radioactiva.
24 25
En la actividad normal de trabajo se pueden presentar las vías de exposición siguientes:
La inhalación de partículas que contengan material radiactivo5.1
(a) Inhalación en la zona de afilado:La fuente principal de producción de partículas es la operación de afilado. Esta ope-ración en general se realiza en una zona alejada de los puestos de soldadura. La ope-ración es muy rápida (segundos) y se realiza en una muela. Esta operación es la prin-cipal causa de la pérdida de material del electrodo. El polvo producido se deposita en el suelo y en las superficies de la propia muela. La resuspensión del material crea un ambiente de polvo en la zona cercana. El polvo puede dispersarse más o menos en función de la ventilación y del tránsito del personal por la zona.
(b) Inhalación en la zona de soldadura:La producción de partículas y humos en la operación de soldadura es mucho menor que durante el afilado. Hay que tener en cuenta que, además, el soldador trabaja con la pantalla de soldadura, lo que reduce el riesgo de inhalación.
(c) Inhalación en el resto de las instalaciones de los centros de trabajo:Los niveles de polvo residual de los electrodos en el resto de las instalaciones de los centros de trabajo son muy inferiores a los que pueden presentarse en la zona de afilado. Sin embargo, las instalaciones de los centros de trabajo pueden presentar niveles locales de polvo metálico elevado a causa de operaciones de corte, pulido, etc. Para retirar los restos de material y mantener un nivel de limpieza las instalacio-nes de los centros de trabajo limpian periódicamente los suelos. En esta operación la mayor parte del polvo de tungsteno toriado se retira con el resto de materiales, incluidos restos de puntas de electrodos.
La ingestión secundaria de material radiactivo5.3
El soldador manipula los electrodos durante varias fases del proceso de soldadura. En primer lugar el soldador coge el electrodo de la caja, que suele estar en un armario del almacén de material. A continuación se dirige a la muela donde realiza el primer afila-do, que es el que produce mayor perdida de material, ya que para utilizar el electrodo debe lograrse una punta cónica a partir de la forma cilíndrica que presenta original-mente. Ya en el puesto de soldadura, procede a la colocación del electrodo en una pinza y empieza a soldar el producto metálico que está fabricando. Cuando no se está soldan-do el electrodo sujeto a su pinza se deposita en la mesa de trabajo. Periódicamente se procede a nuevos afilados si el soldador comprueba que la punta del electrodo pierde
Esta vía de exposición comprende la transferencia de material a la boca, a partir de las manos contaminadas, manipulación de alimentos y bebidas, manipulación de cigarrillos y otros objetos.
Esta vía se ha comprobado factible en las instalaciones ya que, por ejemplo se ha ob-servado, en algunas empresas, la presencia de botellas de agua y el frigorífico en las proximidades de las muelas, lo que facilita la contaminación de las botellas y la pos-terior contaminación de las manos e ingestión secundaria de material contaminado.
Las tres vías anteriores se han evaluado a partir de un programa de mediciones de la exposición de los trabajadores en varios centros de trabajo de la provincia de Gero-na. El programa de mediciones se describe en el apartado siguiente.
Irradiación externa por manipulación de los electrodos5.2
la punta cónica que es la que le permite alcanzar la máxima estabilidad del arco y con-seguir una buena calidad de soldadura. Cuando el electrodo tiene aproximadamente un 30% de su longitud inicial, se desecha. En algunas instalaciones los restos de electro-dos se guardan, en otras se tiran al suelo o sobre la mesa de trabajo y, posteriormente, cuando se procede a la limpieza del centro de trabajo, se eliminan con los restos de materiales metálicos (inoxidable o aluminio) con los cuales trabajan.
También pueden darse exposiciones singulares (por ejemplo, algunos soldadores lle-van en el bolsillo una caja de electrodos y/o utilizan restos de electrodos como mon-dadientes).
Existen también empresas especializadas en el afilado. En este caso algunas empresas de soldadura envían remesas de electrodos para su afilado. El personal de la empresa de afilado es por tanto el personal más expuesto a la manipulación de electrodos.
26 27
Programa de mediciones de la exposición a radiaciones ionizantes. Toma de muestras en los centros de trabajo y cálculo de las dosis potencialesde los trabajadores expuestos
6
La parte más importante del estudio ha consistido en la realización de un programa de mediciones en siete centros de trabajo de la provincia de Gerona dedicados a la fabri-cación de productos metálicos y de maquinaria en acero inoxidable, en los cuales se rea-liza el proceso de soldadura TIG en acero inoxidable. El programa ha sido dirigido por el CSSLG, del Departamento de Trabajo de la Generalitat de Cataluña. En la realización del programa han colaborado el CNCTB INSHT del Ministerio de Trabajo e Inmigración y el DFIN de la Universidad Politécnica de Cataluña (UPC). El análisis de las muestras de polvo se ha realizado en el Instituto de Técnicas Energéticas de Barcelona, de la UPC.
En el Anexo 2 se resume la información obtenida de las visitas, además de los principa-les resultados de las mediciones efectuadas
Mediciones efectuadas en las instalaciones de los centros de trabajo 6.1
a) Mediciones de contaminaciónEn las instalaciones de los centros de trabajo se llevaron a cabo mediciones de con-taminación radiactiva en el suelo y en los equipos de afilado (muelas), así como de radiación directa. Las mediciones de contaminación radiactiva se realizaron con un detector CONTAMAT FHT 111M, y se midieron niveles de contaminación beta+gamma y alfa. Las mediciones de radiación directa (gamma) se realizaron con un detector FAG FH 40F2. En todos los casos se midió el nivel de fondo en zonas alejadas de los puestos de trabajo con el fin de corregir objeto de corregir las medidas.
Gráfico 9 Tipo de mediciones de exposición a radiación ionizante en los centros de trabajo visitados
Gráfico 10 Aparatos de medición utilizados en las mediciones efectuadas en los centros de trabajo visitados
Los principales resultados han sido los siguientes:
1) Se ha observado la presencia de material radiactivo en la zona de afilado, tanto en el suelo como en las muelas. El suelo está contaminado de forma irregular, con polvo y en ocasiones puntas de electrodos. La extensión de la contaminación de-tectable no sobrepasa un metro, detectándose los niveles máximos justo debajo de la muela o en bordes de columnas y/o paredes próximas. Las muelas presentan también niveles detectables de polvo de torio.
Las zonas de soldadura no presentan niveles de contaminación detectable, salvo en algunos casos en que se observaron restos de puntas de electrodos.
28 29
Tabla 5 Máximos niveles de contaminación obtenidos en el suelo en la zona de afilado
Centro
de trabajo
A (Bq/cm2) deducida β+γ A (Bq/cm2) deducida α
Suelo Muela 1 m Máximo Muela 1 m
C1 10,7 8,7 0,95 3,63 3,6 0,0
C2 23,1 0,07 0,20 30,7 4,6 1,3
C3 16,1 10,6 2,47 16,5 13,4 0,2
C4 6,9 -- 0,0 13,1 -- 0,0
C5 10,0 -- 2,17 23,3 7,7 3,3
C6 -- -- -- -- -- --
C7 1,5 0,0 0,0 1,36 0,9 0,9
Tabla 6 Niveles máximos de contaminación obtenidos en la zona de soldadura (1)
Centro
de trabajo
A (Bq/cm2) deducida β+γ A (Bq/cm2) deducida α
Máxima Máxima
C1 0,53 0,43
C2 1,50 2,26
C3 0,0 0,0
C4 0,0 0,0
C5 -- --
C6 -- --
C7 0,0 0,0
(1) Los niveles de contaminación significativos se deben a puntas de electrodos abandonadas.
Las tasas de dosis en contacto con una caja de electrodo o cajas de almacenamiento de restos de electrodos varían 0,4 a 1,9. La tasa de dosis en contacto con una caja de 10 electrodos WT 20 (aleación de ThO2 del 2%), 2 mm de diámetro y 150 mm de longitud es del orden de 0,5 μSv/h.
2) A partir de las mediciones de contaminación beta+gamma y de contaminación alfa se ha valorado el nivel de contaminación en Bq/cm2. Para ello se han utilizado factores de conversión, a partir de mediciones sobre varias superficies de cajas de electrodos. Los factores resultantes son similares. Para efectuar los cálculos se han elegido los valores máximos 26,93 Bq/cm2/s-1 para medidas de contaminación alfa y 1,40 Bq/cm2/s-1 para contaminación beta+gamma. Los valores anteriores se refieren a Bq de Th-232.
En la Tabla 5 se indican los resultados obtenidos en la zona de afilado. Se han de-tectado valores máximos entre 1,5 a 30 Bq/cm2 en el suelo y entre 0 y 13 Bq/cm2 en la superficie de las esmoladeras (muelas). Los niveles de contaminación en el suelo descienden a valores comprendidos entre 0 y 3 Bq/cm2 a un metro de las muelas.
En la Tabla 6 se indican los resultados obtenidos en la zona de soldadura. En estas zonas los niveles de contaminación son en general cero, salvo en algunos casos que se han detectado valores de 2,26 Bq/cm2.
b) Mediciones de radiación directaPara valorar los niveles de radiación directa en las instalaciones de soldadura de los centros de trabajo visitados se midieron las tasas de dosis gamma (en μSv/h) en las áreas siguientes: zonas de soldadura (mesas y suelo), afilado (muelas y suelo), almacén de los electrodos (armarios). Finalmente se realizaron mediciones directas sobre las cajas de electrodos. En todos los casos se midió el nivel de fondo en zonas alejadas de los puestos de trabajo, al objeto de corregir las mediciones.
Los principales resultados se indican en la Tabla 7. En todas las zonas de trabajo, salvo alguna excepción, las tasas de dosis corresponden al fondo natural, y por tanto no hay incremento alguno de la dosis por efecto del material de los electrodos.
En algunos centros de trabajo se han detectado ciertos puntos donde aumenta la tasa de dosis. Por ejemplo en un centro de trabajo donde se utiliza una máquina de afilado para electrodos de tungsteno toriado, que funciona en sistema cerrado, donde el polvo generado queda almacenado en el interior de un recipiente que lleva incorporado dicha máquina en su parte inferior, la tasa de dosis medida en contacto con dicho recipiente es de 1 μSv/h. En otra empresa la tasa de radiación obtenida en contacto con el armario del almacén donde se guardan las cajas de electrodos es de 0,22 μSv/h. Finalmente en algunos centros de trabajo la presencia de polvo y restos de puntas en el suelo origina una tasa de dosis ligeramente superior a la tasa natural pero insignificante desde el punto de vista radiológico.
30 31
Tabla 7 Tasas máximas de dosis de radiación directa en los centros de trabajo
Centro de trabajo Tasa de dosis (μSv/h)
Zona de la muela
Resto de la instalación
(μSv/h)
Tasa de dosis en contacto con
cajas de electrodos(2) (μSv/h)
C1 1,0 (1) 0,0 0,5 (10i/2)
C2 0,0 0,0 0,53 (10i/2)
C3 0,02 0,22 (armario) 0,39 (10i/1,6)
C4 0,0 0,0 0,44 (6i/2,4)
C5 0,0 0,0 --
C6 0,02 0,0 0,86 (10i/2)
C7 0,05 0,0 1,87 (108pe)
(1) En contacto con el pequeño depósito cilíndrico (11 cm x 4,5 cm) que retiene el polvo en una máquina de afilar en proceso cerrado.
(2) Se indica el número de los electrodos en la caja y su diámetro en mm, por ejemplo (10i/2) significa 10 electrodos de 2 mm de diámetro. En el último caso (108pe) significa 108 puntas de electrodos gastados.
Gráfico 11 Consecuencia para la salud de la exposición a radiaciones ionizantes.
Los efectos de la radiactividad sobre la salud son complejos y dependen de la dosis absorbida por el organismo.Como no todas las radiaciones tienen la misma nocividad, se multiplica cada radiación absorbida por un coeficiente de ponderación, para tener en cuenta las diferencias.Esto se llama dosis equivalente, que se mide en sieverts, ya que el becquerel mide mal la peligrosidad de un elemento puesto que considera como idénticos los tres tipos de radiaciones (alfa, beta y gamma).Una radiación alfa o beta es relativamente poco peligrosa fuera del cuerpo.En cambio, es extremadamente peligrosa cuando se inhala. Por otro lado, las radiaciones gamma son siempre dañinas puesto que se las neutraliza con dificultad.El riesgo para la salud no solo depende de la intensidad de la radiación y la duración de la exposición, sino también del tipo de tejido afectado y de su capacidad de absorción, por ejemplo, los órganos reproducto-res son 20 veces más sensibles que la piel.
Estimación de dosis a partir de las mediciones efectuadas en los centros de trabajo
6.2
A partir de las mediciones anteriores se puede realizar una primera estimación de las dosis de radiación a las que pueden estar expuestos los trabajadores.
La metodología general de cálculo está basada en las recomendaciones contenidas en la Guía Evaluación de la exposición ocupacional debida a incorporaciones de ra-dionucleidos, patrocinada conjuntamente por el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) y la Organización Internacional del Trabajo (OIT)[2].
El cálculo se realiza para las tres vías de exposición consideradas:
1 La inhalación de partículas que contengan material radiactivo.2 La exposición externa por manipulación de los electrodos.3 La ingestión secundaria de material radiactivo.
Dosis por inhalación de partículas que contengan material radiactivo6.2.1
Para calcular la dosis por inhalación se aplica la ecuación siguiente:
3
Donde e(g)j,inh es el valor de la dosis efectiva comprometida por unidad de actividad incorporada por inhalación del radionucleido j. La inhalación normal se supone de 1,2 m3/h y período laboral de 2.000 h/a. Einh es la dosis efectiva comprometida expre-sada en Sv/año por inhalación de radionucleidos. Los factores e(g)j,inh se indican en la Tabla 8 y dependen del tamaño medio de las partículas y del tipo o forma química del producto que facilita o retarda su absorción en el sistema pulmonar.
Para obtener los valores de dosis se precisa medir o estimar la concentración CA (Bq/m3) de actividad en aire. Dichos valores pueden determinarse mediante mediciones, tal como se indica en el apartado 6.3, o estimarse indirectamente a partir de las mediciones de contaminación en el suelo y considerar el fenómeno de resuspensión del material.
32 33
Para estimar la concentración media en un edificio cerrado a partir de la contami-nación del suelo se aplica el factor de resuspensión (FR) medio recomendado por la Nuclear Regulatory Commission de los Estados Unidos en estudios de contaminación de suelos. Dicho factor FR es 4,74x10-7 m-1 y permite obtener la concentración en aire a partir de la contaminación del suelo (CS) en Bq/cm2 mediante la ecuación:
Los valores máximos de CS medidos en la zona de afilado de los centros de trabajo, se indican en la Tabla 8. Los valores varían entre 1,5 a 30 Bq/cm2, en consecuencia las concentraciones máximas en el aire oscilarían entre 7,11x10-3 Bq/m3 y 0,142 Bq/m3.
Estas concentraciones se localizarían en los alrededores de las zonas de afilado. En general la permanencia en dicha zona es de unas 25 horas/año y normalmente infe-rior a 50 horas/año, ya que la permanencia diaria es de pocos minutos. Puede darse el caso de un escenario pesimista donde la zona de afilado esté situada cerca de un puesto de trabajo fijo.
Una dificultad adicional en el cálculo de las dosis es conocer el grado de equilibrio radiactivo de los radionucleidos de la cadena del torio 232. Es evidente que el polvo que contiene torio puede proceder de partidas de electrodos que tengan torio con mayor o menor grado de equilibrio. De hecho se han efectuado varias espectrome-trías gamma en puntas de electrodos y se han obtenido grados de equilibrio entre 1 y 5 años.
Visto todo lo anterior se ha determinado la dosis por inhalación en tres escenarios de exposición (normal, máxima y excepcional, de 25, 100 y 2.000 h, respectivamente) y en un ambiente de concentraciones de actividad entre 7,11x10-3 Bq/m3 y 0,142 Bq/m3, con partículas de 1 μm o 5 μm de tamaño.
Los resultados se indican en la Tabla 9 y señalan que para condiciones normales de trabajo en la zona de afilado, que supongan una exposición de 25 o 100 horas/año, las tasas de dosis están, en general, por debajo de 1 mSv/año. Para una permanencia de 100 horas y en un ambiente de máxima concentración de actividad en aire (deri-vada de la máxima concentración en el suelo) y para partículas de 1 μm de tamaño. la dosis máxima calculada es del orden de 8 mSv/a.
4
Para condiciones de trabajo excepcionales en la zona de afilado, es decir, puestos de trabajo permanentes, las dosis por inhalación son superiores a 1 mSv/año en todos los supuestos, y pueden alcanzar un valor de 164,6 mSv/año en el escenario más pesimista.
Como los niveles de contaminación en las zonas de soldadura son muy inferiores a los registrados en las zonas de afilado en las muelas, y la contaminación detectada tiene su origen en puntas de electrodos, las tasas de dosis por inhalación de material en resuspensión son insignificantes.
Tabla 8 Coeficientes de dosis para los radionucleidos de la cadena de desintegración del Th-232 [2] y [5].
Radionucleido Tipo - forma(1) Inhalación, e(g)inh (Sv/Bq) Ingestión(2)
DMA= 1 μm DMA= 5 μm f1 e(g)ing
Th-232 M
S
4,2x10-5
2,3x10-5
2,9x10-5
1,2x10-5
5x10-4
2x10-4
2,2x10-7
9,2x10-,
Ra-228 M 2,6x10-6 1,7x10-6 2x10-1 6,7x10-7
Ac-228 F
M
5,0x10-4
5,0x10-4
2,5x10-8
1,6x10-8
5x10-4 4,3x10-10
Th-228 M
S
5,0x10-4
2,0x10-4
3,1x10-5
3,9x10-5
5x10-4
2x10-4
7,0x10-8
3,5x10-8
Ra-224 M 2,9x10-6 2,4x10-6 2x10-1 6,5x10-8
(1) Tipo de absorción F, el 100% absorbido en un período biológico de 10 minutos. Tipo M, el 10% absorbido en un período biológico 10 minutos, y el 90% con 140 días. Tipo S, 0,1% absorbido en un período biológico de 10 minutos, y el 99,9% con 7.000 días.
(2) El factor f1 fracción de transmisión a la sangre desde el intestino delgado.
Nota:Las concentraciones máximas en el aire calculadas a partir de los niveles de contaminación del suelo en la zona de afilado, oscilan entre 7,11x10-3 Bq/m3 y 0,142 Bq/m3. Estas concentraciones suponen entre 0,1 mg/m3 y 2 mg/m3 de polvo de tungsteno – óxido de torio en aire en las zonas de máxima permanencia. En instalaciones de la industria del metal se detec-tan concentraciones entre 0,01 y 1 mg/m3, según la referencia [3], lo que parece confirmar los resultados.
34 35
Tabla 9 Resultados del cálculo de dosis por inhalación determinada a partir de la resuspensión del polvo en las zonas contaminadas de la zona de afilado
Exposición normal
(h/año)
CA(Bq/m3) D (μm) Equilibrio de la
cadena (años)
Dosis inhalación
(mSv/a)
25 7,11x10-3 1 1
5
0,098
0,013
25 7,11x10-3 5 1
5
0,103
0,010
25 0,142 1 1
5
1,953
0,251
25 0,142 5 1
5
2,059
0,206
Exposición máxima
normal (h/año)
100 7,11x10-3 1 1
5
0,391
0,050
100 7,11x10-3 5 1
5
0,412
0,041
100 0,142 1 1
5
7,812
1,002
100 0,142 5 1
5
8,235
0,825
Exposición máxima
excepcional (h/año)
2.000 7,11x10-3 1 1
5
7,821
1,003
2.000 7,11x10-3 5 1
5
8,244
0,826
2.000 0,142 1 1
5
156,2
20,0
2.000 0,142 5 1
5
164,6
16,5
Dosis por exposición externa por manipulación de los electrodos6.2.2
Tabla 10 Tiempo de exposición en diferentes operaciones en las cuales se manipulan los electrodos. Distancia entre los electrodos y el cuerpo
Los trabajadores que manipulan los electrodos pueden estar expuestos a tasas de dosis gamma al manipular los electrodos, que puede recibirse en las manos.La tasa de dosis máxima puede recibirse en las manos durante las operaciones de afilado y soldadura. Durante el afilado, el electrodo está en contacto con la piel de la mano, ya que normalmente no se utilizan guantes en esta operación. Durante la soldadura, el electrodo se manipula a una distancia máxima de 2 centímetros de la piel y las manos.
Para estimar la dosis anual a la que puedan estar expuestos los trabajadores, se con-sideran para cada una de las operaciones los tiempos de exposición siguientes:• Afilado del electrodo con las manos: de 25 a 50 h.• Soldadura: de 500 a 1.000 h.• Otras operaciones de manipulación del electrodo con las manos: de 5 a 10 h.Las distancias que mantiene la mano o el cuerpo del trabajador con el electrodo va-rían entre el contacto físico y unos 20 cm, según se indica en la tabla 10.
Las tasas de dosis en contacto con un electrodo varía entre 0,1 y 0,3 μSv/h, según mediciones efectuadas sobre electrodos de entre 1,6 y 3,2 mm de diámetro.
Operación Tiempo y distancias
Afilado - Tiempo de un afilado: 30 segundos
- Consumo de electrodos por soldador: 10 electrodos/mes
- Pérdida por afilado, de 0,1 a 0,2 g por cada operación
- Masa de un electrodo normal de 2 mm x 150 mm: 8,48 g
- Número de afiladas para perder un 60% de la masa del electrodo: 25 a 50
- Tiempo de afilado al año: 10 x 12 x (25 a 50) x 0,5/60 = 25 a 50 horas
- Distancia del electrodo a la mano: contacto
- Distancia del electrodo al cuerpo: > 20 cm
Soldadura - Tiempo de soldadura al año: 500 h a 1.000 h
- Distancia del electrodo a las manos: 2 cm
- Distancia del electrodo al cuerpo: > 20 cm
Operaciones
de traslado
de los electrodos
- Tiempo de manipulación con las manos: de 5 a 10 horas
- Distancia electrodo mano: contacto
- Distancia electrodo cuerpo: > 20 cm
36 37
En las manos la dosis anual resultante, estaría comprendida entre los valores extre-mos de la relación: 25 a 50 h/a x (0,1 a 0,3 μSv/h) + (500 a 1.000 h/a) x (1/60) (0,1 a 0,3 μSv/h) + (5 a 10 h/a) x (0,1 a 0,3 μSv/h), es decir entre 3,8 μSv/a y 23 μSv/a.
En el cuerpo, la dosis anual, estaría comprendida entre los valores extremos de la rela-ción: 25 a 50 h/a x (0,1 a 0,3 μSv/h) x (1/800) + (500 a 1.000 h/a) x (1/800) (0,1 a 0,3 μSv/h) + (5 a 10 h/a) x (0,1 a 0,3 μSv/h) x (1/800), es decir entre 0,07 μSv/a y 0,4 μSv/a.
Los factores 1/60 y 1/800 son los factores de reducción de la dosis por distancia, a 2 cm y 20 cm del centro de una varilla de 150 mm de longitud, respectivamente.
Llevar una caja de electrodos en los bolsillos puede suponer una irradiación suple-mentaria más importante que la exposición durante las operaciones de afilado y soldadura. La dosis puede estimarse a partir de la tasa media en contacto con una caja, que varía entre 0,35 μSv/h y 0,8 μSv/h para electrodos de entre 2,0 y 3,2 mm de diámetro. La dosis anual dependerá del tiempo de exposición. Considerando una exposición excepcional para un trabajador que lleve una caja 1.000 h/año, las dosis al cuerpo serían del orden de 0,35 mSv/año a 0,85 mSv/año.
Dosis por exposición externa en la zona de almacenamiento de los electrodos
6.2.3
Los electrodos se hallan en el interior de cajas de plástico que contienen, normalmen-te, diez unidades cada una. Las cajas se guardan en armarios situados en un almacén adjunto a las salas de soldadura. En las empresas visitadas, la cantidad máxima al-macenada fue de 10 cajas (anexo 2, Tabla A2.3). La zona próxima al armario donde se guardan las cajas suele ser una zona de transito, y no hay puestos de trabajo per-manentes. La tasa de dosis máxima medida en contacto con los armarios fue de 0,38 μSv/h (anexo 2, Tabla A2.11), que es un valor ligeramente superior al nivel del fondo natural en las salas (usualmente entre 0,16 y 0,20 μSv/h). El incremento de la tasa de dosis tiene su origen en la radiación gamma emitida por algunos de los isótopos radiactivos contenidos en los electrodos producto de la desintegración del dióxido de torio (ThO2) utilizado en la fabricación de dichos electrodos (véase la Tabla 2). Por consiguiente, la dosis anual potencial que recibiría un operario a causa de los electrodos, en un puesto de trabajo permanente (2.000 horas/año) junto al armario de almacenamiento, seria de (0,38-0,16) μSv/h x 2.000 h/año, es decir 0,44 mSv/año, que es inferior al limite reglamentado para el publico [6] (véase la Tabla 15). Nótese además que el escenario propuesto es poco creíble, y que la permanencia del opera-rio en las proximidades del armario se reduce a pocas horas al año.
En caso de almacenar decenas de cajas de los diferentes tipos de electrodos mencio-nados en la Tabla 4, de distinto tamaño y contenido de torio, se puede calcular la tasa de dosis máxima en las proximidades de la zona de almacenamiento. Por ejemplo 20 cajas de electrodos de cualquiera de los mencionados en la Tabla 4 originan tasas de dosis inferiores a 1 mSv/año para trabajos permanentes situados a 50 cm del armario que contiene las cajas. En el caso de almacenar 80 cajas, la dosis sigue siendo infe-rior a 1 mSv/a, si el puesto de trabajo permanente estuviera a 1 m.
En definitiva, se puede indicar que el almacenamiento de decenas de cajas de elec-trodos (de 10 unidades por caja y características similares a los de la Tabla 4) no re-presenta ningún riesgo radiológico potencial para los trabajadores, siempre y cuan-do no haya puestos de trabajo permanentes (2.000 horas/año) en las proximidades del armario de almacenamiento.
Dosis por ingestión secundaria de material radiactivo6.2.4
La incorporación de material radiactivo por esta vía supone la transferencia de ma-terial a la boca, a partir de las manos contaminadas, la manipulación de alimentos, bebidas, cigarrillos y otros objetos.
Para valorar esta vía se utiliza el modelo recomendado en la referencia [2], que su-giere, a partir de medidas experimentales, una transferencia de 0,01 g/h a la boca, principalmente a causa de tener las manos contaminadas.
5
Donde Eing es la dosis efectiva por ingestión en Sv/año, I es la incorporación secunda-ria de polvo en g/h, Apj es la actividad del polvo del radionucleido j (Bq/g), eing,j es el coeficiente de dosis para la ingestión aplicable al radionucleido j en Sv/Bq, y t es el tiempo expuesto a la contaminación.
La concentración de un gramo de tungsteno toriado presenta una actividad de 71 Bq para el material de un electrodo que contiene un 2% de oxido de torio.
Se aplica la ecuación anterior para un escenario de contaminación por ingestión se-cundaria de un soldador que trabaja 2.000 horas/año en un ambiente contaminado. Los coeficientes de dosis que deben utilizarse se indican en la Tabla 8. La compo-sición del torio se considera la de la Tabla 3b, para 1 y 5 años. Las dosis máximas anuales resultantes son de 0,557 mSv/a y 0,824 mSv/a.
38 39
Toma de muestras de polvo en aire y resultados de los análisis6.3
En el transcurso del programa de mediciones, se procedió a la toma de muestras de polvo en el ambiente de trabajo de la zona de soldadura de seis centros de trabajo. Se realizaron dos tipos de mediciones donde potencialmente se dan las máximas concentraciones de polvo en aire: (a) Toma de muestras personal, sobre el hombro del soldador, en el exterior de la pantalla para soldadura; (b) Toma de nuestras en un punto fijo. Las muestras para las mediciones se tomaron en las zonas de afilado y de soldadura después de una jornada laboral. En el Anexo 3 se muestran diversas fotografías de las instalaciones y del procedimiento de toma de muestras.
Las muestras se enviaron al laboratorio de radiactividad ambiental del Instituto de Técnicas Energéticas de Barcelona, para su análisis por espectrometría gamma. Los resultados de los análisis se adjuntan en el Anexo 2. En la Tabla 11 se muestra un resumen del programa de toma de muestras y los principales resultados. En general las medidas de actividad de los radionucleidos 228Ac, 212Pb, 212Bi y 208Tl, que son los principales emisores gamma del torio, están por debajo de los límites de detección.
Las mediciones más significativas corresponden a la toma de muestras en un punto fijo, en las zonas de afilado y en las áreas de trabajo de soldadura. La tasa de volumen aspirada en estos lugares fue del orden de 1 m3/h, similar al ritmo de inhalación.
Para determinar la dosis por inhalación es preciso conocer las concentraciones del resto de radionucleidos y, en consecuencia, se ha planteado el cálculo de la concen-tración del resto de radionucleidos de la cadena de desintegración, considerando diversos grados de equilibrio radiactivo del torio. Para ello se ha utilizado la compo-sición de la Tabla 3 y los resultados de los análisis de espectrometría.
En general, a partir de los resultados de la espectrometría del polvo en aire única-mente se obtuvieron valores de concentración por debajo de los valores de detec-ción, cuyos resultados se indican en el apartado A2.12 del Anexo 2 y se resumen en la Tabla 12. En la tabla se aprecia que la concentración de 232Th en las zonas de afilado y en las áreas de trabajo de soldadura son inferiores a 0,06 Bq/m3 y en algunos casos inferiores a 0,02 Bq/m3.
Tabla 11 Resumen del programa de toma de muestras de polvo y resultados de los análisis de espectrometría para derivar las concentraciones de actividad en aire
C. de Filtro Tipo V(m3) Comentario Concentración detectada (Bq/m3)
trabajo 228Ac 212Pb 212Bi 208Tl
C1 SN personal 0,0548 prueba de equipos Resultados no significativos
C2 F2 ambiental 5,57 zona de soldadura <0,018 <0,009 <0,039 <0,005
F3 ambiental 4,17 zona de afilado <0,024 <0,010 <0,093 <0,007
F5 personal 0,57 -- <0,175 <0,088 <0,719 <0,053
F7 personal 1,02 -- <0,068 <0,034 <0,246 <0,017
F8 personal 1,80 -- <0,118 <0,069 <0,461 <0,029
C3 PVC1 personal 0,66 -- <0,273 <0,091 <0,954 0,061
PVC2 personal 0,92 -- <0,109 <0,054 <0,424 <0,033
PVC6 ambiental 4,22 zona de afilado <0,040 <0,014 <0,154 0,012
C4 5 personal 0,95 -- <0,105 <0,053 <0,411 <0,032
2 ambiental 3,39 zona de afilado <0,041 <0,015 <0,136 <0,009
3 ambiental 3,68 zona de soldadura <0,022 <0,014 <0,087 <0,005
C6 H2 personal 1,11 -- <0,039 <0,016 <0,153 <0,007
H3 ambiental 4,37 zona de afilado <0,022 <0,014 <0,087 <0,005
H4 ambiental 3,39 zona de soldadura <0,035 <0,015 <0,118 <0,009
C7 HH1 ambiental 4,90 zona de afilado <0,033 <0,012 <0,131 <0,010
HH2 personal 1,30 -- <0,092 <0,054 <0,330 <0,023
HH6 personal 1,30 -- <0,092 <0,038 <0,346 <0,023
Este resultado se compara con la concentración obtenida mediante el cálculo de la concentración por resuspensión en las zonas de afilado, a partir de las medidas de contaminación de suelos, que oscilaba entre 0,007 Bq/m3 y 0,142 Bq/m3 según se ha comentado anteriormente en el apartado 6.2.1. Nótese que las medidas por espectro-metría permiten acotar mejor las concentraciones en aire en la zona de afilado y, en consecuencia, las dosis potenciales que pueden recibir los trabajadores, tal como se comenta en el apartado siguiente.
40 41
Tabla 12 Concentraciones de actividad en aire medidas o derivadas a partir de los resultados de la espectrometría del polvo en aire, en función del grado de equilibrio
Centro Filtro Zona Equilibrio Concentración detectada o derivada (Bq/m3)
de trabajo (años) 232Th 226Ra 228Ac 228Th 224Ra
C2 F2 soldadura 1 <0,025 <0,018 <0,018 <0,009 <0,009
5 <0,021 <0,018 <0,018 <0,009 <0,009
C4 3 soldadura 1 <0,031 <0,022 <0,022 0,014 <0,014
5 <0,032 <0,022 <0,022 0,014 <0,014
C6 H4 soldadura 1 <0,050 <0,035 <0,035 0,015 <0,015
5 <0,035 <0,035 <0,035 0,015 <0,015
C2 F3 afilado 1 <0,034 <0,024 <0,024 <0,010 <0,010
5 <0,023 <0,024 <0,024 <0,010 <0,010
C3 PVC6 afilado 1 <0,057 <0,040 <0,040 0,014 <0,014
5 <0,034 <0,040 <0,040 0,014 <0,014
C4 2 afilado 1 <0,058 <0,041 <0,041 0,015 <0,015
5 <0,035 <0,041 <0,041 0,015 <0,015
C6 H3 afilado 1 <0,055 <0,039 <0,039 0,016 <0,016
5 <0,038 <0,039 <0,039 0,016 <0,016
C7 HH1 afilado 1 <0,046 <0,033 <0,033 0,012 <0,012
5 <0,029 <0,033 <0,033 0,012 <0,012
Cálculo de la dosis por inhalación a partir de los resultados de los análisis de las muestras de polvo
6.4
Para calcular la dosis por inhalación hay que aplicar, a partir de las concentraciones de actividad en aire, la ecuación 3, que utiliza los coeficientes de dosis de la Tabla 8. Como no se conoce el tamaño medio de las partículas se ha calculado la dosis para dos clases de tamaños de las partículas, 1 y 5 micras, respectivamente. A su vez se ha calculado la dosis para dos modelos de aborción pulmonar: F y S. En el primer caso se consideran los coeficientes de dosis para cada radionucleido indicado en primer lugar (M o F), y en el segundo caso los coeficientes indicados en segundo lugar (S o M). En este caso el torio está en forma de óxido por lo que el modelo más adecuado es el S.
Los principales resultados se muestran en la Tabla 13. Para el trabajo en la zona de afilado se han supuesto tres escenarios de exposición: normal (25 horas/año), máxima (100 horas/año) y el excepcional (2.000 h/año). Para la exposición en la zona de sol-dadura se ha supuesto el escenario normal (500 h/año) y excepcional (2.000 h/año).
a) Zona de afiladoSe puede afirmar que los niveles de dosis para exposiciones normales son inferiores a 1 mSv/año. Para exposiciones máximas de 100 horas, los niveles son inferiores a 3 mSv/a si predominan las partículas de pequeño tamaño (una micra), e inferiores a 1 mSv/a si predominan las partículas gruesas (cinco micras). Para un escenario ex-cepcional de trabajo permanente en la zona de afilado (2.000 h/año), únicamente se puede afirmar que las dosis serían inferiores a 100 mSv/año.
Los niveles máximos de dosis anteriores son compatibles con las concentraciones en aire calculadas a partir de los niveles de contaminación en el suelo detectados por resuspensión en edificios cerrados.
b) Zona de soldaduraA partir de los resultados analíticos obtenidos, únicamente se puede afirmar que los niveles de dosis para exposiciones normales son inferiores a 20 mSv/año. Para un es-cenario excepcional de trabajo 2.000 h/año se deduce que las dosis serían inferiores a 100 mSv/año.
Como los niveles de contaminación en el suelo y las mesas de trabajo en las zonas de soldadura son como mínimo 10 veces inferiores a los detectados en la zona de afi-lado, se puede deducir que los umbrales de exposición determinados anteriormente están sobreestimados en un factor 10.
Por tanto se considera que los niveles de dosis para exposiciones normales son infe-riores a 2 mSv/año.
Para un escenario excepcional de trabajo 2.000 h/año, únicamente se puede afirmar que las dosis serían inferiores a 10 mSv/año.
Delimitar de forma más precisa los niveles de concentración (y por tanto de las dosis) en las zonas de soldadura requiere un muestreo de un volumen de aire muy superior al utilizado en el programa de mediciones.
42 43
Tabla 13 Cálculo de la dosis por inhalación de partículas, determinada a partir de los resultados analíticos de las muestras de polvo en aire obtenidas en las zonas de soldadura y afilado.
C2 F2 soldadura 500 h 1 <10,93 <9,14 <0,85 <0,565 <10,79 <9,07 <0,76 <0,53
soldadura 2.000 h 1 <43,72 <36,56 <3,41 <2,265 <46,19 <36,28 <3,04 <2,11
C4 3 soldadura 500 h 1 <15,2 <11,5 <1,1 <0,85 <15,3 <11,6 <1,2 <0,8
soldadura 2.000 h 1 <60,9 <46,0 <4,4 <3,15 <61,2 <46,2 <4,6 <3,2
C6 H4 soldadura 500 h 1 <21,8 <17,6 <1,6 <1,05 <21,3 <17,3 <1,3 <0,9
soldadura 2.000 h 1 <87,4 <70,2 <6,4 <4,15 <85,4 <69,1 <5,0 <3,5
C2 F3 afilado 25 h 1 <0,55 <0,44 <0,04 <0,035 <0,54 <0,44 <0,03 <0,02
afilado 100 h 1 <2,20 <1,77 <0,16 <0,105 <0,54 <0,44 <0,03 <0,02
afilado 2.000 h 1 <58,5 <47,3 <4,3 <2,75 <57,1 <46,5 <3,3 <2,3
C3 PVC6 afilado 25 h 1 <0,89 <0,73 <0,07 <0,045 <0,86 <0,72 <0,05 <0,03
afilado 100 h 1 <3,57 <2,93 <0,26 <0,165 <3,46 <2,87 <0,18 <0,13
afilado 2.000 h 1 <95,3 <78,2 <7,1 <4,35 <92,2 <76,5 <4,9 <3,4
C4 2 afilado 25 h 1 <0,92 <0,75 <0,07 <0,045 <0,89 <0,74 <0,05 <0,03
afilado 100 h 1 <3,67 <3,01 <0,27 <0,175 <3,56 <2,95 <0,19 <0,13
afilado 2.000 h 1 <98,0 <80,3 <7,2 <4,45 <94,9 <78,6 <5,1 <3,5
C6 H3 afilado 25 h 1 <0,90 <0,72 <0,07 <0,045 <0,88 <0,71 <0,05 <0,04
afilado 100 h 1 <3,59 <2,89 <0,26 <0,175 <3,50 <2,84 <0,21 <0,14
afilado 2.000 h 1 <95,7 <77,0 <7,0 <4,45 <93,5 <75,8 <5,5 <3,8
C7 HH1 afilado 25 h 1 <0,74 <0,60 <0,05 <0,035 <0,71 <0,59 <0,04 <0,03
afilado 100 h 1 <2,94 <2,39 <0,22 <0,135 <2,86 <2,35 <0,17 <0,11
afilado 2.000 h 1 <78,4 <63,9 <5,8 <3,65 <76,1 <62,6 <4,2 <2,9
Origen de datos Escenario
de exposición
Equilibrio
años
Dosis por inhalación (mSv/a) (1)
C. de trabajo Filtro F, 1 μm S, 1 μm F, 5 μm S, 5 μm
(1) Se indica el modelo de absorción utilizado y el tamaño de las partículas.
Dosis potenciales en la gestión de los residuos metálicos6.5
Los restos de electrodos, ya sean las puntas o el polvo generado en la zona de afilado, se retiran con el conjunto de restos metálicos generados en el proceso de soldadura de acero inoxidable o de aluminio, según sea el caso. El destino de estos materiales es normalmente el reciclado de metales. Para valorar los riesgos radiológicos po-tenciales del contenido de torio en los materiales se han consultado varios estudios internacionales que analizan los riesgos de incinerar, almacenar en vertederos o reci-clar materiales con contenido en materias radiactivas. Estos estudios analizan las do-sis que pueden recibir los trabajadores, o los miembros del público, en las diversas fases de los procesos anteriores, ya sea durante el transporte, la manipulación, el uso de los materiales o como consecuencia de las emisiones desde las instalaciones de tratamiento. En la referencia [8] se proponen unos niveles del orden de 0,3 Bq/g para desclasificar incondicionalmente restos de material con contenido de torio ( Th-232). Considerando que los electrodos de tungsteno toriado contienen una actividad que puede variar según su composición, entre 35,6 Bq/g a 142,6 Bq/g, tal como se indi-ca en la Tabla 4, el tratamiento de restos metálicos de soldadura (por ejemplo para reciclado) podría considerarse exento de un tratamiento especifico, si la proporción entre la masa de los restos metálicos de soldadura y la masa de los restos de electro-dos de torio es superior a una relación de 50 a 1.
Por ejemplo, una empresa que consume 25 cajas/mes de electrodos WT20 (2% ThO2) de 2 mm de diámetro y 150 mm de longitud, puede producir 2.180 gramos de resi-duos al mes. Si los restos metálicos de acero inoxidable o de aluminio, según sea el caso, generados en el proceso de soldadura fueran superiores a 50 veces ese valor (es decir unos 110 kg), la gestión de los residuos cumple ampliamente el criterio de desclasificación anterior, y puede considerarse que las etapas de tratamiento de los residuos no implican riesgos radiológicos.
En los centros de trabajo visitados, en sus secciones de soldadura, tanto el consumo de electrodos como la producción de restos metálicos de acero inoxidable cumplen el criterio anterior.
Resumen de las dosis individuales de exposición a radiaciones ionizantes para los trabajadores por inhalación
6.6
En la Tabla 14 siguiente se resumen los principales aspectos del estudio de riesgos radiológicos del uso de electrodos de tungsteno toriado en la soldadura por arco con protección de gas inerte.
44 45
Vías de exposición de los trabajadores
Origen de la exposición
Niveles de contaminación medidos en suelo y medidas de tasas de dosis
Niveles de contaminación derivados
Niveles de concentración medidos en aire
Dosis máxima estimada
(1) La inhalación de partículas que contengan material radiactivo
(a) Inhalación en la zona de afilado de los electrodos
(1) La inhalación de partículas que contengan material radiactivo
(b) Inhalación en la zona de soldadura
(2) Exposición externa por manipulación de los electrodos
(3) La ingestión secundaria de material radiactivo
Localizada en la zona de afilado
Materialen resuspensión
Material enresuspensión
Manipulación de los electrodos durante el afilado y la soldadura
Contaminación de las manos al manipular los electrodos en la zona de afilado
1,5 a 30 Bq/cm2 en el suelo
0 a 13 Bq/cm2 esmoladeras
0 a 2,26 Bq/cm2
en mesas y suelo
Tasa de dosis en contacto con un electrodo entre 0,1 y 0,3 μSv/hTasa de dosis en contacto con una caja de 10 electrodos entre 0,35 y 0,85 μSv/h
Véanse los niveles de contaminación en suelo y equipos de afilado
Concentración en aire en la zona de afilado 0,007 a 0,142 Bq/m3
Concentración en aire 0 a 0,010 Bq/m3
---
---
Concentración en aire inferior a 0,06 Bq/m3
Concentración en aire inferior a 0,06 Bq/m3
---
---
Inferior a 3 mSv/a para 100 horas de trabajo en zonas de afilado. Dosis inferior a 0,75 mSv/a para 25 horas.
Inferior a 2 mSv/a para 500 horas de trabajo. El valor medio es muy inferior al valor anterior.
Dosis en manos inferior a 0,023 mSv/año, y dosis efectiva al cuerpo inferior a 0,004 mSv/a
Inferior a 0,824 mSv/a
Tabla 14 Dosis máximas estimadas de exposición de los trabajadores a radiaciones ionitzantes por el uso de electrodos de tungsteno toriado
46 47
Conclusiones, obligaciones legales y recomendaciones
7
Las condiciones de trabajo de los soldadores que manipulan electrodos de tungsteno toriado, implican vías de exposición a las radiaciones ionizantes, la más importante de las cuales es la inhalación potencial de material (polvo que contenga torio) en la zona de afilado. Otras vías potenciales de exposición son la inhalación de material en la zona de soldadura, la exposición externa por manipulación de los electrodos y la ingestión secundaria de material en caso de trabajos en zonas contaminadas.
Las dosis de radiación individuales dependen esencialmente del tiempo de exposi-ción de cada soldador a cada vía, además de los niveles de contaminación de polvo en los puestos de trabajo. La práctica habitual del trabajo con electrodos de tungs-teno toriado, supone tiempos de exposición de menos de 25 horas/año en la zona de afilado y del orden de 500 horas/año en la zona de soldadura. Para estas condi-ciones, habituales en la mayoría de los centros de trabajo analizados, los niveles de dosis individuales son inferiores a los límites establecidos en el Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes para el personal no expuesto, RD 783/2001, de 6 de julio (BOE núm. 178, de 26/07/01). Es decir, que las condiciones normales de trabajo no representan riesgos radiológicos superiores al límite de dosis efectiva admitida para los miembros del público (véase la Tabla 15).
No obstante lo anterior, se ha podido deducir que ciertos trabajadores pueden estar expuestos a situaciones de riesgo superior al admitido en la normativa de protección sanitaria contra radiaciones ionizantes, con lo que superarían el límite de dosis anual de 1 mSv/año. Estas situaciones o escenarios de trabajo críticos pueden producirse por malas prácticas en el trabajo, desconocimiento de los riesgos por falta de infor-mación o trabajos especiales.
El escenario crítico es el trabajo rutinario de afilado de electrodos que suponga ex-posiciones individuales superiores a 50 horas/año, lo que normalmente solo puede ocurrir en centros de trabajo dedicados exclusivamente al afilado de este tipo de electrodos. El riesgo puede reducirse a niveles insignificantes si estas empresas es-tablecen procedimientos de limpieza de las zonas de afilado y métodos de prevención que eviten la inhalación de partículas por parte del trabajador o adopten una tecno-logía de afilado que retenga en el origen la producción de polvo.
Conclusiones7.1
A la vista de lo anterior se recuerdan, para este grupo de trabajadores dedicados a la soldadura TIG y que utilizan electrodos de tungsteno toriado, una serie de obligacio-nes legales y recomendaciones derivadas de la legislación de Prevención de Riesgos Laborales y de la Legislación Nuclear que se detallan en el apartado siguiente.
Se consideran dos tipos de actuaciones:
Una donde se establecen las disposiciones mínimas para la protección de los tra-bajadores contra los riesgos derivados o que puedan derivarse de la presencia de agentes químicos en el lugar de trabajo o de cualquier actividad con agentes quími-cos, en este caso por el empleo de electrodos de tungsteno toriado en los trabajos de soldadura, en el marco de la protección de la salud de los trabajadores mediante la prevención de los riesgos derivados de su trabajo fundamentada en la Ley 31/1995, de 8 de noviembre, de Prevención de Riesgos Laborales (BOE núm. 269, 10/11/95); el RD 374/2001, de 6 de abril, sobre la protección de la salud y seguridad de los
Dosis efectiva Dosis equivalente
Trabajadoresexpuestos
Público
Estudiantes
Embarazadas
Mujeres en período de lactancia
Exposiciones especialmente autorizadas
100 mSv/5 años oficiales(50 mSv/año oficial)
1 mSv/año oficial
Mayores de 18 años: límites de los trabajadores expuestosEntre 16 y 18 años: 6 mSv/año oficial; cristalino 50 mSv/año; piel,manos,etc.: 150 mSv/añoOtros: límite de los miembros del público
1 mSv/durante el embarazo (protección del feto como miembro del público)
No se le asignarán puestos de trabajo con un riesgo significativo de contaminación radioactiva
Autorizada solo si las exposiciones están limitadas en el tiempo, se circunscriben a determinadas zonas de trabajo y no superan los límites establecidos por el CSN en cada caso.Solo podrán participar: Trabajadores expuestos categoria A; nunca mujeres embarazadas o lactantes; ni estudiantes.
Cristalino: 150 mSv/año oficial; Piel: 500 mSv/año oficialManos, antebrazos, pies y tobillos: 50 mSv/año oficial
Cristalino: 15 mSv/año oficialPiel: 50 mSv/año oficial
Tabla 15Límites de dosis establecidos en el RD 783/2001
Obligaciones legales y recomendaciones7.2
48 49
Obligaciones del empresario y recomendaciones de protección de lasalud de los trabajadores por el uso de electrodos de tungsteno toriado
7.2.1
1) Evaluación de riesgos De acuerdo con lo que se establece en el artículo 3, apartado 1, del RD 374/2001, de 6 de abril, sobre la protección de la salud y seguridad de los trabajadores contra los riesgos relacionados con los agentes químicos durante el trabajo, el empresario de-berá determinar, en primer lugar, si existen agentes químicos peligrosos en el lugar de trabajo. Si así fuera, se deberán evaluar los riesgos para la salud y seguridad de los trabajadores, originados por dichos agentes, de conformidad con el artículo 16 de la Ley de Prevención de Riesgos Laborales.
De acuerdo con lo que se establece en el artículo 3, apartado 5, del RD 374/2001, la evaluación de los riesgos derivados de la exposición por inhalación a un agente químico peligroso deberá incluir la medición de las concentraciones del agente en el aire. Esta medición no será sin embargo necesaria, cuando el empresario demuestre, claramente por otros medios de evaluación que se ha logrado una adecuada prevención y protección, de conformidad con lo dispuesto en el apartado 1 de este artículo 3.
Así mismo de acuerdo con lo que se establece en el artículo 62, apartado 1, del RD 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el reglamento sobre protección sani-taria contra radiaciones ionizantes, la autoridad competente, con el asesoramiento del Consejo de Seguridad Nuclear, requerirá a los titulares de las actividades labora-les en las que existan fuentes naturales de radiación (en nuestro caso electrodos de tungsteno toriado), que realicen los estudios necesarios a fin de determinar si existe un incremento de la exposición de los trabajadores que no pueda considerarse des-preciable desde el punto de vista de la protección radiológica.
trabajadores contra los riesgos relacionados con los agentes químicos durante el trabajo (BOE núm. 104, 01/05/01) y del RD 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes (BOE núm. 178, 26.07.01) [9],[10] y [6].
Y otra, que compete al Consejo de Seguridad Nuclear, al que se informará de los resultados del presente estudio, en el marco del desarrollo de la legislación nuclear mediante los reales decretos: RD 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes (BOE núm. 178, 26/07/01), y el RD 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Regla-mento sobre instalaciones nucleares y radiactivas (BOE núm. 313, 31/12/99) [6] y [7].
De acuerdo con lo que se establecen en el artículo 62, apartado 2, del RD 783/2001, los estudios a los que se refiere el apartado 1 se realizarán siguiendo las instruccio-nes dadas por la autoridad competente, las cuales estarán sujetas a las orientaciones que el Consejo de Seguridad Nuclear establezca al efecto.
2) Sustitución de los electrodos de tungsteno toriadoEn la medida en que sea técnicamente posible, el empresario debe sustituir los electro-dos de tungsteno toriado por otros electrodos que no contengan materiales radiactivos, o cuando la naturaleza de la actividad no permita la eliminación del riesgo por sustitu-ción, el empresario garantizará la reducción al mínimo de dicho riesgo aplicando medi-das de prevención y protección que sean coherentes con la evaluación de los riesgos.
Gráfico 12 Códigos de colores de los electrodos de tunsgteno-torio
3) Etiquetado y ficha de seguridadSe debe exigir al fabricante o comercializador de los electrodos el correcto etiqueta-do de los envases que los contienen y la correspondiente ficha de seguridad (FDS). El envase debe llevar la señal de advertencia de material radioactivo y la etiqueta debe contener información sobre la composición de los electrodos, recomendaciones sobre su uso y sobre la gestión de las puntas sobrantes de los mismos. Todo esto, escrito en un idioma comprensible para los trabajadores.
Gráfico 13Señal de advertencia de material radioactivo
50 51
Gráfico 14Medidas preventivas: extracción localizada en los trabajos de soldadura. Minimización de la exposición del trabajador por vía inhalatoria
4) Concepción y organización de los sistemas de trabajo en el lugar de trabajo
4.1) Condiciones de trabajo en las zonas de afilado de los electrodosEn la tarea de afilado de los electrodos de tungsteno toriado deberán considerarse las medi-das de prevención y protección para la seguridad y la salud de los trabajadores siguientes:
• Preferentemente se recomienda utilizar una máquina de afilado en circuito cerra-do, que recoge el polvo generado en el afilado de los electrodos en un recipiente de pequeñas dimensiones ubicado en la base de dicha máquina.
• Los equipos anteriores deberían utilizarse obligatoriamente en aquellos centros de trabajo dedicados exclusivamente al afilado de electrodos.
En el caso de la utilización de una muela abrasiva para el afilado de los electrodos deberán considerarse las medidas siguientes:
• Las muelas para el afilado de los electrodos deberán estar equipadas con un sistema de aspiración que las envuelva y que sea capaz de recoger de la mejor forma posible y que sean capaces de recoger todo el polvo generado en el proceso de afilado en condiciones que no supongan un riesgo para la salud pública y el medio ambiente.
• Siempre que sea posible se reservará una zona específica para el afilado, separa-da físicamente del resto de las zonas de trabajo.
• En el caso de no poder separar físicamente la zona de afilado del resto de zonas de trabajo, deberá situarse lo más alejada posible de cualquier puesto de trabajo fijo.
• El suelo de la zona donde se realiza el afilado de los electrodos deberá limpiarse periódicamente. El sistema de limpieza deberá realizarse por aspiración. El siste-ma de aspiración deberá ir provisto de un filtro de alta eficacia tipo HEPA.
• Medidas de protección individual, acordes con lo dispuesto en la normativa sobre utilización de equipos de protección individual, cuando las medidas anteriores sean insuficientes y la exposición o contacto con el agente no pueda evitarse por otros medios (por ejemplo: utilización de mascarillas autofiltrantes FFP3 o mas-carillas con filtro intercambiable tipo P3).
4.2) Condiciones de trabajo en las zonas de soldaduraEn la soldadura con electrodos de tungsteno toriado deberán considerarse las medidas de prevención y protección para la seguridad y la salud de los trabajadores siguientes:
• Los electrodos deberán manipularse uno a uno.• Debe prohibirse llevar en el bolsillo electrodos de tungsteno toriado.• Debe prohibirse la utilización de los electrodos de tungsteno toriado o restos de
los mismos para otra finalidad distinta a la de soldadura (dibujar, mondadientes, objetos personales, etc.).
• Los restos de los electrodos no se deben tirar al suelo y se deben guardar para su reciclado, en el marco del programa de desecho de los residuos de soldadura.
• En las zonas de soldadura se utilizarán sistemas de extracción localizada para mi-nimizar la exposición laboral de los trabajadores a los compuestos de tungsteno toriado, entre otros.
5) Adopción de medidas higiénicas adecuadas, tanto personales como de orden y limpieza
• No se debe comer o beber en el área de trabajo.• Antes de abandonar el área de trabajo es necesario lavarse las manos.• Se debe disponer de ropa de trabajo adecuada.• Prohibición de sacudirse la ropa o mediante soplado con aire comprimido para
eliminar el polvo de la ropa de trabajo.• Se debe disponer de doble taquilla para guardar separadamente la ropa de traba-
jo de la ropa de calle.• Adoptar de forma regular medidas de orden y limpieza de suelos, paredes y de-
más superfícies, garantizando que las mismas se realizan en los momentos más adecuados, las efectúan las personas más preparadas, se llevan a cabo con los medios pertinentes y del modo indicado.
6) Principios generales para la prevención de los riesgos por agentes químicosLos riesgos para la salud y la seguridad de los trabajadores en trabajos de soldadura con electrodos de tungsteno toriado se eliminarán o reducirán al mínimo mediante:
• El establecimiento de los procedimientos adecuados para el uso y mantenimiento de los equipos utilizados en el proceso de soldadura, incluidas la tareas de mani-pulación, almacenamiento y traslado de los mismos en el lugar de trabajo.
• La selección e instalación de los equipos de trabajo y métodos de trabajo más adecuados.
52 53
7) Vigilancia de la saludEl empresario garantizará, de acuerdo con lo dispuesto en el articulo 22 de la Ley de Prevención de Riesgos Laborales, y el 37.3 del Reglamento de los Servicios de Pre-vención, la vigilancia de su estado de salud a los trabajadores a su servicio dedicados a operaciones de soldadura con electrodos de tungsteno toriado y, especialmente, a los que ocupen puestos de trabajo dedicados a su afilado. Esta vigilancia de la salud se planificará y ejecutará considerando la exposición al torio específica y concreta de cada trabajador.
En el caso de trabajadores que se dediquen exclusivamente al afilado de electrodos y que cumplan las condiciones de trabajador expuesto, dicha vigilancia a la salud, además, se basará en lo dispuesto en el RD 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes.
8) Información, formación, consulta y participación de los trabajadoresDe acuerdo con los artículos 18 y 19 de la Ley de Prevención de Riesgos Laborales, el empresario deberá garantizar que los trabajadores y representantes de los tra-bajadores reciban una formación e información adecuadas sobre los riesgos que se derivan en la utilización de este tipo de electrodos.
9) Almacenamiento de los electrodos de tungsteno toriadoSe recomienda que el almacenamiento de electrodos de tungsteno toriado se realice en el interior de armarios destinados únicamente a este fin y que contengan señales que indiquen la presencia de los electrodos de tungsteno toriado. Se procurará no almacenar una gran cantidad de electrodos siendo recomendable un número inferior a 20 cajas de 10 unidades. Podrán almacenarse cantidades superiores siempre que el armario que contenga las cajas de electrodos se sitúe lo más alejado posible de cualquier puesto de trabajo fijo.
10) Gestión de los residuos de soldaduraLas empresas retirarán los restos metálicos de soldadura, incluidos los restos de los electrodos de torio, de acuerdo al Catálogo Europeo de Residuos CER 120113 Resi-duos de soldadura, clasificados como no peligrosos, y cuya vía de valorización es el reciclado y la recuperación de metales siempre que no se superen los niveles de desclasificación propuestos en los “Criterios para la protección radiológica frente a la exposición a radiación natural CSN-SRA-07204” del CSN.
Eliminación del riesgo
Reducción – Control del riesgo
Protección del trabajador
Tabla 16Medidas preventivas en el uso de electrodos de tunsgteno toriado
• Sustitución de los electrodos de tunsgteno toriado por electrodos sin torio• Automatización del proceso (soldadura robotizada)• Proceso de afilado del electrodo en proceso cerrado
– Sustitución parcial de los electrodos de torio (p.ej. WT40) con alto contenido en torio por los de bajo contenido (p. ej WT10)
– Muelas de afilado con extracción localizada y recogida del polvo generado
– Separación física del proceso de afilado en una zona específica
– En la operación de soldadura, utilización de sistemas de extracción localizada
– Orden y limpieza de los lugares de trabajo:• Limpieza de los aparatos utilizados (muela)• Limpieza del suelo – recogida de las puntas de los electrodos
– Buenas prácticas de trabajo:• Prohibición de beber y fumar en los puestos de trabajo • Respeto de la prohibición de fumar en el centro de trabajo• Manipulación de los electrodos de uno en uno
– Aumentar la distancia en las zonas de almacenaje de electrodos
Utilización de los equipos de protección individual adecuados al riesgo
Funciones del presente estudio respecto a la evaluación de riesgos:recomendación sobre la regulación de la práctica de soldadura con electrodos de tungsteno toriado en el marco de la legislación nuclear
7.2.2
Las conclusiones y recomendaciones del presente estudio pueden servir como orien-tación para la aplicación de alguna de las medidas citadas en el artículo 63 del Re-glamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes RD 783/2001, de 6 de julio (BOE núm. 178, de 26/07/01).
Si las medidas preventivas propuestas en este capítulo no fueran fácilmente apli-cables por las empresas, se recomienda que el Consejo de Seguridad Nuclear y el Ministerio de Trabajo establezcan la conveniencia de incluir el uso de electrodos de tungsteno toriado en el seno de las actividades reguladas por la legislación nuclear, o dictar normas específicas o prohibir su uso, en aplicación del Reglamento de Pro-tección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes.
54 55
A este respecto se indica que se ha comprobado una tendencia nacional e internacio-nal a la sustitución de los electrodos de tungsteno toriado por electrodos compues-tos de tungsteno y otros elementos no radiactivos. Siendo la principal razón de la sustitución la dificultad de implantar medidas preventivas como las enunciadas en el apartado anterior.
En la memoria de este estudio se indican los resultados y conclusiones, así como las recomendaciones y prescripciones legales derivadas del mismo. De las citadas con-clusiones, en conjunción con otros estudios similares, tal como se indica en el aparta-do A1.2.3.2 del Anexo 1 del presente estudio, podría derivarse la aplicación, por par-te del Consejo de Seguridad Nuclear, del Artículo 63 del Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, en alguna de las alternativas siguientes, específicamente citadas en el citado artículo 63:a)Laaplicacióndeaccionescorrectorasdestinadasareducirlasexposicionesdeacuer-do, total o parcialmente, con el Título VI.b)Laaplicacióndemedidasdeprotecciónradiológicadeacuerdo,totaloparcialmente,conlostítulosII,III,IVyV,yelrégimendedeclaraciónoautorización.
ElConsejodeSeguridadNuclearpondráenconocimientodelaautoridadcompetentelasconclusiones y medidas necesarias como consecuencia de los indicado en el apartado 1 delartículo63paraexigirsuaplicaciónalostitulares.
El presente estudio, en conjunción con otros estudios similares, podrían ser un instru-mento para que el empresario de un centro de trabajo en el cual se utilizan electrodos de tungsteno toriado en el proceso de soldadura, pueda evaluar los riesgos para la salud y la seguridad de los trabajadores derivados del uso de dichos electrodos de acuerdo con lo establecido en el artículo 3 del RD 374/2001, y el artículo 62 del RD 783/2001.
Con posterioridad a la elaboración de este trabajo el CSN ha establecido los “Crite-rios para la protección radiológica frente a la exposición a la radiación natural CSN-SRA-07204”. Tal como se establece en el art. 62.1 del RD 783/2001, la autoridad competente con el asesoramiento del CSN requerirá a los titulares de las actividades laborales en las que existen fuentes naturales de radiación, la realización de los es-tudios necesarios con la finalidad de determinar si existe un incremento significativo de la exposición de los trabajadores o de los miembros del público que no pueda considerarse despreciable des del punto de vista de la protección radiológica. Una de las actividades laborales establecidas en el criterio que deben realizar los estudios requeridos en el RD 783/2001 es la “producción y utilización del torio y sus com-puestos”. También se proponen en el criterio valores de exención/desclasificación de residuos que contienen fuentes naturales de radiación, en nuestro caso, torio-232, para el que se establece un valor de 5 Bq/g [12].
Referencias8
[1] Browne, E.; Firestone, R.B., y Shirley, V.S. (ed.). Table of radioactive Isotopes. Lawrence Berkeley Laboratory, University of California. John Wiley & Sons, 1986.
[2] Organismo Internacional de Energía Atómica: Colección de Normas de Seguridad del OIEA. Evaluacion de la exposición ocupacional debida a incorporaciones de ra-dionucleidos. Patrocinada conjuntamente por el OIEA y la OIT. Guía de seguridad No RS G 1.2. Viena, 2004.
[3] U.S. Nuclear Regulatory Commission: Re-Evaluation of the Indoor Resuspension Factor for the Screening Analyisis of the Building Occupancy Scenario for the NRC’s LicenseTerminationRule. Washington (EE.UU.), 2002.
[4] Organismo Internacional de Energía Atómica: Application of Exemption Principles to the Recycle and Reuse of Materials from Nuclear Facilities. Safety Series No. 111 P 1.1. Viena, 1992.
[5] Directiva 96/29/Euratom del Consejo de 13 de mayo de 1996 por la que se esta-blecen las normas básicas relativas a la protección sanitaria de los trabajadores y de la población contra los riesgos que resultan de las radiaciones ionizantes. DiarioOficialn°L159de29/06/1996.
[6] Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes (BOE núm. 178 de 26 de julio de 2001).
[7] Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamen-to sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas (BOE núm. 313 de 31 de diciem-bre de 1999).
[8] Organismo Internacional de Energía Atómica: Clearance levels for radionuclides in solid materials. IAEA-TECDOC-855. Viena, 1996.
[9] Ley 31/1995, de 8 de noviembre, de Prevención de Riesgos Laborales (BOE núm. 269 de 10 de noviembre de 1995).
56 57
[10] Real Decreto 374/2001, de 6 de abril, sobre la protección de la salud y seguri-dad de los trabajadores contra los riesgos relacionados con los agentes quími-cos durante el trabajo (BOE núm. 104 de 1 de mayo de 2001).
[11] ORDEN MAM/304/2002, de 8 de febrero, por la que se publican las operaciones de valorización y eliminación de residuos y la lista europea de residuos (BOE núm. 43 de 19 de febrero de 2002).
[12] Criterios para la protección radiológica frente a la exposición a radiación natural CSN-SRA-07204. Consejo de Seguridad Nuclear. 17 de diciembre de 2007.
ANEXO 1APLICACIÓN DE LALEGISLACIÓN NUCLEAR EN EL ESTADO ESPAÑOL
58 59
Índice Anexo 1
A1.1 Legislación nuclear básica A1.2 Aplicación de la legislación nuclear al uso de los electrodos de
tungsteno toriado A1.2.1 Introducción
A1.2.2 Transporte de materias radiactivas: aplicación del reglamento para el transporte seguro de material radiactivo del OIEA
A1.2.3 Utilización de materias radiactivas
A1.2.3.1 Interpretación de la Ley de Energía Nuclear
A1.2.3.2 Interpretación del Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas (RD 1836/1999)
A1.2.4 Protección contra las radiaciones ionizantes
A1.2.4.1 Interpretación de la Ley de Energía Nuclear
A1.2.4.2 Interpretación del Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes
A1.2.5 Clasificación y gestión de los residuos en las instalaciones A1.3 Referencias Lista de tablasTabla A1.1 Aplicación del reglamento de transporte de materias radiactivas a los
electrodos de tungsteno toriado
Tabla A1.2 Instalaciones radiactivas: clasificación y exención según el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas
Tabla A1.3 Valores de exención para nucleidos según se establece en las Tablas A y B del Anexo I del Real Decreto 1836/1999. Actividad en Bq y Actividad por unidad de masas en Bq/g
Tabla A1.4 Ámbito de aplicación del Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes (Real Decreto 783/2001, de 6 de julio)
Tabla A1.5 Título VII del Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes (Real Decreto 783/2001, de 6 de julio)
p.61 p.62
p.62
p.63
p.66
p.66
p.66
p.70
p.70
p.70
p.74 p.75
p.64
p.69
p.69
p.72
p.73
60 61
Legislación nuclear básica
A1.1
La legislación nuclear del estado español se desarrolla en el marco de la Unión Euro-pea (Tratado EURATOM [1] y legislación derivada) y de los acuerdos internacionales suscritos por el Estado, en especial en el marco de Naciones Unidas y de su Agencia, la International Atomic Energy Agency (IAEA). Dicha agencia se denomina también Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA).
El núcleo fundamental de la legislación nuclear española se basa en tres leyes.
• Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nuclear [2].• Ley 15/1980, de 22 de abril, de creación del Consejo de Seguridad Nuclear [3].• Ley 14/1999, de 4 de mayo, de Tasas y Precios Públicos por servicios prestados
por el Consejo de Seguridad Nuclear [4].
El contenido de las citadas leyes ha sido modificado parcialmente mediante normas de rango legal. Por otra parte, la legislación básica anterior ha sido objeto de desa-rrollo en varias disposiciones reglamentarias, la mayoría de las cuales son la trans-posición de las Directivas Europeas, y en algunos casos corresponden a acuerdos internacionales del estado español.
62 63
Aplicación de la legislación nuclear en el uso de los electrodosde tungsteno toriado
A1.2
IntroducciónA1.2.1
Se analiza la aplicación de la legislación nuclear en cuatro ámbitos: transporte de materias radiactivas, utilización de materias radiactivas, protección contra radiacio-nes ionizantes y gestión de residuos.
Por lo que se refiere al transporte de materias radioactivas todos los reglamentos de transporte de materias radiactivas se basan en los requisitos contenidos en el Re-glamento para el Transporte Seguro de Material Radiactivo del OIEA [5].Esta nueva edición del Reglamento del OIEA incluye modificaciones significativas y ha obligado a revisar la reglamentación internacional para los distintos modos de transporte, que son de aplicación en España, una vez se publican en el BOE.
Para entender mejor la aplicación de la legislación nuclear en este ámbito, se ha analizado la misma en el orden del ciclo de vida del producto manufacturado, los electrodos de tungsteno toriado, desde su ingreso en España mediante el transporte, su posterior comercialización, su uso en las industrias con procesos de soldadura TIG y el tratamiento final de los residuos generados en las citadas industrias de sol-dadura.
Por lo que se refiere a la utilización de materias radiactivas, se tiene en considera-ción la Ley de Energía Nuclear y el Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas [6].
Por lo que concierne a la protección contra radiaciones ionizantes, se interpreta la Ley de Energía Nuclear y el Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprue-ba el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes [7].
Finalmente, para la gestión de residuos, se aplica la legislación general de residuos y, para los residuos radiactivos, la Ley de Energía Nuclear y el Real Decreto 783/2001, sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes.
Transporte de materias radiactivas: aplicación del reglamento para el transporte seguro de material radiactivo del OIEA
A1.2.2
El Reglamento para el Transporte Seguro de Material Radiactivo del Organismo In-ternacional de Energía Atómica (OIEA) se ha incorporado al marco reglamentario del transporte de mercancías peligrosas. En España los principales reglamentos y acuerdos se indican en las referencias del presente capítulo y todas ellas incluyen el Reglamento del OIEA [8],[9],[10],[11] y [12].
a) Aplicación del Reglamento de Transporte de Materias Radiactivas a los electrodos de tungsteno toriadoEl Reglamento para el Transporte Seguro de Material Radiactivo (RTSMR) de la OIEA se aplica a las materias radiactivas.
El RTSMR define materias radiactivas como: las materias que contienen radionuclei-dos cuya concentración de actividad y actividad total en una remesa excede a los valores especificados por el propio reglamento. Una remesa es el conjunto de un bulto o bultos que contienen materias radiactivas o una carga de materias radiactivas que un remitente presenta para el transporte.
Para el elemento radiactivo torio, los límites que definen materia radiactiva, en el ámbito del transporte de materias peligrosas, dependen de su composición y son los siguientes:
I) La concentración de actividad para considerar exento un material con torio es 1 Bq/g, y, para considerar exenta una remesa, de 1.000 Bq (considerando el torio como torio natural y suponiendo que ha alcanzado equilibrio radioactivo). Si se superan los valores anteriores se aplica el RTSMR.
II) La concentración de actividad para considerar exento el material Th-232 (sin equilibrio radiactivo) es de 1 Bq/g, y, para considerar exenta una remesa, de 10.000 Bq. Si se superan los valores anteriores se aplica el RTSMR.
III) La concentración se actividad para considerar exento el material Th-228 (en equi-librio radiactivo) es: 1 Bq/g, y para considerar exenta una remesa: 10000 Bq. Si se superan los valores anteriores se aplica el RTSMR.
La concentración de actividad de torio medida en nuestro estudio en los electrodos utilizados en soldadura TIG varía, normalmente, entre 35,6 Bq/g y 142,6 Bq/g de Th-232. La actividad de una caja de 10 electrodos puede variar entre 2.000 Bq y 32.000 Bq de Th-232, según el diámetro y contenido de torio.
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Concentración de actividad (Bq/g) de Th-232
Concentración de actividad (Bq/g) de Th-228 (suponiendo sin equilibrio radiactivo de Th-232)
Actividad de Th-232 en una caja de 10 electrodos
Actividad de Th-228 en una caja de 10 electrodos (suponiendo sin equilibrio radiactivo de Th-232)
35,6 Bq/g i 142,6 Bq/g
15 Bq/g a 60 Bq/g
Entre 2.000 Bq y 32.000 Bq, según el diámetro y el contenido de torio.
Entre 900 Bq y 13.440 Bq, según el diámetro y el contenido de torio.
Supera los límites I) i II)
Supera el límite III)
Supera el límite I) y en ocasiones el límite II)
Supera en ocasiones el límite III)
Además, se ha comprobado mediante medidas de espectrometría gamma que el Th-232 presente en los electrodos no se halla normalmente en equilibrio radiactivo, aunque su descendiente Th-228 sí lo está. Además se conoce que la concentración de actividad del Th-228 puede variar entre un 100% y un 42% de la actividad del Th-232, en función del grado de equilibrio. (Véase el capítulo 4, Contenido de material radioactivo en los electrodos, tablas 3 y 4.)
Por lo tanto, comparando los valores anteriores con los límites de exención del re-glamento, tal como se refleja en la tabla A1.1, se concluye que el transporte de una simple caja de 10 electrodos de tungsteno toriado está normalmente sujeto al cum-plimiento del RTSMR.
Tabla A1.1 Aplicación del RTSMR de la OIEA a los electrodos de tungsteno toriado
Concentración de actividad de torio y actividad total en una caja de 10 unidades
Valores para electrodos con contenido entre 1% y 4% de óxido de torio en peso
Comparación con los límites de aplicación del reglamento de transporte
b) Requisitos del transporte de remesas de electrodos de tungsteno toriadoSe ha comprobado en el apartado anterior que la actividad de torio 232 y/o torio 228 en una simple caja de 10 electrodos (de tamaño y composición usual en el mercado), supera normalmente los límites de aplicación del RTSMR y, por tanto, el transporte de la citada caja (o conjuntos de cajas) está sujeto a los requisitos y controles reglamen-tarios, en particular, a las especificaciones de los denominados bultos exceptuados.
Por lo tanto, la remesa de cajas de electrodos entra dentro del grupo de bultos excep-tuados, que son aquellos que pueden ser utilizados para transportar materias radiac-tivas en bajas concentraciones o en cantidades limitadas. En concreto, los electrodos pueden ser considerados productos manufacturados con torio natural, siempre que
se halle en aleación con el tungsteno y se transporten en el interior de cajas que no alcanzan los 5 μSv/h en la superficie del bulto. Los bultos de transporte no requieren aprobación de las autoridades, pero los que envían remesas deben estar preparados para demostrar el cumplimiento de los aspectos básicos de diseño de los bultos. No se requiere señalización de peligro en el exterior del bulto, pero sí se exige una iden-tificación en su interior que especifique que hay materias radiactivas en el producto manufacturado.
c) Aspectos importantes del transporte y posterior uso de los electrodos de tungsteno toriado Desde el punto de vista de la protección radiológica relacionado con la manipulación de las cajas (bultos) destaca que el nivel máximo de la tasa de dosis en la superficie del bulto debe ser, según el RTSMR, inferior a 5 μSv/h.
Las mediciones efectuadas sobre varias cajas de 10 electrodos han dado resultados inferiores a 1 μSv/h, tal como se indica en el Anexo 2 (Descripción de los centros de trabajo y resultados de las mediciones de contaminación) del presente estudio. Estos niveles aseguran que los riesgos radiológicos derivados del transporte, incluida la manipulación de las remesas, son insignificantes.
Además, el transporte, almacenamiento y uso de electrodos de tungsteno toriado implica la cadena siguiente:
I) Los electrodos son fabricados en otros países y son enviados a España para su comercialización, en bultos exceptuados. Dichos bultos contienen una identifi-cación en su interior que especifica que hay materias radiactivas en el producto manufacturado.
II) Los centros de comercialización pueden tener en sus almacenes decenas de cajas de electrodos.
III) Las instalaciones de soldadura adquieren los electrodos en los centros de comer-cialización y los almacenan en dichas instalaciones para su uso.
El transporte queda amparado por el RTSMR, mientras que los centros de comerciali-zación y las industrias con procesos de soldadura TIG que almacenan y/o manipulan electrodos de tungsteno toriado están potencialmente afectados por la legislación nuclear, tal como se comenta en los apartados siguientes.
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Utilización de materias radiactivasA1.2.3
La Ley de Energía Nuclear en su artículo 1 fija como objeto de la misma: a) Fomentar el desarrollo de las aplicaciones pacíficas de la energía nuclear en España y regular su puestaenprácticadentrodelterritorionacional;b)Protegervidas,saludyhaciendascontra peligros derivados de la energía nuclear y de los efectos de las radiaciones ioni-zantes. Analicemos si el uso de los electrodos de tungsteno toriado entra dentro del objeto de la ley.
Respecto al primer objeto de la ley cabe señalar que los electrodos de tungsteno toriado se utilizan debido a ciertas propiedades del torio que no están relacionadas con su naturaleza radiactiva. Es decir, la propiedad de los electrodos para la óptima creación del arco no se basa en la naturaleza radiactiva del torio, ni en las radiaciones ionizantes emitidas por el mismo. El uso del tungsteno toriado no es, a nuestro crite-rio, una aplicación de la energía nuclear y, por tanto es una práctica que no está regu-lada por la misma en el conjunto de instalaciones definidas por la ley. Esta interpre-tación viene corroborada por el hecho de que el uso de dichos electrodos no requiere declaración y/o autorización, es decir, no implica la necesidad de una autorización expresa de la Administración competente, ya sea estatal o autonómica (por ejemplo el Ministerio de Industria), previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear.
Respecto al segundo objeto de la ley, la protección contra los peligros derivados de los efectos de las radiaciones ionizantes, cabe señalar que sí es de aplicación la ley y sus disposiciones reglamentarias relacionadas con la protección, dado que el uso, por parte de los trabajadores de la soldadura TIG, de electrodos de tungsteno toriado presenta un potencial riesgo a los efectos de las radiaciones ionizantes (ver apartado A1.2.4.2).
Se produce, así, una aparente contradicción en la regulación de las prácticas con electrodos de tungsteno toriado, ya que solo se regula la protección de las personas, no la práctica en sí.
Interpretación del Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas (RD 1836/1999)
A1.2.3.2
La Ley de Energía Nuclear señala que serán instalaciones radiactivas “los locales, laboratorios e instalaciones que produzcan, manipulen o almacenen materiales ra-diactivos”. Y materiales radiactivos son “todos aquellos materiales que contengan
Interpretación de la Ley de Energía NuclearA1.2.3.1
sustancias que emitan radiaciones ionizantes”. La misma Ley añade que se excep-tuarán las instalaciones, aparatos y materiales cuando la intensidad del campo de irradiación creado por ellas no suponga riesgo. Finalmente se indica que en el Regla-mento de aplicación de la Ley se detallarán las normas para la excepción.
El artículo 1 del Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas (RD 1836 /1999), señala el objeto del mismo: “EsteReglamentotieneporobjetolaregulacióndelrégimendeautorizacionesadministrativas,tantoparalasinstalacionesnuclearesy radiactivas como para otras actividades específicas relacionadas con la aplicación de radiaciones ionizantes”.
Se pone de manifiesto, otra vez, que el uso de electrodos de tungsteno toriado queda excluido del objeto del RD 1836/1999, dado que no es una aplicación de radiaciones ionizantes.
Si la interpretación del objeto de la Ley de Energía Nuclear, en su artículo 1, apartado a), no fuera la anterior, y se considerase el uso del tungsteno toriado una práctica derivada del uso de la energía nuclear, se produciría otra interpretación legal, que incluiría la práctica en el conjunto de actividades reguladas por el RD 1836/1999. Por lo tanto, la Administración competente aplicaría el RD 1836/1999 y clasificaría la práctica en función del mismo. De esta forma se clasificarían en el grupo de instala-ciones radiactivas, según el artículo 34 apartado c:“Loslocales,laboratorios,fábricase instalaciones donde se produzcan, utilicen, posean, traten, manipulen o almacenen materiales radiactivos, excepto el almacenamiento incidental durante el transporte”.
No obstante, el artículo 35 del RD 1836/1999 permite exceptuar prácticas que no tendrán, por tanto, la consideración de instalaciones radiactivas. La exención como instalación radiactiva se desarrolla en el Anexo I del RD 1836/1999, titulado “Insta-laciones radiactivas: clasificación y exención”. Las prácticas que pueden exceptuarse son aquellas donde no se superan ciertos valores o cumplan ciertas condiciones.
Por lo que se refiere al uso de electrodos de tungsteno toriado en los trabajos de sol-dadura TIG, los valores de exención para nucleidos según se establece en las Tablas A y B del Anexo I del Real Decreto 1836/1999 pueden verse en la tabla A1.2 y la tabla A1.3. Por otra parte, la interpretación del Anexo I, art. 1, en los apartados a), b) y g), en este caso, sería la siguiente:
Notendránlaconsideracióndeinstalacionesradioactivasaquellasenqueintervengan:“a) Sustancias radiactivas, si la actividad no supera en total los valores de exención indicados en la segunda columna de la Tabla A”.
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De los resultados de las mediciones efectuadas en los centros de trabajo selecciona-dos, la actividad de una caja de 10 electrodos es de entre 2.000 Bq y 32.000 Bq de Th-232, según el diámetro y contenido de torio. Por lo tanto, a la vista de los valores de la Tabla A1.3 se desprende que si el Th-232 está en equilibrio secular se supera el valor límite de 1.000 Bq.
Si no hay equilibrio, el valor límite de Th-232 es de 10.000 Bq también se supera en la mayoría de casos, y para electrodos de bajo contenido de torio, se superaría el límite con cinco cajas.
Notendránlaconsideracióndeinstalacionesradioactivasaquellasenqueintervengan:b) Sustancias radiactivas, si la actividad por unidad de masa no excede los valores de exención indicados en la tercera columna de la Tabla A.
De los resultados de las mediciones efectuadas en los centros de trabajo selecciona-dos, la concentración de Th-232 varía entre 35,6 Bq/g y 142,6 Bq/g para los diferen-tes tipos de electrodos, y la actividad de Th-228 (supuesto que no haya equilibrio) entre 15 Bq/g y 60 Bq/g. En todos los casos se superan los límites de la actividad por unidad de masa (Bq/g) de la tercera columna de la Tabla A (véase la Tabla A1.3).
Notendránlaconsideracióndeinstalacionesradioactivasaquellasenque:g)ElMinis-teriode IndustriayEnergía,previo informedelConsejodeSeguridadNuclear,podrádeclarar exentas prácticas cuando, aun superando los valores de la Tabla A, se cumplan lascondicionesseñaladas(véaselaTablaA1.2)
En este caso, se ha comprobado, mediante mediciones en centros de trabajo, que usan electrodos de tungsteno toriado en soldadura TIG (Anexo 2), que la primera condición (ladosisefectivaesperadaparacualquiermiembrodelpúblicoacausadela práctica exenta sea del orden de 10 μSv al año o inferior) es poco probable que se cumpla, sin información adicional a los trabajadores, ya que diversas vías de expo-sición, pueden producir dosis superiores a 10 μSv, y que el conjunto de la práctica, incluyendo las dosis a los distribuidores, soldadores, resto de personal y público, pueden superar el 1 Sv/persona (segunda condición), especialmente si la practica no se realiza de acuerdo a ciertas normas preventivas.
Todo lo anterior indica que la práctica analizada no podría considerarse exenta y el uso de electrodos de tungsteno toriado estaría incluido en el conjunto de actividades reguladas por el RD 1836/1999.
Tabla A1.2 Instalaciones radiactivas: clasificación y exención según el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas (RD 1836/1999)
Anexo I. Instalaciones radiactivas: clasificación y exención
1. A los efectos de este reglamento no tendrán la consideración de instalaciones radiactivas aquellas en que inter-vengan:
a) Sustancias radiactivas, si la actividad no supera en total los valores de exención indicados en la segunda colum-na de la Tabla A.
b) Sustancias radiactivas, si la actividad por unidad de masa no excede los valores de exención indicados en la tercera columna de la Tabla A.
...
g) El Ministerio de Industria y Energía, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear, podrá declarar exentas prácticas cuando, aun superando los valores de la Tabla A, se cumplan las condiciones siguientes:
1º. La dosis efectiva esperada para cualquier miembro del público a causa de la práctica exenta sea del orden de 10 μSv al año o inferior, y
2º. La dosis colectiva efectiva comprometida por cada año de la práctica no sea superior a 1 Sv.persona, o bien una evaluación de la optimización de la protección radiológica muestre que la exención es la condición óptima.
Nucleido Actividad (Bq) Actividad por unidad de masa (Bq/g)
Th-232 sec 103 1
Th-232 104 10
Th-228+ 104 1
Tabla A1.3 Valores de exención para nucleidos según se establece en las Tablas A y B del Anexo I del Real Decreto 1836/1999. Actividad en Bq y actividad por unidad de masas en Bq/g [13]
Tabla A
Nucleido padre Nucleidos hijos
Th-232 sec Ra-228, Ac-228, Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212,
Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Th-228+ Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36),
Po-212 (0,64)
TablaB.Listaderadionucleidosenequilibriosecular.
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Protección contra las radiaciones ionizantesA1.2.4
Interpretación de la Ley de Energía NuclearA.1.2.4.1
Respecto a lo que se establece en el apartado a) del artículo 1 de la Ley de Energía Nu-clear, ya se ha comentado anteriormente que el uso del tungsteno toriado no es, según nuestro criterio, una aplicación de la energía nuclear y, por tanto es una práctica que no está regulada por la misma en el conjunto de instalaciones definidas por la ley.
Respecto a lo que se establece en el apartado b) del artículo 1 de la citada ley, tam-bién se ha comentado anteriormente que el uso de tungsteno toriado presenta un potencial riesgo a los efectos de las radiaciones ionizantes y, por tanto sí es de apli-cación la ley y sus disposiciones reglamentarias relacionadas con la protección, dado que el uso, por parte de los trabajadores de la soldadura, de electrodos de tungsteno toriado presenta un potencial riesgo a los efectos de las radiaciones ionizantes.
Interpretación del Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes
A1.2.4.2
El Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes (RD 783/2001) cumple lo dispuesto en la Directiva 96/29/EURATOM y tiene como objeto (artículo 1) “establecerlasnormasrelativasalaproteccióndelostrabajadoresydelosmiembrosdelpúblicocontralosriesgosqueresultandelasradiacionesionizantes,deacuerdoconlaLey25/1964,de29deabril,sobreEnergíaNuclear”.
El ámbito de aplicación del Reglamento se define en su artículo 2, (que se reproduce en la Tabla A1.4), en donde la práctica de uso de electrodos de tungsteno toriado para soldadura no queda incluida en los apartados 1, 2 y 4, pero sí en el apartado 3.
El apartado 3 anterior remite al Título VII del citado Reglamento que consta de un ca-pítulo único titulado Incremento significativo de la exposición debida a fuentes natura-les de radiación. La aplicación del citado Título, que se reproduce en la Tabla A1.5, a la práctica de uso de electrodos de tungsteno toriado para soldadura, queda incluida en el artículo 62 que establece el ámbito de aplicación del citado Título, y específica-mente en las partes b) y c) del apartado 1 del citado artículo.
b)Actividades laborales que impliquen el almacenamiento o la manipulación dematerialesquehabitualmentenoseconsideranradiactivosperoquecontenganradionucleidosnaturalesqueprovoquenunincrementosignificativodelaexposi-cióndelostrabajadoresy,ensucaso,demiembrosdelpúblico.
c)Actividadeslaboralesquegenerenresiduosquehabitualmentenoseconsideranradiactivosperoquecontenganradionucleidosnaturalesqueprovoquenunincre-mento significativo en la exposición de los miembros del público y, en su caso, de lostrabajadores.
De aplicarse el citado artículo 62 del Reglamento de Protección Sanitaria contra Ra-diaciones Ionizantes, al almacenamiento, manipulación y generación de residuos, derivados de la práctica de uso de electrodos de tungsteno toriado para soldadura, se procedería de la forma siguiente:
La autoridad competente, con el asesoramiento del Consejo de Seguridad Nuclear, re-queriría a los titulares de las actividades de soldadura con arco que usan electrodos de tungsteno toriado, que realicen los estudios necesarios a fin de determinar si exis-te un incremento significativo de la exposición de los trabajadores o de los miembros del público que no pueda considerarse despreciable desde el punto de vista de la protección radiológica. Esto es lo que ha establecido el CSN en los “Criterios para la protección radiológica frente a la exposición a radiación natural CSN-SRA-07204” [15], donde se requiere la realización del citado estudio a las empresas de “producción y utilización del torio y sus compuestos”.
En el ámbito de Cataluña, el Centro de Seguridad y Salud Laboral de Gerona (CSSLG) del Departamento de Trabajo de la Generalitat de Cataluña, ha impulsado y financia-do, en colaboración con siete industrias, de la provincia de Gerona, dedicadas a la fabricación de productos metálicos y de maquinaria en acero inoxidable, en cuyas instalaciones se realiza un proceso de soldadura de acero inoxidable, un estudio de los riesgos derivados del uso de electrodos de tungsteno toriado. En la realización del estudio, que ha incluido un Programa de medidas de los niveles de actividad de radionucleidos y dosis a los trabajadores en las instalaciones, han colaborado el Centro Nacional de Condiciones de Trabajo de Barcelona, del Instituto Nacional de Seguridad e Higiene en el Trabajo (CNCTB INSHT) del Ministerio de Trabajo e Inmi-gración, y el Departamento de Física e Ingeniería Nuclear (DFIN) de la Universidad Politécnica de Cataluña (UPC).
El presente Anexo 1 forma parte del citado estudio. En la memoria se indican los resultados y conclusiones, así como las recomendaciones derivadas del mismo. De las citadas conclusiones, en conjunción con otros estudios similares, podría deri-varse la aplicación, por parte del Consejo de Seguridad Nuclear, del Artículo 63 del Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, en alguna de las alternativas siguientes, mencionadas específicamente en el citado artículo.
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a)Laaplicacióndeacciones correctorasdestinadasa reducir lasexposicionesdeacuerdo, total o parcialmente, con el Título VI.
b)Laaplicacióndemedidasdeprotecciónradiológicadeacuerdo,totaloparcialmen-te,conlostítulosII,III,IVyV,yelrégimendedeclaraciónoautorización.
Independientemente de lo anterior, el estudio en sus conclusiones, identifica la aplica-ción de medidas correctoras y obligaciones legales propias del ámbito de la Prevención de Riesgos Laborales.
Tabla A1.4 Ámbito de aplicación del Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes (Real Decreto 783/2001, de 6 de julio)
Artículo 2. Ámbito de aplicación
1. El presente Reglamento se aplicará a todas las prácticas que impliquen un riesgo derivado de las radiaciones ionizantes que procedan de una fuente artificial, o bien, de una fuente natural de radiación cuando los radionucleidos naturales son o han sido procesados por sus propiedades radiactivas, fisionables o fértiles, a saber:
a) La explotación de minerales radiactivos, la producción, tratamiento, manipulación, utilización, posesión, almacenamiento, transporte, importación, exportación, movimiento intracomunitario y eliminación de sustancias radiactivas.
b) La operación de todo equipo eléctrico que emita radiaciones ionizantes y que contenga componentes que funcionen a una diferencia de potencial superior a 5 kV.
c) La comercialización de fuentes radiactivas y la asistencia técnica de equipos que incorporen fuentes radiactivas o sean produc-tores de radiaciones ionizantes.
d) Cualquier otra práctica que la Autoridad competente, por razón de la materia, considere oportuno definir. Asimismo, será de aplicación a las actividades que desarrollan las empresas externas a las que se refiere el Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo, sobre protección operacional de los trabajadores externos con riesgo de exposición a las radiacio-nes ionizantes por intervención en zona controlada.
2. El presente Reglamento se aplicará en los términos del Título VI a toda intervención en caso de emergencia radiológica o en caso de exposición perdurable.
3. El presente Reglamento se aplicará en los términos del Título VII a toda actividad laboral no contemplada en el apartado 1, pero que suponga la presencia de fuentes naturales de radiación y dé lugar a un aumento significativo de la exposición de los trabajado-res o de los miembros del público que no pueda considerarse despreciable desde el punto de vista de la protección radiológica.
4. El presente Reglamento no se aplicará a la exposición al radón en las viviendas o a los niveles naturales de radiación, es decir, a los radionucleidos contenidos en el cuerpo humano, a los rayos cósmicos a nivel del suelo o a la exposición por encima del nivel del suelo debida a los radionucleidos presentes en la corteza terrestre no alterada.
Tabla A1.5 Título VII del Reglamento de protección sanitaria contra radiaciones ionizantes (Real Decreto 783/2001, de 6 de julio)
Título VII. Fuentes naturales de radiación
Capítulo único. Incremento significativo de la exposición debida a fuentes naturales de radiación.
Artículo 62. Aplicación
1. La autoridad competente, con el asesoramiento del Consejo de Seguridad Nuclear, requerirá a los titulares de las actividades laborales, no reguladas en el apartado 1 del artículo 2, en las que existan fuentes naturales de radiación, que realicen los estudios necesarios, a fin de determinar si existe un incremento significativo de la exposición de los trabajadores o de los miembros del público que no pueda considerarse despreciable desde el punto de vista de la protección radiológica. Entre las actividades que deben ser sometidas a dicha revisión se incluyen las siguientes:
a) Actividades laborales en que los trabajadores y, en su caso, los miembros del público estén expuestos a la inhalación de des-cendientes del torón o de radón o a la radiación gamma o cualquier otra exposición en lugares de trabajo tales como estableci-mientos termales, cuevas, minas, lugares de trabajo subterráneos o no subterráneos en áreas identificadas.
b) Actividades laborales que impliquen el almacenamiento o la manipulación de materiales que habitualmente no se consideran radiactivos pero que contengan radionucleidos naturales que provoquen un incremento significativo de la exposición de los trabajadores y, en su caso, de miembros del público.
c) Actividades laborales que generen residuos que habitualmente no se consideran radiactivos pero que contengan radionucleidos naturales que provoquen un incremento significativo en la exposición de los miembros del público y, en su caso, de los trabajadores.
d) Actividades laborales que impliquen exposición a la radiación cósmica durante la operación de aeronaves
2. Los estudios a los que se refiere el apartado 1 se realizarán siguiendo las instrucciones dadas por la autoridad competente, las cuales estarán sujetas a las orientaciones que el Consejo de Seguridad Nuclear establezca al efecto.
Artículo 63. Fuentes terrestres de radiación natural
1. La autoridad competente remitirá al Consejo de Seguridad Nuclear los resultados de los estudios realizados al amparo del artículo 62. El Consejo de Seguridad Nuclear, a la vista de los mismos, identificará aquellas actividades laborales que deban ser objeto de especial atención y estar sujetas a control. En consecuencia, definirá aquellas actividades laborales que deban poseer dispositivos adecuados de vigilancia de las exposiciones y, cuando sea necesario, establecerá:
a) La aplicación de acciones correctoras destinadas a reducir las exposiciones de acuerdo, total o parcialmente, con el Título VI. b) La aplicación de medidas de protección radiológica de acuerdo, total o parcialmente, con los títulos II, III, IV y V, y el régimen
de declaración o autorización.
2. El Consejo de Seguridad Nuclear pondrá en conocimiento de la autoridad competente las conclusiones y medidas necesarias como consecuencia de lo indicado en el apartado 1 del presente artículo para exigir su aplicación a los titulares.
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Clasificación y gestión de los residuos en las instalacionesA1.2.5
La práctica de soldadura por arco que utiliza electrodos de tungsteno toriado genera residuos metálicos (polvo) y restos de electrodos. En Cataluña, los productores (em-presas de soldadura) normalmente gestionan estos residuos de acuerdo a la codifica-ción del Catálogo Europeo de residuos y en particular como grupo CER 12 del citado catálogo titulado Residuos del moldeado y del tratamiento físico y mecánico de su-perficie de metales y plásticos y, más concretamente, como CER 120113 Residuos de soldadura, clasificados como no especiales, cuya vía de valorización es el reciclado y la recuperación de metales [14].
La clasificación de los residuos de soldadura en los que intervengan electrodos de tungsteno toriado como residuos radiactivos derivaría de la legislación nuclear que, como se ha comentado anteriormente, a nuestro criterio, no es de aplicación, salvo lo dicho en relación con las fuentes de radiación natural.
Según la Ley de Energía Nuclear, ‘residuo radiactivo’ es cualquier material o producto de desecho, para el cual no está previsto ningún uso, que contiene o está contami-nado con radionucleidos en concentraciones o niveles de actividad superiores a los establecidos por el Ministerio de Industria y Energía, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear. Para el caso que nos ocupa solo existen los niveles de desclasifi-cación propuestos en los “Criterios para la protección radiológica frente a la exposi-ción a radiación natural CSN-SRA-07204” del CSN, que deben ser aprobados por el Ministerio de Industria y Energía.
Los residuos generados en el uso de electrodos de tungsteno toriado para soldadura, al no estar la práctica regulada específicamente, no están considerados como resi-duos radiactivos aunque contienen radionucleidos naturales. Si la manipulación, tra-tamiento o almacenamiento de los mismos provocara un incremento significativo en la exposición de los miembros del público y, en su caso, de los trabajadores, debería aplicarse el Título VII, del Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes (Real Decreto 783/2001, de 6 de julio), y específicamente los artículos 62 (apartado 1c) y 63, que se reproducen en la Tabla A1.5. De esta forma, la conside-ración de los restos de soldadura con electrodos de tungsteno toriado como residuo radiactivo sería cuando se demostrase, una vez estudiada la práctica, su potencial riesgo radiológico.
ReferenciasA1.3
[1] Directiva 96/29/Euratom del Consejo de 13 de mayo de 1996 por la que se esta-blecen las normas básicas relativas a la protección sanitaria de los trabajadores y de la población contra los riesgos que resultan de las radiaciones ionizantes. DiarioOficialn°L159de29/06/1996.
[2] Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nuclear (BOE núm. 107 de 4 de mayo). El contenido de la Ley ha sido modificado parcialmente desde su promul-gación, mediante diversas normas legales, entre ellas por la Ley 24/2005, de 18 de noviembre.
[3] Ley 15/1980, de 22 de abril, de creación del Consejo de Seguridad Nuclear (BOE núm. 100 de 25 de abril).
[4] Ley 14/1999, de 4 de mayo, de Tasas y Precios Públicos por servicios prestados por el Consejo de Seguridad Nuclear (BOE núm. 107, 5 mayo; rectificada por el BOE núm. 13, de 2 de junio).
[5] OIEA: RegulationsfortheSafeTransportofRadioactiveMaterial.SafetyRequire-ments. No. TS R 1. Viena (Austria), 2005.
[6] Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas (BOE núm. 313, de 31 de diciembre).
[7] Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento de Pro-tección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes (BOE núm. 178 de 26 de julio).
[8] Transporte de materias radiactivas por carretera.
Real Decreto 551/2006, de 5 de mayo, por el que se regulan las operaciones de transporte de mercancías peligrosas por carretera en territorio español.
Acuerdo europeo para el transporte de mercancías peligrosas por carretera, ADR (BOE 21/05/2005).
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[9] Transporte de materias radiactivas por ferrocarril. Real Decreto 412/2001, de 20 de abril, por el que se regulan diversos aspec-
tos relacionados con el transporte de mercancías peligrosas por ferrocarril (BOE 08/05/2001).
Reglamento Internacional sobre el transporte de mercancías peligrosas por fe-rrocarril, RID (BOE 21/01/2005).
[10] Transporte de materias radiactivas por vía aérea. Real Decreto 1748/1984, de 1 de agosto, que aprueba el Reglamento nacional
de transporte de mercancías peligrosas por vía aérea, modificado por Orden Mi-nisterial del 28/12/1990 (BOE 21/01/1991).
Orden FOM/808/2006, de 7 de marzo, por la que se actualizan las instrucciones técnicas para el transporte de mercancías peligrosas por vía aérea.
[11] Transporte de materias radiactivas por vía marítima. Reglamento nacional de admisión, manipulación y almacenamiento de mercan-
cías peligrosas en los puertos (BOE 13/02/1989).
Código Marítimo Internacional de mercancías peligrosas (Código IMDG), publi-cado por la Organización Marítima Internacional, OMI, Enmienda 32 04 (BOE 21/12/2005).
[12] Otras normas del transporte de materias radiactivas. Real Decreto 1256/2003, de 3 de octubre, por el que se determinan las autori-
dades competentes de la Administración central del Estado en materia de trans-porte de mercancías peligrosas y se regula la comisión para la coordinación de dicho transporte.
Real Decreto 1566/1999, sobre los Consejeros de Seguridad para el transporte de mercancías peligrosas por carretera, por ferrocarril o por vía navegable (BOE 20/10/1999).
Real Decreto 772/1997, Reglamento General de Conductores (BOE 06/06/1997).
[13] Consejo de Seguridad Nuclear. Instrucción de 26 de febrero de 2003, del Con-sejo de Seguridad Nuclear, número IS 05, por la que se definen los valores de exención para nucleidos según se establece en las tablas A y B del Anexo I del Real Decreto 1836/1999 (BOE núm. 86 de 10/04/2003).
[14] Legislación relativa a residuos.
Ley 15/2003, de 13 de junio, de modificación de la Ley 6/1993, de 15 de julio, reguladora de residuos (DOGC Núm. 3915, 1/7/2003).
Decreto 93/1999, de 6 de abril, sobre procedimentos de gestión de residuos (DOGC Núm. 2815, 12/4/1999).
Catálogo europeo de residuos (www.gencat.cat, 2008).
[15] Consejo de Seguridad Nuclear. Criterios para la protección radiológica frente a la exposición a radiación natural. CSN-SRA-07204. 17 de diciembre de 2007.
78 79
ANEXO 2DESCRIPCIÓN DE LOS CENTROS DE TRABAJO Y RESULTADOS DE LAS MEDICIONES DE CONTAMINACIÓNRADIACTIVA
80 81
Lista de tablasA2.1 Centros de trabajo visitados
A2.2 Plantilla de los centros de trabajo
A2.3 Características de los electrodos de torio
A2.4 Consumo de electrodos y tratamiento de las puntas de electrodos
A2.5 Tipo de muelas
A2.6 Determinación de polvo con partículas de torio en aire
A2.7 Niveles máximos de contaminación en el suelo debajo de las muelas
A2.8 Niveles máximos de contaminación en el suelo a 1 metro de la muela
A2.9 Niveles máximos de contaminación sobre las muelas
A2.10 Niveles máximos de contaminación en la zona de soldadura (mesas/suelo)
A2.11 Tasas de dosis externas máximas
A2.12 Medidas de tasas sobre la superficie de los electrodos y determinación de factores de conversión
A2.13 Resultados obtenidos en las muestras tomadas y determinación de dosis potenciales
A2.14 Referencias de los resultados de las medidas de espectrometría gamma
p.82
p.82
p.82
p.83
p.83
p.83
p.84
p.84
p.85
p.85
p.86
p.86
p.87
p.105
Índice Anexo 2
82 83
Centro de trabajo Soldadores Plantilla total Tipos de electrodos
1 21 92 Torio, otros
2 3 14 Torio
3 2 9 Torio
4 5 7 Torio, otros
5 4 11 Torio, otros
6 5 12 Torio, otros
7 6 8 Lantano, torio
Tabla A2.1 Centros de trabajo visitados
Centro de trabajo Localidad
1 Cassà de la Selva
2 Sant Feliu de Pallerols
3 La Vall de Bianya La Canya
4 Ullà, Polígono Depal
5 Torroella de Montgrí
6 Cassà de la Selva
7 Cassà de la Selva
Tabla A2.2 Plantilla de los centros de trabajo
Centro de trabajo Electrodos(D/L) (0) Códigos Indicaciones Cajas en almacén Suministrador
Tabla A2.3Características de los electrodos de torio
1 2% 2x150 Rojo WT20 s/m 5(2) ----
2 2% 2, 1,6x150 Rojo WT20 Vastem 4(1,6)+1(2) ----
3 2% 2, 1,6x150 Rojo WT20 s/m(1) 10(1,6)+1(2) Gerona
4 2% 2,4x150 Rojo WT20 Praxair 1(2,4)+puntas Aiguaviva
5 2% 2x150 Rojo WT20 Abicor Binzel 1(2) ----
6 2% 2x150 Rojo WT20 TIG Elèctrodes(2) 1(2) ----
7 2% 3,2x150 Rojo WT20 Elèctrodos TIG(3) 1(3.2)+puntas Sant Feliu de Guíxols
(0) (D/L) diámetro/longitud del electrodo en mm(1) ANS/AWS A5.12M 98, ISO 6848(2) ANS/AWS A5.12 92, ISO 6848(3) AWS A5.12 98, DIN/EN 268348/CE
Tabla A2.4 Consumo de electrodos y tratamiento de las puntas de electrodos
Centro de trabajo Consumo de electrodos - cajas/mes Restos puntas electrodos (4)
1 25 cajas/mes(1) ----
2 1 caja/mes/soldador Puntas suelo
3 (3) Caja almacén
4 ---- Caja almacén
5 ---- ----
6 ---- Puntas suelo(2)
7 7 cajas/mes Puntas suelo
(1) 5.000 afilados en 2 meses, para 50 cajas/dos meses(2) Recogida puntas del suelo(3) Mediciones in situ: pérdida por afilado de 0,1 a 0,3 g(4) En todos los centros de trabajo periódicamente se limpia el suelo, que contiene polvo, virutas y pequeñas piezas metálicas.
Tabla A2.5 Tipo de muelas
Centro de trabajo Muelas Equipo Muelas fuera de uso
1 1 Sistema cerrado 2
2 1 ---- --
3 1 ---- --
4 1 Caja 1
5 1 ---- --
6 1 Caja 1
7 1 Caja 1
Tabla A2.6 Determinación de polvo con partículas de torio en aire
Centro de trabajo Muestreo en un punto fijo Muestreo personal (zona respiración trabajador)
1 0 1 soldador
2 2 Muela, trabajo 3 soldadores
3 1 Muela 2 soldadores
4 2 Muela, trabajo 1 soldador
5 0 0
6 2 Muela, trabajo 1 soldador
7 1 Muela 2 soldadores
Total 8 10
84 85
Tabla A2.7 Niveles máximos de contaminación en el suelo debajo de las muelas (1) y (2)
Centro de trabajo Beta+gamma (c/s) Alfa (c/s)
Fondo Máximo Fondo Máximo
1 7,070 14,700 0,0330 0,168 mfu
2 10,975 27,470 0,0250 1,165
3 5,112 16,633 0,0266 0,640
4 4,708 9,657 0,0280 0,515
5 3,130 10,240 0,0440 0,911
6 ---- ---- ---- ----
7 5,830 6,867 0,0165 0,067
mfu: muela fuera de uso(1) Mediciones realizadas con un detector Contamat FHT 111 M(2) El suelo situado bajo las muelas está contaminado de forma irregular, con polvo y en ocasiones puntas de electrodos. La
extensión de la contaminación detectable no sobrepasa un metro, detectándose el máximo debajo de la muela, en bordes de columnas y/o paredes próximas.
Tabla A2.8 Niveles máximos de contaminación en el suelo a 1 metro de la muela (1) y (2)
Centro de trabajo Beta+gamma (c/s) Alfa (c/s)
Fondo 1 m Fondo 1m
1 7,070 7,750 0,0330 0,010 mfu
2 10,975 11,120 0,0250 0,074
3 5,112 6,880 0,0266 0,034
4 4,708 4,577 0,0280 0,022
5 3,130 4,680 0,0440 0,168
6 ---- ---- ---- ----
7 5,830 4,905 0,0165 0,050
mfu: muela fuera de uso(1) El suelo situado bajo las muelas está contaminado de forma irregular, con polvo y en ocasiones puntas de electrodos. La
extensión de la contaminación detectable no sobrepasa un metro, detectándose el máximo debajo de la muela, en bordes de columnas y/o paredes próximos.
(2) Mediciones realizadas con un detector Contamat FHT 111 M
Tabla A2.9 Niveles máximos de contaminación sobre las muelas (1)
Centro de trabajo Beta+gamma (c/s) Alfa (c/s)
Fondo Máximo Fondo Máximo
1 4,890 11,100 0,0000 0,1340 (2)
2(3) 5,413 5,460 0,0000 0,1690
3 3,660 11,260 0,0000 0,4986
4 3,342 ---- 0,0007 ----
5 ---- 4,985 0,0000 0,2870
6 ---- ---- ---- ----
7 4,580 4,010 0,0000 0,0330
(1) Mediciones realizadas con un detector Contamat FHT 111 M(2) Alrededor de una muela fuera de uso (3) Muela nueva.
Tabla A2.10 Niveles máximos de contaminación en la zona de soldadura (mesas/suelo) (1) y (2)
Centro de trabajo Beta+gamma (c/s) Alfa (c/s)
Fondo Máximo Fondo Máximo
1 4,890 5,270 0,0000 0,016 mfu
2(3) 10,975 12,478 0,0250 0,109 s
3 5,112 4,777 0,0266 0,011 s
4 3,342 2,220 0,0007 0,000 m
5 ---- ---- ---- ----
6 ---- ---- ---- ----
7 4,580 4,580 0,0165 0,016 s
mfu: zona cercana a una muela fuera de uso s: suelo; m: mesa(1) Mediciones realizadas con un detector Contamat FHT 111 M(2) Las zonas de trabajo no presentan niveles de contaminación detectables, salvo en algunos casos en los que se observaron
restos de puntas de electrodos.
86 87
Tabla A2.11 Tasas de dosis externas máximas (1) y (2)
Centro de trabajo Niveles de dosis de fondo Lugares de trabajo ex-
cepto la muela (2) (μSv/h)
Muela En contacto electrodos (4)
(μSv/h)Suelo (μSv/h) 1 m altura (μSv/h) (μSv/h)
1 0,200 ---- ---- 1,200 (dm) 0,70 (c10/2)
2 0,292 0,255 0,226 (m) 0,295 (s) 0,78 (c10/2)
3 0,163 ---- 0,381 (a) 0,184 (s) 0,55 (c10/1,6)
4 0,164 ---- 0,164 (f) 0,144 (s) 0,60 (c6/2,4)
5 0,148 ---- 0,148 (f) 0,137 (M) ----
6 0,218 0,147 0,218 (f) 0,234 (s) 1,007 (j10/2)
7 0,196 0,133 0,196 (f) 0,246 (s) 2,000 (cp108)
(1) Mediciones realizadas con un detector Fag FH40F2(2) m: mesa de trabajo; a: contacto con el cajón del almacén de los electrodos; f: fondo(3) dm: deposito que recoge los restos del afilado de la muela; s: suelo; M: muela(4) Se indica el número de electrodos por caja y su diámetro (mm); j: significa electrodos juntos fuera de la caja; cp: significa caja que contiene
restos de puntas de electrodos
Tabla A2.12 Medidas de tasas sobre la superficie de los electrodos y determinación de factores de conversión
Geometría utilizada
y edad de los electrodos
Características Medidas en superficie (1) Factores de conversión(2)
Massa Área Aβ+γ Aα β+γ α Factor β+γ Factor α
(g Th) (cm2) (Bq) (Bq) s-1 s-1 Bq/cm2 /s-1 Bq/cm2 /s-1
10 electrodos de 1,6 mm 2 % 1 a 0,953 85,5 4649 19510 39,8 2,19
10 electrodos de 1,6 mm 2 % 2 a 0,953 85,5 4565 15871 39,8 2,19 1,14 20,67
10 electrodos de 1,6 mm 2 % 5 a 0,953 85,5 5733 19877 39,8 2,19
40 electrodos de 1,6 mm 2 % 1 a 3,811 342 18597 78042 105,5 8,46
40 electrodos de 1,6 mm 2 % 2 a 3,811 342 18260 63484 105,5 8,46 0,43 5,35
40 electrodos de 1,6 mm 2 % 5 a 3,811 342 22932 43511 105,5 8,46
50 electrodos de 2,0 mm 2 % 1 a 7,445 427,5 36321 152417 50,5 2,72
50 electrodos de 2,0 mm 2 % 2 a 7,445 427,5 35661 123986 50,5 2,72 1,40 26,93
50 electrodos de 2,0 mm 2 % 5 a 7,445 427,5 44787 87977 50,5 2,72
(1) Mediciones realizadas con un detector Contamat FHT 111 M(2) Factores referidos al Th-232
Tabla A2.13 Resultados obtenidos en las muestras tomadas y determinación de dosis potencialesTabla A2.13.1 Centrodetrabajo:1;localidad:CassàdelaSelva(Gerona)
Los resultados de esta toma de muestras no se han utilizado debido al escaso volumen muestreado.
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
a) Características del filtro SN y resultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
Localización del filtro: muestreo personal. Zona: puesto de trabajo. Volumen: 0.0548 m3
< 5,1403 1 a < 3,6496 < 3,6496 < 1,2774 < 1,2774
< 6,6357 2 a < 3,6496 < 3,6496 < 1,2774 < 1,2774
< 7,9340 3 a < 3,6496 < 3,6496 < 1,2774 < 1,2774
< 8,4875 4 a < 3,6496 < 3,6496 < 1,2774 < 1,2774
< 3,0414 5 a < 3,6496 < 3,6496 < 1,2774 < 1,2774
< 2,1290 10 a < 3,6496 < 3,6496 < 1,2774 < 1,2774
Ac-228 < 0,20 < 3,649635
Pb-212 < 0,07 < 1,277372
Bi-212 < 0,70 < 12,773723
Tl-208 < 0,05 < 0,912409
1 a < 80,8 < 66,4 < 5,9 < 3,6
2 a < 82,7 < 67,4 < 7,2 < 4,2
3 a < 84,3 < 68,3 < 8,4 < 4,6
4 a < 85,0 < 68,7 < 8,9 < 4,8
5 a < 78,1 < 64,9 < 4,1 < 2,9
10 a < 77,0 < 64,3 < 3,3 < 2,5
1 a < 323,1 < 265,4 < 23,8 < 14,5
2 a < 330,6 < 269,5 < 29,0 < 16,7
3 a < 337,2 < 273,1 < 33,5 < 18,5
4 a < 340,0 < 274,6 < 35,4 < 19,3
5 a < 312,5 < 259,6 < 16,5 < 11,5
10 a < 307,9 < 257,1 < 13,3 < 10,2
1 a < 8616,3 < 7077,5 < 633,7 < 386,7
2 a < 8817,3 < 7187,5 < 772,5 < 444,1
3 a < 8991,8 < 7283,1 < 892,9 < 493,9
4 a < 9066,2 < 7323,8 < 944,3 < 515,2
5 a < 8334,2 < 6923,0 < 438,9 < 306,1
10 a < 8211,6 < 6855,8 < 354,2 < 271,2
88 89
Tabla A2.13.2 Centrodetrabajo:2(1/5);localidad:SantFeliuPallerols(Gerona)
a) Características del filtro F2 y resultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
< 0,0253 1 a < 0,0180 < 0,0180 < 0,0090 < 0,0090
< 0,0326 2 a < 0,0180 < 0,0180 < 0,0090 < 0,0090
< 0,0390 3 a < 0,0180 < 0,0180 < 0,0090 < 0,0090
< 0,0418 4 a < 0,0180 < 0,0180 < 0,0090 < 0,0090
< 0,0214 5 a < 0,0180 < 0,0180 < 0,0090 < 0,0090
< 0,0150 10 a < 0,0180 < 0,0180 < 0,0090 < 0,0090
Ac-228 < 0,10 < 0,017953
Pb-212 < 0,05 < 0,008977
Bi-212 < 0,22 < 0,039497
Tl-208 < 0,03 < 0,005386
Localización del filtro: muestreo personal. Zona: puesto de trabajo. Volumen: 5.57 m3
1 a < 0,438 < 0,343 < 0,032 < 0,021
2 a < 0,447 < 0,348 < 0,038 < 0,025
3 a < 0,455 < 0,352 < 0,045 < 0,026
4 a < 0,459 < 0,354 < 0,046 < 0,027
5 a < 0,433 < 0,340 < 0,029 < 0,020
10 a < 0,425 < 0,335 < 0,023 < 0,018
1 a < 323,1 < 265,4 < 23,8 < 14,5
2 a < 330,6 < 269,5 < 29,0 < 16,7
3 a < 337,2 < 273,1 < 33,5 < 18,5
4 a < 340,0 < 274,6 < 35,4 < 19,3
5 a < 312,5 < 259,6 < 16,5 < 11,5
10 a < 307,9 < 257,1 < 13,3 < 10,2
1 a < 8616,3 < 7077,5 < 633,7 < 386,7
2 a < 8817,3 < 7187,5 < 772,5 < 444,1
3 a < 8991,8 < 7283,1 < 892,9 < 493,9
4 a < 9066,2 < 7323,8 < 944,3 < 515,2
5 a < 8334,2 < 6923,0 < 438,9 < 306,1
10 a < 8211,6 < 6855,8 < 354,2 < 271,2
Tabla A2.13.3 Centrodetrabajo:2(2/5);localidad:SantFeliuPallerols(Gerona)
a)CaracterísticasdelfiltroF3yresultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
0,0338 1 a < 0,0240 < 0,0240 < 0,0096 < 0,0096
0,0436 2 a < 0,0240 < 0,0240 < 0,0096 < 0,0096
0,0521 3 a < 0,0240 < 0,0240 < 0,0096 < 0,0096
0,0558 4 a < 0,0240 < 0,0240 < 0,0096 < 0,0096
0,0228 5 a < 0,0240 < 0,0240 < 0,0096 < 0,0096
0,0160 10 a < 0,024 < 0,0240 < 0,0096 < 0,0096
Ac-228 < 0,10 < 0,023981
Pb-212 < 0,04 < 0,009592
Bi-212 < 0,39 < 0,093525
Tl-208 < 0,03 < 0,007194
Localización del filtro: muestreo personal. Zona: puesto de trabajo. Volumen: 4.17 m3
1 a < 0,55 < 0,44 < 0,04 < 0,03
2 a < 0,56 < 0,45 < 0,05 < 0,03
3 a < 0,57 < 0,46 < 0,06 < 0,03
4 a < 0,58 < 0,46 < 0,06 < 0,03
5 a < 0,54 < 0,44 < 0,03 < 0,02
10 a < 0,53 < 0,43 < 0,03 < 0,02
1 a < 2,20 < 1,77 < 0,16 < 0,10
2 a < 2,25 < 1,80 < 0,20 < 0,12
3 a < 2,29 < 1,82 < 0,23 < 0,13
4 a < 2,31 < 1,83 < 0,24 < 0,13
5 a < 2,14 < 1,74 < 0,12 < 0,09
10 a < 2,11 < 1,72 < 0,10 < 0,08
1 a < 58,5 < 47,3 < 4,3 < 2,7
2 a < 59,9 < 48,0 < 5,2 < 3,2
3 a < 61,0 < 48,6 < 6,0 < 3,4
4 a < 61,5 < 48,9 < 6,3 < 3,5
5 a < 57,1 < 46,5 < 3,3 < 2,3
10 a < 56,2 < 46,0 < 2,6 < 2,0
90 91
Tabla A2.13.4 Centrodetrabajo:2(3/5);localidad:SantFeliuPallerols(Gerona)
a)CaracterísticasdelfiltroF5yresultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
0,2471 1 a < 0,1754 < 0,1754 < 0,0877 < 0,0877
0,3190 2 a < 0,1754 < 0,1754 < 0,0877 < 0,0877
0,3814 3 a < 0,1754 < 0,1754 < 0,0877 < 0,0877
0,4080 4 a < 0,1754 < 0,1754 < 0,0877 < 0,0877
0,2089 5 a < 0,1754 < 0,1754 < 0,0877 < 0,0877
0,1462 10 a < 0,1754 < 0,1754 < 0,0877 < 0,0877
Ac-228 < 0,10 < 0,175439
Pb-212 < 0,05 < 0,087719
Bi-212 < 0,41 < 0,719298
Tl-208 < 0,03 < 0,052632
Localización del filtro: muestreo personal. Zona: puesto de trabajo. Volumen: 0.57 m3
1 a < 4,28 < 3,35 < 0,31 < 0,21
2 a < 4,37 < 3,40 < 0,37 < 0,23
3 a < 4,45 < 3,44 < 0,43 < 0,25
4 a < 4,48 < 3,46 < 0,45 < 0,27
5 a < 4,23 < 3,32 < 0,28 < 0,19
10 a < 4,15 < 3,28 < 0,22 < 0,17
1 a < 17,12 < 13,40 < 1,25 < 0,82
2 a < 17,48 < 13,60 < 1,50 < 0,93
3 a < 17,80 < 13,77 < 1,72 < 1,02
4 a < 17,93 < 13,84 < 1,81 < 1,06
5 a < 16,93 < 13,29 < 1,12 < 0,77
10 a < 16,61 < 13,12 < 0,90 < 0,68
1 a < 456,5 < 357,3 < 33,3 < 22,8
2 a < 466,2 < 362,6 < 39,9 < 24,8
3 a < 474,6 < 367,2 < 45,7 < 27,3
4 a < 478,2 < 369,1 < 48,2 < 28,3
5 a < 451,4 < 354,5 < 29,7 < 20,6
10 a < 443,0 < 349,9 < 23,9 < 18,2
Tabla A2.13.5 Centrodetrabajo:2(4/5);localidad:SantFeliuPallerols(Gerona)
a) Características del filtro F7 y resultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
0,0955 1 a < 0,0678 < 0,0678 < 0,0339 < 0,0339
0,1233 2 a < 0,0678 < 0,0678 < 0,0339 < 0,0339
0,1474 3 a < 0,0678 < 0,0678 < 0,0339 < 0,0339
0,1577 4 a < 0,0678 < 0,0678 < 0,0339 < 0,0339
0,0807 5 a < 0,0678 < 0,0678 < 0,0339 < 0,0339
0,0565 10 a < 0,0678 < 0,0678 < 0,0339 < 0,0339
Ac-228 < 0,08 < 0,067797
Pb-212 < 0,04 < 0,033898
Bi-212 < 0,29 < 0,245763
Tl-208 < 0,02 < 0,016949
Localización del filtro: muestreo personal. Zona: puesto de trabajo. Volumen: 1.80 m3
1 a < 1,65 < 1,29 < 0,12 < 0,08
2 a < 1,69 < 1,31 < 0,14 < 0,09
3 a < 1,72 < 1,33 < 0,17 < 0,10
4 a < 1,73 < 1,34 < 0,17 < 0,10
5 a < 1,64 < 1,28 < 0,11 < 0,07
10 a < 1,60 < 1,27 < 0,09 < 0,07
1 a < 6,62 < 5,18 < 0,48 < 0,32
2 a < 6,76 < 5,25 < 0,58 < 0,36
3 a < 6,88 < 5,32 < 0,66 < 0,39
4 a < 6,93 < 5,35 < 0,70 < 0,41
5 a < 6,54 < 5,14 < 0,43 < 0,30
10 a < 6,42 < 5,07 < 0,35 < 0,26
1 a < 176,4 < 138,1 < 12,9 < 8,5
2 a < 180,2 < 140,1 < 15,4 < 9,6
3 a < 183,4 < 141,9 < 17,7 < 10,5
4 a < 184,8 < 142,6 < 18,6 < 10,9
5 a < 174,4 < 137,0 < 11,5 < 8,0
10 a < 171,2 < 135,2 < 9,2 < 7,0
92 93
Tabla A2.13.6 Centrodetrabajo:2(5/5);localidad:SantFeliuPallerols(Gerona)
a) Características del filtro F8 y resultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
0,1657 1 a < 0,1176 < 0,1176 < 0,0686 < 0,0686
0,2139 2 a < 0,1176 < 0,1176 < 0,0686 < 0,0686
0,2558 3 a < 0,1176 < 0,1176 < 0,0686 < 0,0686
0,2736 4 a < 0,1176 < 0,1176 < 0,0686 < 0,0686
0,1634 5 a < 0,1176 < 0,1176 < 0,0686 < 0,0686
0,1144 10 a < 0,1176 < 0,1176 < 0,0686 < 0,0686
Ac-228 < 0,12 < 0,117647
Pb-212 < 0,07 < 0,068627
Bi-212 < 0,47 < 0,460784
Tl-208 < 0,03 < 0,029412
Localización del filtro: muestreo personal. Zona: puesto de trabajo. Volumen: 1.02 m3
1 a < 3,02 < 2,31 < 0,22 < 0,15
2 a < 3,08 < 2,34 < 0,26 < 0,17
3 a < 3,13 < 2,37 < 0,30 < 0,18
4 a < 3,15 < 2,38 < 0,31 < 0,19
5 a < 3,02 < 2,30 < 0,22 < 0,15
10 a < 2,95 < 2,27 < 0,17 < 0,13
1 a < 12,07 < 9,22 < 0,88 < 0,60
2 a < 12,32 < 9,36 < 1,04 < 0,67
3 a < 12,53 < 9,47 < 1,19 < 0,73
4 a < 12,62 < 9,52 < 1,25 < 0,76
5 a < 12,06 < 9,22 < 0,87 < 0,60
10 a < 11,81 < 9,08 < 0,70 < 0,53
1 a < 321,9 < 246,0 < 23,4 < 16,1
2 a < 328,4 < 249,5 < 27,8 < 17,9
3 a < 334,0 < 252,6 < 31,7 < 19,6
4 a < 336,4 < 253,9 < 33,4 < 20,2
5 a < 321,6 < 245,8 < 23,1 < 16,0
10 a < 315,0 < 242,2 < 18,6 < 14,1
Tabla A2.13.7 Centrodetrabajo:3(1/3);localidad:LaValldeBianya,LaCanya(Gerona)
a) Características del filtro PVC1 y resultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
< 0,3841 1 a < 0,2727 < 0,2727 < 0,0909 < 0,0909
< 0,4959 2 a < 0,2727 < 0,2727 < 0,0909 < 0,0909
< 0,5929 3 a < 0,2727 < 0,2727 < 0,0909 < 0,0909
< 0,6342 4 a < 0,2727 < 0,2727 < 0,0909 < 0,0909
< 0,2165 5 a < 0,2727 < 0,2727 < 0,0909 < 0,0909
< 0,1515 10 a < 0,2727 < 0,2727 < 0,0909 < 0,0909
Ac-228 < 0,18 < 0,272727
Pb-212 < 0,06 < 0,090909
Bi-212 < 0,63 < 0,954545
Tl-208 0,04 0,060606
Localización del filtro: muestreo personal. Zona: puesto de trabajo. Volumen: 0.66 m3
1 a < 5,97 < 4,93 < 0,44 < 0,27
2 a < 6,11 < 5,01 < 0,54 < 0,31
3 a < 6,23 < 5,07 < 0,62 < 0,34
4 a < 6,28 < 5,10 < 0,66 < 0,36
5 a < 5,76 < 4,81 < 0,29 < 0,20
10 a < 5,67 < 4,77 < 0,24 < 0,18
1 a < 23,87 < 19,72 < 1,76 < 1,06
2 a < 24,43 < 20,03 < 2,15 < 1,22
3 a < 24,92 < 20,30 < 2,48 < 1,36
4 a < 25,13 < 20,41 < 2,63 < 1,42
5 a < 23,03 < 19,26 < 1,17 < 0,82
10 a < 22,70 < 19,08 < 0,95 < 0,73
1 a < 636,6 < 525,9 < 46,9 < 28,3
2 a < 651,6 < 534,2 < 57,2 < 32,6
3 a < 664,6 < 541,3 < 66,2 < 36,3
4 a < 670,2 < 544,3 < 70,1 < 37,9
5 a < 614,0 < 513,6 < 31,3 < 21,9
10 a < 605,3 < 508,8 < 25,3 < 19,4
94 95
Tabla A2.13.8 Centrodetrabajo:3(2/3);localidad:LaValldeBianya,LaCanya(Gerona)
a) Características del filtro PVC2 y resultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
0,1531 1 a < 0,1087 < 0,1087 < 0,0543 < 0,0543
0,1976 2 a < 0,1087 < 0,1087 < 0,0543 < 0,0543
0,2363 3 a < 0,1087 < 0,1087 < 0,0543 < 0,0543
0,2528 4 a < 0,1087 < 0,1087 < 0,0543 < 0,0543
0,1294 5 a < 0,1087 < 0,1087 < 0,0543 < 0,0543
0,0906 10 a < 0,1087 < 0,1087 < 0,0543 < 0,0543
Ac-228 < 0,10 < 0,108696
Pb-212 < 0,05 < 0,054348
Bi-212 < 0,39 < 0,423913
Tl-208 < 0,03 < 0,032609
Localización del filtro: muestreo personal. Zona: puesto de trabajo. Volumen: 0.92 m3
1 a < 2,65 < 2,08 < 0,19 < 0,13
2 a < 2,71 < 2,11 < 0,23 < 0,14
3 a < 2,76 < 2,13 < 0,27 < 0,16
4 a < 2,78 < 2,14 < 0,28 < 0,16
5 a < 2,62 < 2,06 < 0,17 < 0,12
10 a < 2,57 < 2,03 < 0,14 < 0,11
1 a < 10,61 < 8,30 < 0,77 < 0,51
2 a < 10,83 < 8,42 < 0,93 < 0,58
3 a < 11,03 < 8,53 < 1,06 < 0,63
4 a < 11,11 < 8,58 < 1,12 < 0,66
5 a < 10,49 < 8,24 < 0,69 < 0,48
10 a < 10,29 < 8,13 < 0,56 < 0,42
1 a < 282,9 < 221,4 < 20,6 < 13,7
2 a < 288,9 < 224,6 < 24,7 < 15,4
3 a < 294,0 < 227,5 < 28,3 < 16,9
4 a < 296,3 < 228,7 < 29,9 < 17,5
5 a < 279,7 < 219,6 < 18,4 < 12,8
10 a < 274,5 < 216,8 < 14,8 < 11,3
Tabla A2.13.9 Centrodetrabajo:3(3/3);localidad:LaValldeBianya,LaCanya(Gerona)
a)CaracterísticasdelfiltroPVC6yresultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
0,0567 1 a < 0,0403 < 0,0403 < 0,0142 < 0,0142
0,0732 2 a < 0,0403 < 0,0403 < 0,0142 < 0,0142
0,0876 3 a < 0,0403 < 0,0403 < 0,0142 < 0,0142
0,0937 4 a < 0,0403 < 0,0403 < 0,0142 < 0,0142
0,0339 5 a < 0,0403 < 0,0403 < 0,0142 < 0,0142
0,0237 10 a < 0,0403 < 0,0403 < 0,0142 < 0,0142
Ac-228 < 0,17 <0,040284
Pb-212 < 0,06 <0,014218
Bi-212 < 0,65 <0,154028
Tl-208 0,05 0,011848
Localización del filtro: muestreo en un punto fijo. Zona: afilado (muela). Volumen: 4.22 m3
1 a < 0,89 < 0,73 < 0,07 < 0,04
2 a < 0,91 < 0,74 < 0,08 < 0,05
3 a < 0,93 < 0,75 < 0,09 < 0,05
4 a < 0,94 < 0,76 < 0,10 < 0,05
5 a < 0,86 < 0,72 < 0,05 < 0,03
10 a < 0,85 < 0,71 < 0,04 < 0,03
1 a < 3,57 < 2,93 < 0,26 < 0,16
2 a < 3,66 < 2,98 < 0,32 < 0,18
3 a < 3,73 < 3,02 < 0,37 < 0,20
4 a < 3,76 < 3,03 < 0,39 < 0,21
5 a < 3,46 < 2,87 < 0,18 < 0,13
10 a < 3,41 < 2,84 < 0,15 < 0,11
1 a < 95,3 < 78,2 < 7,1 < 4,3
2 a < 97,5 < 79,4 < 8,5 < 4,9
3 a < 99,4 < 80,5 < 9,9 < 5,6
4 a < 100,3 < 80,9 < 10,4 < 5,7
5 a < 92,2 < 76,5 < 4,9 < 3,4
10 a < 90,9 < 75,8 < 3,9 < 3,0
96 97
Tabla A2.13.10 Centrodetrabajo:4(1/3);localidad:Ullà,PolígonoDepal(Gerona)
a)Característicasdelfiltro5yresultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
0,1483 1 a < 0,1053 < 0,1053 < 0,0526 < 0,0526
0,1914 2 a < 0,1053 < 0,1053 < 0,0526 < 0,0526
0,2288 3 a < 0,1053 < 0,1053 < 0,0526 < 0,0526
0,2448 4 a < 0,1053 < 0,1053 < 0,0526 < 0,0526
0,1253 5 a < 0,1053 < 0,1053 < 0,0526 < 0,0526
0,0877 10 a < 0,1053 < 0,1053 < 0,0526 < 0,0526
Ac-228 < 0,10 < 0,105263
Pb-212 < 0,05 < 0,052632
Bi-212 < 0,39 < 0,410526
Tl-208 < 0,03 < 0,031579
Localización del filtro: muestreo personal. Zona: puesto de trabajo. Volumen: 0.95 m3
1 a < 2,57 < 2,01 < 0,19 < 0,12
2 a < 2,62 < 2,04 < 0,22 < 0,14
3 a < 2,67 < 2,07 < 0,26 < 0,15
4 a < 2,69 < 2,08 < 0,27 < 0,16
5 a < 2,54 < 1,99 < 0,17 < 0,12
10 a < 2,49 < 1,97 < 0,13 < 0,10
1 a < 10,27 < 8,04 < 0,75 < 0,50
2 a < 10,49 < 8,16 < 0,90 < 0,56
3 a < 10,68 < 8,26 < 1,03 < 0,61
4 a < 10,76 < 8,31 < 1,08 < 0,64
5 a < 10,16 < 7,98 < 0,67 < 0,46
10 a < 9,97 < 7,87 < 0,54 < 0,41
1 a < 273,9 < 214,4 < 20,0 < 13,2
2 a < 279,7 < 217,6 < 24,0 < 14,9
3 a < 284,8 < 220,3 < 27,4 < 16,3
4 a < 286,9 < 221,5 < 28,9 < 17,0
5 a < 270,8 < 212,7 < 17,8 < 12,4
10 a < 265,8 < 209,9 < 14,3 < 10,9
Tabla A2.13.11 Centrodetrabajo:4(2/3);localidad:Ullà,PolígonoDepal(Gerona)
a) Características del filtro 2 y resultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
0,0582 1 a < 0,0413 < 0,0413 < 0,0147 < 0,0147
0,0751 2 a < 0,0413 < 0,0413 < 0,0147 < 0,0147
0,0898 3 a < 0,0413 < 0,0413 < 0,0147 < 0,0147
0,0960 4 a < 0,0413 < 0,0413 < 0,0147 < 0,0147
0,0351 5 a < 0,0413 < 0,0413 < 0,0147 < 0,0147
0,0246 10 a < 0,0413 < 0,0413 < 0,0147 < 0,0147
Ac-228 < 0,14 < 0,041298
Pb-212 < 0,05 < 0,014749
Bi-212 < 0,46 < 0,135693
Tl-208 < 0,03 < 0,008850
Localización del filtro: muestreo en un punto fijo. Zona: afilado (muela). Volumen: 3.39 m3
1 a < 0,92 < 0,75 < 0,07 < 0,04
2 a < 0,94 < 0,76 < 0,08 < 0,05
3 a < 0,96 < 0,77 < 0,09 < 0,05
4 a < 0,97 < 0,79 < 0,10 < 0,06
5 a < 0,89 < 0,74 < 0,05 < 0,03
10 a < 0,88 < 0,73 < 0,04 < 0,03
1 a < 3,67 < 3,01 < 0,27 < 0,17
2 a < 3,77 < 3,06 < 0,33 < 0,19
3 a < 3,83 < 3,10 < 0,38 < 0,21
4 a < 3,86 < 3,11 < 0,40 < 0,22
5 a < 3,56 < 2,95 < 0,19 < 0,13
10 a < 3,50 < 2,92 < 0,15 < 0,12
1 a < 98,0 < 80,3 < 7,2 < 4,4
2 a < 100,2 < 81,5 < 8,8 < 5,1
3 a < 102,2 < 82,6 < 10,1 < 5,6
4 a < 103,1 < 83,1 < 10,7 < 5,9
5 a < 94,9 < 78,6 < 5,1 < 3,5
10 a < 93,5 < 77,8 < 4,1 < 3,1
98 99
Tabla A2.13.12 Centrodetrabajo:4(3/3);localidad:Ullà,PolígonoDepal(Gerona)
a)Característicasdelfiltro3yresultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
0,0306 1 a < 0,0217 < 0,0217 < 0,0136 < 0,0136
0,0395 2 a < 0,0217 < 0,0217 < 0,0136 < 0,0136
0,0473 3 a < 0,0217 < 0,0217 < 0,0136 < 0,0136
0,0506 4 a < 0,0217 < 0,0217 < 0,0136 < 0,0136
0,0323 5 a < 0,0217 < 0,0217 < 0,0136 < 0,0136
0,0226 10 a < 0,0217 < 0,0217 < 0,0136 < 0,0136
Ac-228 < 0,08 < 0,021739
Pb-212 < 0,05 < 0,013587
Bi-212 < 0,32 < 0,086957
Tl-208 < 0,02 < 0,005435
Localización del filtro: muestreo en un punto fijo. Zona: Puesto de trabajo. Volumen: 3.68 m3
1 a < 0,57 < 0,43 < 0,04 < 0,03
2 a < 0,58 < 0,44 < 0,05 < 0,03
3 a < 0,59 < 0,44 < 0,06 < 0,04
4 a < 0,60 < 0,44 < 0,06 < 0,04
5 a < 0,57 < 0,43 < 0,04 < 0,03
10 a < 0,56 < 0,43 < 0,03 < 0,03
1 a < 2,29 < 1,73 < 0,17 < 0,12
2 a < 2,33 < 1,75 < 0,20 < 0,13
3 a < 2,37 < 1,77 < 0,22 < 0,14
4 a < 2,39 < 1,78 < 0,23 < 0,14
5 a < 2,29 < 1,73 < 0,17 < 0,12
10 a < 2,25 < 1,70 < 0,14 < 0,10
1 a < 60,9 < 46,0 < 4,4 < 3,1
2 a < 62,1 < 46,7 < 5,2 < 3,4
3 a < 63,2 < 47,3 < 6,0 < 3,7
4 a < 63,6 < 47,5 < 6,3 < 3,9
5 a < 61,2 < 46,2 < 4,6 < 3,2
10 a < 59,9 < 45,5 < 3,7 < 2,8
Tabla A2.13.13 Centrodetrabajo:6(1/3);localidad:CassàdelaSelva(Gerona)
a) Características del filtro H2 y resultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
< 0,0761 1 a < 0,0541 < 0,0541 < 0,0360 < 0,0360
< 0,0983 2 a < 0,0541 < 0,0541 < 0,0360 < 0,0360
< 0,1175 3 a < 0,0541 < 0,0541 < 0,0360 < 0,0360
< 0,1257 4 a < 0,0541 < 0,0541 < 0,0360 < 0,0360
< 0,0858 5 a < 0,0541 < 0,0541 < 0,0360 < 0,0360
< 0,0601 10 a < 0,0541 < 0,0541 < 0,0360 < 0,0360
Ac-228 < 0,06 < 0,054054
Pb-212 < 0,04 < 0,036036
Bi-212 < 0,28 < 0,252252
Tl-208 < 0,03 < 0,027027
Localización del filtro: muestreo personal. Zona: puesto de trabajo. Volumen: 1.11 m3
1 a < 1,45 < 1,09 < 0,11 < 0,07
2 a < 1,48 < 1,10 < 0,12 < 0,08
3 a < 1,51 < 1,12 < 0,14 < 0,09
4 a < 1,52 < 1,12 < 0,15 < 0,09
5 a < 1,47 < 1,09 < 0,11 < 0,08
10 a < 1,43 < 1,08 < 0,09 < 0,07
1 a < 5,82 < 4,35 < 0,42 < 0,30
2 a < 5,93 < 4,41 < 0,50 < 0,33
3 a < 6,03 < 4,46 < 0,56 < 0,36
4 a < 6,07 < 4,48 < 0,59 < 0,37
5 a < 5,87 < 4,37 < 0,45 < 0,31
10 a < 5,74 < 4,30 < 0,36 < 0,28
1 a < 155,2 < 115,9 < 11,2 < 8,0
2 a < 158,1 < 117,6 < 13,3 < 8,8
3 a < 160,7 < 119,0 < 15,1 < 9,6
4 a < 161,8 < 119,6 < 15,8 < 9,9
5 a < 156,5 < 116,6 < 12,1 < 8,4
10 a < 153,0 < 114,8 < 9,7 < 7,4
100 101
Tabla A2.13.14 Centrodetrabajo:6(2/3);localidad:CassàdelaSelva(Gerona)
a)CaracterísticasdelfiltroH3yresultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
< 0,0548 1 a < 0,0389 < 0,0389 < 0,0160 < 0,0160
< 0,0707 2 a < 0,0389 < 0,0389 < 0,0160 < 0,0160
< 0,0846 3 a < 0,0389 < 0,0389 < 0,0160 < 0,0160
< 0,0905 4 a < 0,0389 < 0,0389 < 0,0160 < 0,0160
< 0,0381 5 a < 0,0389 < 0,0389 < 0,0160 < 0,0160
< 0,0267 10 a < 0,0389 < 0,0389 < 0,0160 < 0,0160
Ac-228 < 0,17 < 0,038902
Pb-212 < 0,07 < 0,016018
Bi-212 < 0,67 < 0,153318
Tl-208 < 0,03 < 0,006865
Localización del filtro: muestreo en un punto fijo. Zona: afilado. Volumen: 4.37 m3
1 a < 0,90 < 0,72 < 0,07 < 0,04
2 a < 0,92 < 0,73 < 0,08 < 0,05
3 a < 0,93 < 0,74 < 0,09 < 0,05
4 a < 0,94 < 0,75 < 0,10 < 0,05
5 a < 0,88 < 0,71 < 0,05 < 0,04
10 a < 0,86 < 0,70 < 0,04 < 0,03
1 a < 3,59 < 2,89 < 0,26 < 0,17
2 a < 3,67 < 2,93 < 0,32 < 0,19
3 a < 3,74 < 2,97 < 0,37 < 0,21
4 a < 3,77 < 2,99 < 0,39 < 0,22
5 a < 3,50 < 2,84 < 0,21 < 0,14
10 a < 3,46 < 2,81 < 0,17 < 0,13
1 a < 95,7 < 77,0 < 7,0 < 4,4
2 a < 97,8 < 78,2 < 8,5 < 5,1
3 a < 99,7 < 79,2 < 9,8 < 5,6
4 a < 100,5 < 79,6 < 10,3 < 5,8
5 a < 93,5 < 75,8 < 5,5 < 3,8
10 a < 91,9 < 74,9 < 4,4 < 3,4
Tabla A2.13.15 Centrodetrabajo:6(3/3);localidad:CassàdelaSelva(Gerona)
a)CaracterísticasdelfiltroH4yresultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
< 0,0499 1 a < 0,0354 < 0,0354 < 0,0147 < 0,0147
< 0,0644 2 a < 0,0354 < 0,0354 < 0,0147 < 0,0147
< 0,0770 3 a < 0,0354 < 0,0354 < 0,0147 < 0,0147
< 0,0823 4 a < 0,0354 < 0,0354 < 0,0147 < 0,0147
< 0,0351 5 a < 0,0354 < 0,0354 < 0,0147 < 0,0147
< 0,0246 10 a < 0,0354 < 0,0354 < 0,0147 < 0,0147
Ac-228 < 0,12 < 0,035398
Pb-212 < 0,05 < 0,014749
Bi-212 < 0,40 < 0,117994
Tl-208 < 0,03 < 0,008850
Localización del filtro: muestreo en un punto fijo. Zona: Puesto de trabajo. Volumen: 3.39 m3
1 a < 0,82 < 0,66 < 0,06 < 0,04
2 a < 0,84 < 0,67 < 0,07 < 0,04
3 a < 0,85 < 0,68 < 0,08 < 0,05
4 a < 0,86 < 0,68 < 0,09 < 0,05
5 a < 0,80 < 0,66 < 0,05 < 0,03
10 a < 0,79 < 0,64 < 0,04 < 0,03
1 a < 3,28 < 2,63 < 0,24 < 0,15
2 a < 3,35 < 2,67 < 0,29 < 0,17
3 a < 3,42 < 2,71 < 0,33 < 0,19
4 a < 3,44 < 2,72 < 0,35 < 0,20
5 a < 3,20 < 2,59 < 0,19 < 0,13
10 a < 3,15 < 2,56 < 0,15 < 0,12
1 a < 87,4 < 70,2 < 6,4 < 4,1
2 a < 89,3 < 71,2 < 7,7 < 4,6
3 a < 91,0 < 72,2 < 8,9 < 5,1
4 a < 91,7 < 72,6 < 9,4 < 5,3
5 a < 85,4 < 69,1 < 5,0 < 3,5
10 a < 84,0 < 68,3 < 4,1 < 3,1
102 103
Tabla A2.13.16 Centrodetrabajo:7(1/3);localidad:CassàdelaSelva(Gerona)
a) Características del filtro HH1 y resultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
< 0,0460 1 a < 0,0327 < 0,0327 < 0,0122 < 0,0122
< 0,0594 2 a < 0,0327 < 0,0327 < 0,0122 < 0,0122
< 0,0710 3 a < 0,0327 < 0,0327 < 0,0122 < 0,0122
< 0,0759 4 a < 0,0327 < 0,0327 < 0,0122 < 0,0122
< 0,0292 5 a < 0,0327 < 0,0327 < 0,0122 < 0,0122
< 0,0204 10 a < 0,0327 < 0,0327 < 0,0122 < 0,0122
Ac-228 < 0,16 < 0,032653
Pb-212 < 0,06 < 0,012245
Bi-212 < 0,64 < 0,130612
Tl-208 < 0,05 < 0,010204
Localización del filtro: muestreo en un punto fijo. Zona: afilado (muela). Volumen: 4.90 m3
1 a < 0,74 < 0,60 < 0,05 < 0,03
2 a < 0,75 < 0,61 < 0,07 < 0,04
3 a < 0,77 < 0,62 < 0,08 < 0,04
4 a < 0,77 < 0,62 < 0,08 < 0,04
5 a < 0,71 < 0,59 < 0,04 < 0,03
10 a < 0,70 < 0,58 < 0,03 < 0,02
1 a < 2,94 < 2,39 < 0,22 < 0,13
2 a < 3,01 < 2,43 < 0,26 < 0,15
3 a < 3,07 < 2,46 < 0,30 < 0,17
4 a < 3,09 < 2,48 < 0,32 < 0,18
5 a < 2,86 < 2,35 < 0,17 < 0,11
10 a < 2,81 < 2,32 < 0,13 < 0,10
1 a < 78,4 < 63,9 < 5,8 < 3,6
2 a < 80,2 < 64,8 < 7,0 < 4,1
3 a < 81,8 < 65,7 < 8,1 < 4,5
4 a < 82,4 < 66,6 < 8,5 < 4,7
5 a < 76,1 < 62,6 < 4,2 < 2,9
10 a < 75,0 < 62,0 < 3,4 < 2,6
Tabla A2.13.17 Centrodetrabajo:7(2/3);localidad:CassàdelaSelva(Gerona)
a) Características del filtro H2 y resultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
< 0,1300 1 a < 0,0923 < 0,0923 < 0,0538 < 0,0538
< 0,1678 2 a < 0,0923 < 0,0923 < 0,0538 < 0,0538
< 0,2007 3 a < 0,0923 < 0,0923 < 0,0538 < 0,0538
< 0,2147 4 a < 0,0923 < 0,0923 < 0,0538 < 0,0538
< 0,1282 5 a < 0,0923 < 0,0923 < 0,0538 < 0,0538
< 0,0897 10 a < 0,0923 < 0,0923 < 0,0538 < 0,0538
Ac-228 < 0,12 < 0,092308
Pb-212 < 0,07 < 0,053846
Bi-212 < 0,43 < 0,330769
Tl-208 < 0,03 < 0,023077
Localización del filtro: muestreo personal. Zona: puesto de trabajo. Volumen: 1.30 m3
1 a < 2,37 < 1,81 < 0,17 < 0,12
2 a < 2,42 < 1,84 < 0,20 < 0,13
3 a < 2,46 < 1,86 < 0,23 < 0,14
4 a < 2,47 < 1,87 < 0,25 < 0,15
5 a < 2,37 < 1,81 < 0,17 < 0,12
10 a < 2,32 < 1,78 < 0,14 < 0,10
1 a < 9,47 < 7,24 < 0,69 < 0,47
2 a < 9,66 < 7,34 < 0,82 < 0,53
3 a < 9,83 < 7,43 < 0,93 < 0,58
4 a < 9,90 < 7,47 < 0,98 < 0,60
5 a < 9,46 < 7,23 < 0,68 < 0,47
10 a < 9,27 < 7,13 < 0,55 < 0,42
1 a < 252,6 < 193,0 < 18,3 < 12,6
2 a < 257,7 < 195,8 < 21,8 < 14,1
3 a < 262,1 < 198,2 < 24,9 < 15,3
4 a < 264,0 < 199,2 < 26,2 < 15,9
5 a < 252,3 < 192,9 < 18,2 < 12,6
10 a < 247,2 < 190,0 < 14,6 < 11,1
104 105
Tabla A2.13.18 Centrodetrabajo:7(3/3);localidad:CassàdelaSelva(Gerona)
a)CaracterísticasdelfiltroHH6yresultados de la espectrometría
b)ActividadesmáximasenaireenBq/m3 atribuibles según los resultados analíticos
Nucleido A (Bq) Av (Bq/m3) Th-232 (eq.) Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224
c)Determinacióndeladosisanualmáximaparaunainhalacióndurante25h/añoaunmaterialdedostiposdetamañosdepartículasydostiposdeabsorción(rápida,F,olenta,S)segúnlosresultadosdelasmedicionesygradodeequilibriodelacadena de desintegración del torio.
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
d)Dosisanualmáximapara100h/año e)Dosisanualmáximapara2.000h/año
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
Equilibrio Dinh, F, 1 μm Dinh, S, 1 μm Dinh, F, 5 μm Dinh, S, 5 μm
(mSv/a) (mSv/a) (mSv/a) (mSv/a)
< 0,1300 1 a < 0,0923 < 0,0923 < 0,0385 < 0,0385
< 0,1678 2 a < 0,0923 < 0,0923 < 0,0385 < 0,0385
< 0,2007 3 a < 0,0923 < 0,0923 < 0,0385 < 0,0385
< 0,2147 4 a < 0,0923 < 0,0923 < 0,0385 < 0,0385
< 0,0916 5 a < 0,0923 < 0,0923 < 0,0385 < 0,0385
< 0,0641 10 a < 0,0923 < 0,0923 < 0,0385 < 0,0385
Ac-228 < 0,12 < 0,092308
Pb-212 < 0,05 < 0,038462
Bi-212 < 0,45 < 0,346154
Tl-208 < 0,03 < 0,023077
Localización del filtro: muestreo personal. Zona: puesto de trabajo. Volumen: 1.30 m3
1 a < 2,14 < 1,72 < 0,16 < 0,10
2 a < 2,18 < 1,74 < 0,19 < 0,11
3 a < 2,22 < 1,76 < 0,22 < 0,12
4 a < 2,24 < 1,77 < 0,23 < 0,13
5 a < 2,09 < 1,69 < 0,12 < 0,09
10 a < 2,05 < 1,67 < 0,10 < 0,08
1 a < 8,54 < 6,86 < 0,63 < 0,40
2 a < 8,73 < 6,97 < 0,76 < 0,45
3 a < 8,90 < 7,06 < 0,87 < 0,50
4 a < 8,97 < 7,10 < 0,92 < 0,52
5 a < 8,35 < 6,76 < 0,49 < 0,34
10 a < 8,21 < 6,68 < 0,40 < 0,30
1 a < 227,8 < 183,0 < 16,7 < 10,6
2 a < 232,9 < 185,8 < 20,2 < 12,0
3 a < 237,3 < 188,2 < 23,2 < 13,3
4 a < 239,2 < 189,2 < 24,5 < 13,8
5 a < 222,7 < 180,2 < 13,1 < 9,1
10 a < 219,0 < 178,2 < 10,6 < 8,1
Tabla A2.14 Referencias de los resultados de las medidas de espectrometría gamma
[1] Informe de ensayo No.42341.1G/04. INTE. UPC. 15-11-04. Centro de trabajo 1. Filtro SN.
[2] Informe de ensayo No.09204.1G/05. INTE. UPC. 04-04-05. Centro de trabajo 2. Filtro F2.
[3] Informe de ensayo No.09204.2G/05. INTE. UPC. 04-04-05. Centro de trabajo 2. Filtro F3.
[4] Informe de ensayo No.09204.3G/05. INTE. UPC. 04-04-05. Centro de trabajo 2. Filtro F5.
[5] Informe de ensayo No.09204.4G/05. INTE. UPC. 04-04-05. Centro de trabajo 2. Filtro F7.
[6] Informe de ensayo No.09204.5G/05. INTE. UPC. 04-04-05. Centro de trabajo 2. Filtro F8.
[7] Informe de ensayo No.41267.1G/05. INTE. UPC. 22-11-05. Centro de trabajo 3. Filtro PVC1.
[8] Informe de ensayo No.41267.2G/05. INTE. UPC. 22-11-05. Centro de trabajo 3. Filtro PVC2.
[9] Informe de ensayo No.41267.3G/05. INTE. UPC. 22-11-05. Centro de trabajo 3. Filtro PVC6.
[10] Informe de ensayo No.41267.4G/05. INTE. UPC. 22-11-05. Centro de trabajo 4. Filtro 2.
[11] Informe de ensayo No.41267.5G/05. INTE. UPC. 22-11-05. Centro de trabajo 4. Filtro 3.
[12] Informe de ensayo No.41267.6G/05. INTE. UPC. 22-11-05. Centro de trabajo 4. Filtro 5.
[13] Informe de ensayo No.41267.7G/05. INTE. UPC. 22-11-05. Centro de trabajo 6. Filtro H2.
[14] Informe de ensayo No.41267.8G/05. INTE. UPC. 22-11-05. Centro de trabajo 6. Filtro H3.
[15] Informe de ensayo No.41267.9G/05. INTE. UPC. 23-11-05. Centro de trabajo 6. Filtro H4.
[16] Informe de ensayo No.41267.10G/05. INTE. UPC. 23-11-05. Centro de trabajo 7. Filtro HH1.
[17] Informe de ensayo No.41267.11G/05. INTE. UPC. 23-11-05. Centro de trabajo 7. Filtro HH2.
[18] Informe de ensayo No.41267.12G/05. INTE. UPC. 23-11-05. Centro de trabajo 7. Filtro HH6.
106 107
ANEXO 3REPORTAJE FOTOGRÁFICO DE LOS CENTROS DE TRABAJOVISITADOS, ELECTRODOS USADOS, MÁQUINA DE AFILAREN PROCESO CERRADO Y FICHAS DE SEGURIDAD
108 109
A Centro de trabajo 1B Centro de trabajo 2C Centro de trabajo 3 D Centro de trabajo 4 E Centro de trabajo 6F Electrodos usadosG Maquina de afilar en proceso cerradoH Fichas de seguridad de los electrodos
p.110
p.111
p.113
p.115
p.116
p.119
p.121
p.122
Índice Anexo 3*
* No hay imágenes del Centro de Trabajo 5 porque la empresa no ha autorizado su reproducción.
110 111
A Centro de trabajo 1 A.1
Detalle del instrumento de medición de lectura directa CONTAMAT FHT 111M emplea-do para la medida de conta-minación beta + gamma y alfa sobre una esmoladera (muela) de afilado de electrodos.
A.2
Vista general de la operación de soldadura TIG. Soldador con un equipo de toma de muestras personal: bomba de muestreo más portafiltro (cas-sete) y filtro en la operación de soldadura con electrodos de tungsteno toriado.
B Centro de trabajo 2 B.1
Puesto de trabajo. Detalle del equipo utilizado para la medi-ción en un punto fijo (bomba de muestreo ambiental GAST MOD. DOA-P104-BN) y del soldador con un equipo de toma de muestras personal (bomba de muestreo personal CASELLA CEL mod. Apex) (los dos sistemas empleados para la medición de contaminación por vía pulmonar de los humos de soldadura radioactivos).
B.2
Muela (esmoladera). Detalle del equipo utilizado para la medición en un punto fijo y del instrumento de medición de lectura directa empleado para medir la contaminación en el suelo.
112 113
B.3
Cajas de electrodos. Detalle del instrumento de medición de lectura directa (detector FAG FH-40F2) para medir las tasas de dosis gamma.
B.4
Cajas de electrodos. Detalle de los dos instrumentos de medición de lectura directa (CONTAMAT FHT 111M i FAG FH-40F2) empleado para la medir las tasas beta+gamma y alfa.
B.5
Almacenaje de las cajas de electrodos en el almacén del centro de trabajo.
C Centro de trabajo 3 C.1
Muela (esmoladera). Detalle del tipo de muela utilizado para el afilado de los electro-dos. Al su lado, equipo utili-zado para la medición en un punto fijo. Puede observarse el almacenaje de agua de bebida para el consumo de los traba-jadores junto a la muela.
114 115
C.2
Detalle de la balanza utilizada para pesar los electrodos y permitir los cálculos de pérdi-da de material en los trabajos de afilado y soldadura.
C.3
Soldador con un equipo de toma de muestras personal: (2) operación de soldadura.
D Centro de trabajo 4 D.1
Vista general de la nave del centro de trabajo donde se realizan trabajos de soldadura TIG.
D.2
Muela (esmoladera). Detalle del tipo de muela utilizado para el afilado de los electro-dos. A su lado, equipo usado para la medición en un punto fijo.
116 117
E Centro de trabajo 6 E.1
Vista general de la nave del centro de trabajo donde se realizan trabajos de soldadura TIG.
E.2
Muela (esmoladera). Detalle del tipo de muela utilizado para el afilado de los electro-dos. A su lado, equipo usado para la medición en un punto fijo.
E.3
Soldador en la zona de trabajo.
E.4
Soldador con un equipo de toma de muestras personal: operación de soldadura.
118 119
E.5
Mesa de trabajo. Restos de puntas de electrodos. Presen-cia de alimentos en el lugar de trabajo.
E.6
Bomba de muestreo personal CASELLA CEL modelo Apex utilizada en las mediciones de campo con portafiltros (cassete) más filtro de ester de celulosa de 37 mm de diá-metro y 0,8 micras de tamaño de poro.
F.2
Etiqueta de una caja de elec-trodos de tunsgteno toriado WT 20.
F Electrodosusados F.1
Caja de electrodos de tunsgte-no toriado WT 20.
120 121
F.4
Caja de electrodos de tungste-no-lantano WL 10, WL 15 yWL 20.
F.3
Eletrodo de tungsteno toriado WT 20.
G Máquina deafilar en procesocerrado G.1
Dibujo de la máquina esmeri-ladora para afilar electrodos en proceso cerrado G-tech (ESAB soldadura & corte). Recogida automática de polvo de afilado contaminado con torio-232 y sus descendientes.
G.2
Máquina afiladora de elctrec-trodos de tunsgteno Iocchimodelo WIG 4 con salida para aspiradora.
122 123
H Fichas de seguridad de los electrodos H.1
Ficha de seguridad electrodo tunsgteno toriado al 2% (WT 20).
ALL.5075.GB/1
28.04.2003
EG-Safety Data Sheet
WT20Safety data sheet according to 2001/58/EGValid from: 01.12.2002 Replacement for version of: 01.09.1995
1. Description of substances, preparation and company
Company: BINZEL Pty Ltd42 Hinkler RoadMordiallocVictoria 3195 AustraliaTel.: +61 (0)3 9580 6500Fax.: +61 (0)3 9580 8796Internet: www.binzel.com.au
Product identification: WT20, (2% Thoriated Tungsten Electrodes)Colour marking: redProduct application: Tungsten electrode for TIG welding
2. Information on components
Chemical characteristics:Tungsten W with 1,8 - 2,2 Wt.-% Thorium oxide (ThO 2)
Hazardous substances:Minor radioactivity due to the additive of natural Thorium.
3. Potential dangersThorium is naturally radioactive, care must be taken with respect to weldingfume generated (adequate ventilation should be provided) and grindingdust caused by sharpening .
Other dangers depending on welding process.
4. First aid measures
after inhalation: In case of prolonged inhaling ofwelding fume the persons concernedhave to be supplied with fresh air.If irritation persist contact a doctor.
after contact with the skin: N/A
after contact with the eyes: Rinse eyes thoroughly and contact adoctor.
after swallowing: Contact a doctor immediately.
H.1
Ficha de seguridad electrodo tunsgteno toriado al 2% (WT 20).
ALL.5075.GB/2
28.04.2003
EG-Safety Data Sheet
WT205. Measures necessary in the case of fire
N/A
6. Measures necessary in the case of accidental emissions
N/A
7. Handling and storage
Handling: During the TIG-welding, adequate ventilation and aircirculation must be provided together with anexhausting device to absorb welding fume.
Storage: store in a dry place
8. Limitation of exposure and personal protective equipment
Exposure limits:Inhalation of grinding dust must be avoided.After contact with the skin clean hands immediately.To avoid or minimize radioactive radiation caused by inhalation of weldingfume strictly adhere to themeasures mentioned at 7.
Personal protective equipment:Respiratory protection: not necessary when adequate ventilation is
provided.
Hand protection: Welding gloves
Eye protection: Welding glasses or welding shield
124 125
H.1
Ficha de seguridad electrodo tunsgteno toriado al 2% (WT 20).
ALL.5075.GB/3
28.04.2003
EG-Safety Data Sheet
WT209. Physical and chemical properties
Form: bar shapedColour: metallic greySmell: scentlessEvaporating point: approx. 5.900° CMelting point: approx. 3.400° CFlash point: N/AInflammability: N/AIgnition temperature: N/AExplosion limits: noneFire supporting characteristics: noneSteam pressure: N/ADensity: WT20: 18,95 ñ 18,86 g/cm3
Solubility in water: non solubleMiscellaneous: none
10. Stability and reactivity
Conditions to avoid:N/A
Substances to avoid:N/A
Dangerous decomposition products:N/A
11. Information on toxicology
N/A
12. Environmental information
Proper operation does not cause undue exhaust responsible for theincrease of air, water and soil pollution.
13. Instructions for disposal
Thorium alloyed tungsten electrodes must not be disposed together withconventional or household waste. Left over pieces and grinding dust must be disposed in accordance with local Radiation Protection Laws.
H.1
Ficha de seguridad electrodo tunsgteno toriado al 2% (WT 20).
ALL.5075.GB/4
28.04.2003
EG-Safety Data Sheet
WT2014. Transport regulations
There is no restriction concerning composition (WT10 ñ WT40) andquantity of transport.
15. Regulations
Further regulations only applicable and valid for TIG welding procedure
16. Miscellaneous
All information is based on current state of knowledge; this informationdoes not represent any guarantee of product properties and does notconstitute any contractual legal obligation.
Products may only be used as mentioned. If the products are usedimproperly risks which are not described in the safety data sheet arepossible.
Information is provided here in a way which is best understood and actedupon by qualified personnel.
According to the definitions found in EN-60204-1:Qualified personnel are persons who, based on their special training,knowledge, experience, and due to their knowledge of the relevantstandards, are able to assess the tasks assigned to them and identifypossible dangers.
126 127
H.2
Ficha de seguridad electrodos de tunsgteno sin torio (WP).
MATERIAL SAFETY DATA SHEETSINTERED MULTI-STRIKE™ TUNGSTEN ELECTRODES
Issue Date: 01/March/2006Supersedes: All Previous DocumentsTrade Name: Multi-Strike™ Tungsten Electrodes
Formula: Tungsten with non-radioactive and non carcinogenic rare earth dopants including Yttria, Lanthia and Ceria
Physical Data
Appearance Grey metal Odour NoneBoiling point 5660° C Specific gravity 19Solubility in Water Insoluble How Best Monitored Air sampleHazardous Ingredients Tungsten Percent by Weight 98%Fire and Explosion Hazard Data Non flammable Special Fire Fighting Procedures None
Health Hazard Data
Routes of Exposure Inhalation of fumes generated during weldingEffects of Overexposure Short-term overexposure to welding fumes may result in discomfort such as dizziness, nausea, and/or irrita-tion of the eyes, nose and throat. Other effects depend on the metal being welded and the welding conditions. TIG welding electrodes are non-consumable. However, some loss of electrode metal may occur depending on welding conditions. With the exception of two Russian studies that found early signs of pulmonary fibrosis in some workers exposed to tungsten and tungsten trioxide dust, most studies have shown tungsten to be toxicologically inert.
Emergency and First Aid ProceduresInhalation If irritation, discomfort or other signs of pulmonary involvement develop, remove from exposure and seek medical at-tention.Eye Contact If irritation occurs due to welding fumes, flush with copious amounts of water. If irritation persists, seek medical atten-tion.Skin Contact Adverse reactions from contact with these electrodes are unlikely. Prompt medical attention should be obtained for burns or irritation resulting from the welding process.Carcinogenic Assessment None of the components of this material have been identified as known or suspected carcinogens.
Reactivity Data
Stability Stable Conditions to avoid N/AIncompatibility None
Hazardous Decomposition Products Welding fumes (oxides of metal being welded) and gases (such as carbon monoxide ozone and oxides of nitrogen) depending on the process, procedure and metal welded. Some loss of metal from the electrode does occur.Hazardous Polymerization Will not occurConditions to Avoid N/A
Spill or Leak Procedures
Steps to be taken in case material is released or spilled Not applicableWaste disposal method Dispose of in accordance with appropriate Government regulations. UK Health and Safety Executive guide-lines available from Huntingdon Fusion Techniques Limited.
Special Protection Information
Respiratory Protection Use approved respirable fume respirator when welding in confined spaces and whenever fume concentrations exceed applicable limits for tungsten or other welding fumes.Ventilation Use enough general ventilation and/or local exhaust at the arc to keep the fumes and gases below applicable limits in the worker's breathing zone and the general area. If such equipment is not available, use respirators as specified above.Protective Gloves Welders gloves are recommended.Eye Protection Wear helmet or use face shield with appropriate filter lens. Provide protective screens and flash goggles. If necessary, to shield others.Other Protective Equipment Wear head, hand and body protection to prevent injury from arc radiation, sparks and electrical shock. At a minimum this includes welders gloves and a protective face shield and may include arm protectors, aprons, hats, shoulder pro-tection, as well as dark substantial clothing. Welder should be trained not to touch live electrical parts and to insulate himself from work and electrical ground.
Special Precautions
Precautions to be taken in handling and storage NoneOther Precautions None
In case of Questions, please contact Huntingdon Fusion Techniques Limited.
Although Huntingdon Fusion Techniques has attempted to provide current and accurate information herein, Huntingdon Fusion Techniques makes no representations regarding the accuracy or completeness of the information and assumes no liability for any loss, damage, injury of any kind which may result from or arise out of the use of or reliance on the information by any person.
(BA51) - 16/SEPT/2006
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Actividad: magnitud física que mide el número de transformaciones espontáneas ocu-rridas en una sustancia por unidad de tiempo. La unidad de actividad es el becque-relio (Bq). Un bequerelio es igual a una transformación por segundo.
Afilar: hacer más delgado y agudo un instrumento o arma.
Año oficial: período de doce meses, a contar desde el día 1 de enero hasta el 31 de diciembre, ambos inclusive.
Arco eléctrico: en electricidad se denomina arco eléctrico o también arco voltaico a la descarga eléctrica que se forma entre dos electrodos sometidos a una diferencia de potencial y colocados en el seno de una atmósfera gaseosa enrarecida, normalmente a baja presión, o al aire libre.
Átomo: unidad más pequeña de un elemento químico que mantiene su identidad o sus propiedades y que no es posible dividir mediante procesos químicos.
Autoridad competente: organismo oficial al que corresponde, en el ejercicio de las funciones que tenga atribuidas, conceder autorizaciones, dictar disposiciones o re-soluciones y obligar a su cumplimiento.
Autorización: permiso concedido por la autoridad competente de forma documental, previa solicitud, o establecido por la legislación española, para ejercer una práctica o cualquier otra actuación dentro del ámbito de aplicación del RD 783/2001.
Becquerelio (Bq): unidad de la actividad; es la actividad de una cierta cantidad de material radiactivo que sufre una desintegración atómica espontánea cada segundo.
Blindaje (biológico): material que se interpone entre una fuente de radiación y las personas para atenuar el número de partículas y radiaciones, y prevenir que dichas radiaciones produzcan daño a las personas.
Bulto: embalaje con su contenido radiactivo tal como se presenta para su transporte o almacenamiento. Es un término muy amplio que no predefine si se trata de bidones, contenedores, etc. por lo que se usa ampliamente como término general.
Glosario11
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Cadena de desintegración: serie de radionucleidos en la que cada miembro se trans-forma en el siguiente mediante desintegración radiactiva, hasta llegar finalmente a un núcleo estable.
Contaminación radiactiva: presencia indeseable de sustancias radiactivas en una ma-teria, una superficie, un medio cualquiera o una persona. En el caso particular del organismo humano, esta contaminación puede ser externa o cutánea, cuando se ha depositado en la superficie exterior, o interna cuando los radionucleidos han pene-trado en el organismo por cualquier vía (inhalación, ingestión, percutánea, etc.)
Cristalino: componente del ojo con forma de lente biconvexa que está situado tras el iris y delante del humor vítreo.
Declaración: obligación de presentar un documento a la autoridad competente para notificar la intención de llevar a cabo una práctica o cualquier otra actuación dentro del ámbito de aplicación del RD 783/2001.
Desintegración: fenómeno nuclear en el que un átomo radiactivo disminuye su masa y/o su nivel de energía de forma espontánea, lo que se manifiesta en la emisión de radiaciones ionizantes. Las formas más frecuentes de desintegración son la emisión de partículas alfa, partículas beta, captura electrónica y fisión espontánea.
Dosis: cuando no se diga lo contrario, el término dosis se usa para expresar más sim-plemente el término dosis efectiva (antes dosis equivalente efectiva).
Dosis absorbida: energía depositada por la radiación ionizante en la unidad de masa del medio atravesado. Es un valor físico cuya unidad es el Gray (Gy).
Dosis comprometida: es la dosis efectiva que recibirá una persona durante los próxi-mos 50 años (70 años en el caso de los niños). A consecuencia de la cantidad de material radiactivo que ha incorporado a su organismo. Se mide en sievert (Sv).
Dosis efectiva (dosis equivalente efectiva): es la dosis equivalente ponderada (co-rregida proporcionalmente a) por la diferente sensibilidad de los distintos órganos y tejidos del cuerpo humano. Los factores de corrección se llaman factores de pondera-ción de los tejidos. Se mide en sievert (Sv): 1 Sv. = 1 J/kg.
Dosis equivalente: es la dosis absorbida ponderada (corregida proporcionalmente) por la diferente eficacia biológica de las distintas clases de radiación sobre el medio vivo con-siderado. Los factores de corrección se denominan “factores de ponderación de la radia-ción” (antes factores de calidad de la radiación). Se mide en sievert (Sv): 1 Sv = 1 J/kg.
Dosímetro: instrumento o dispositivo que permite medir o evaluar una dosis absorbi-da, una exposición o cualquier otra magnitud radiológica.
Dosimetría: sistema para la medición y registro de la dosis absorbida.
Efecto biológico: transformaciones producidas por la radiación ionizante cuando in-cide en un organismo vivo como, por ejemplo, el cuerpo humano. Estos efectos son de dos clases:- Determinísticos (o no estocásticos) Son aquellos en los que una relación causal en-
tre la dosis y el efecto. Únicamente se manifiestan cuando la dosis alcanza o supera un determinado valor (llamado nivel umbral) Su gravedad depende, por tanto, de la dosis recibida.
- Probabilísticos (o estocásticos) Son aquellos en los que la relación entre dosis y efecto es de naturaleza probabilística. Carecen de dosis umbral y su gravedad no depende, linealmente, de la dosis recibida.
Electrón: partícula elemental estable que forma parte de la región más externa (cor-teza) de los átomos y que tiene la carga negativa más pequeña conocida. Esta carga, que se toma en física como unidad, vale 1,602 E-19 culombios. Su masa en reposo es 1836,2 veces menor que la del protón.
Electrodo: son varillas metálicas preparadas para servir como polo del circuito; en su extremo se genera el arco eléctrico. En algunos casos, sirven también como ma-terial fundente. La varilla metálica a menudo va recubierta por una combinación de materiales que varían de un electrodo a otro. El recubrimiento en los electrodos tiene diversa funciones, estas pueden resumirse en las siguientes: función eléctrica del recubrimiento, función física de la escoria, función metalúrgica del recubrimiento
Elemento químico: sustancia formada por átomos que tienen el mismo número de protones, aunque pueden tener diferente número de neutrones. Su comportamiento químico es siempre el mismo, cualquiera que sea su composición isotópica.
Equilibrio radiactivo: condición en la que permanece constante la relación entre las actividades de dos o más radionucleidos de una cadena de desintegración.
Equilibrio secular: equilibrio radiactivo en el que la relación de actividades de los nucleidos de una cadena de desintegración es igual a la unidad. Para que exista es necesario que el periodo de semidesintegración del primer miembro de la cadena (precursor) sea muy grande.
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Exposición continua: exposición externa prolongada cuya tasa puede, sin embargo, variar con el tiempo, o exposición interna resultante de una incorporación permanen-te cuya intensidad varía con el tiempo.
Exposición externa/interna: exposición del cuerpo humano a fuentes exteriores a él (exposición externa) o interiores a él (exposición interna).
Exposición global/parcial: la exposición global es la considerada como homogénea en el cuerpo entero. La exposición parcial es la localizada esencialmente sobre una par-te del organismo, o sobre uno o más órganos o tejidos, y/o la exposición del cuerpo entero considerada como no homogénea.
Exposición ocupacional: exposición de los trabajadores durante el desarrollo de su trabajo, con la excepción de las exposiciones excluidas del alcance del RD 783/2001 y las procedentes de fuentes y prácticas exentas de declaración y autorización según la legislación aplicable.
Exposición total: suma de las exposiciones interna y externa.
Exposición única: exposición externa de corta duración o exposición interna resultan-te de una incorporación de radionucleidos durante un periodo corto de tiempo
Factor de ponderación de la radiación: factor por el que hay que multiplicar la dosis absorbida para tener en cuenta los diferentes efectos que producen las mismas dosis absorbidas de distinto tipo de radiaciones. El resultado es la dosis equivalente.
Factor de ponderación de los tejidos: factor por el que hay que multiplicar la dosis equivalente recibida por los distintos órganos y tejidos del organismo, para obtener la dosis efectiva del conjunto del cuerpo humano.
Ficha de seguridad del producto: hoja informativa que debe ser facilitada al compra-dor de un producto peligroso en la que deberán constar una serie de informaciones entre las que destacan: la identificación del producto y del responsable de su comer-cialización, la identificación de los peligros y primeros auxilios y las características de su correcto uso.
Fondo radiactivo natural: conjunto de radiaciones ionizantes que existen en el medio am-biente de forma natural y que provienen de fuentes cósmicas o radiactivas terrestres.
Fuente de radiación: aparato, sustancia radiactiva o instalación capaz de emitir ra-diaciones ionizantes o sustancias radiactivas.
Fuentes artificiales: fuentes de radiación distintas de las fuentes naturales de radiación.
Fuentes naturales de radiación: fuentes de radiación ionizante de origen natural, te-rrestre o cósmico.
Gas inerte: un gas inerte es un gas no reactivo bajo unas determinadas condiciones de trabajo químico que puede presentarse en estado sólido, líquido o gaseoso. Los gases inertes más comunes son el nitrógeno y los gases nobles.
Gray (Gy): unidad de la dosis absorbida en el Sistema Internacional de Unidades; es igual a un julio por kilogramo (J/kg).
Higiene industrial: disciplina básica de la Prevención de Riesgos Laborales que tiene por objeto actuar sobre los agentes contaminantes (químicos, físicos o biológicos) que se encuentran en el medio de trabajo y que pueden afectar a la salud de los tra-bajadores (identificación, medición y valoración de estos agentes para su reducción o eliminación).
Hijo: nucleido que se genera en una desintegración radiactiva. (Véase “Padre”).
Incorporación: fenómeno por el cual una sustancia radiactiva existente en el medio exterior, pasa a formar parte del cuerpo humano por inhalación, ingestión, a través de la piel, etc.
Ion: átomo o grupo de átomos que, por pérdida o ganancia de uno o más electrones, ha adquirido carga eléctrica.
Irradiación: acción de someter un material o un ser vivo a la acción de las radiaciones.
Isótopo: cada uno de los distintos nucleidos que tienen el mismo número atómico (número de protones) y, por tanto, pertenecen al mismo elemento químico, pero que difieren entre sí en el número de neutrones.
Límite derivado de concentración en aire: concentración media anual de actividad en aire inhalado, que de ser respirado por el hombre-patrón durante un año laboral de 2.000 horas de trabajo, da lugar a una incorporación igual al límite de incorporación anual. Se expresa en becquerelios por metro cúbico (Bq/m3).
Límite inferior de actividad detectable: cantidad mínima de actividad que es posible medir con el método analítico empleado
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Límite de incorporación anual: actividad que, introducida en el organismo de un indivi-duo, ocasiona una dosis interna integrada igual al límite de dosis anual establecido.
Límites anuales de dosis: valores máximos, referidos siempre a los doce últimos me-ses, de las dosis que pueden ser recibidas por los trabajadores profesionalmente ex-puestos y los miembros del público. Estos valores están fijados legalmente y en ellos no se tiene en cuenta las dosis resultantes del fondo radiactivo natural ni de las expo-siciones sufridas como consecuencia de exámenes o tratamientos médicos. Los límites de dosis se aplican a la suma de las dosis recibidas por exposición externa, durante el período considerado, y de la dosis interna integrada resultante de la incorporación de radionucleidos que haya podido tener lugar durante ese mismo período.
Límites de dosis: valores máximos fijados en el RD 783/2001 para las dosis resul-tantes de la exposición de los trabajadores, personas en formación, estudiantes y miembros del público, a las radiaciones ionizantes consideradas por el presente Re-glamento.
Material radiactivo: según la legislación española, cualquier material que contiene sustancias que emiten radiaciones ionizantes. Según esta definición toda sustancia, incluido el ser humano, es material radiactivo ya que toda sustancia existente contie-ne isótopos radiactivos. Ello no quiere decir que la existencia de esta radiactividad requiera la adopción de algún tipo de medidas de protección radiológica. Cuando se quiere expresar que un material radiactivo contiene radiactividad en una proporción tal que pueda ser necesaria la adopción de algún tipo de medida de cautela, el térmi-no utilizado es el de “sustancia radiactiva”.
Miembro del público: independientemente de su relación laboral, y a efectos exclusiva-mente de su protección radiológica, la legislación española considera miembro del pú-blico a los individuos de la población, a excepción de los trabajadores profesionalmen-te expuestos y de los estudiantes y aprendices durante sus horas de trabajo habitual.
Muela: disco de piedra que se hace girar rápidamente alrededor de un eje y sobre la solera, para moler lo que entre ambas piedras se interpone.
Neutrón: partícula elemental sin carga eléctrica que forma parte del núcleo de los átomos; su masa es de 1,00136 veces la del protón
Nivel de intervención: valor de la dosis equivalente evitable, la dosis efectiva evita-ble o valor derivado, a partir del cual debe considerarse la adopción de medidas de intervención. El valor de dosis evitable o derivado es únicamente el relacionado con la vía de exposición al que deberá aplicarse la medida de intervención.
Número atómico: el número total de protones en el núcleo de un átomo.
Nucleido: especie atómica (conjunto de átomos iguales), caracterizado por el número de protones y de neutrones que posee.
Número de masa atómico: el número total de protones y neutrones en el núcleo de un átomo.
Padre: en una desintegración, nucleido que se desintegra; en una cadena de desinte-gración primer nucleido de la cadena. (Véase “Hijo”).
Partícula alfa: núcleo de helio-4 emitido en el transcurso de una desintegración nu-clear. Por extensión, toda agrupación de dos protones y dos neutrones. Se representa por el símbolo α.
Partícula beta: electrón, positivo o negativo, emitido en la desintegración de un nú-cleo atómico. Se representa por el símbolo β.
Patrón radiactivo: material o equipo que, durante un largo periodo de tiempo, puede considerarse invariable y sirve como último término de comparación en las medidas de una magnitud determinada.
Período biológico efectivo: intervalo de tiempo necesario para que se reduzca a la mitad la cantidad de un radionucleido incorporado a un organismo vivo. En su cálculo se tiene en cuenta que este material desaparece por dos vías simultáneas: desinte-gración radiactiva y eliminación a través de los medios biológicos naturales (sudor, excreciones, etc.).
Periodo de semidesintegración: intervalo de tiempo necesario para que el número de átomos de un nucleido radiactivo se reduzca a la mitad por desintegración espontánea.
Persona en formación o estudiante: a los efectos del RD 783/2001, toda persona que, no siendo trabajador, recibe formación o instrucción en el seno o fuera de una em-presa para ejercer un oficio o profesión, relacionado directa o indirectamente con actividades que pudieran implicar exposición a radiaciones ionizantes.
Población en su conjunto: toda la población comprendiendo los trabajadores expues-tos, los estudiantes y las personas en formación, y los miembros del público.
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Práctica: actividad humana que puede aumentar la exposición de las personas a la radiación procedente de una fuente artificial, o de una fuente natural de radiación cuando los radionucleidos naturales son procesados por sus propiedades radiacti-vas, fisionables o fértiles, excepto en el caso de exposición de emergencia.
Precursor: en una cadena de desintegración, todo radionucleido anterior al considerado.
Protección radiológica: conjunto de normas y prácticas que se utilizan para prevenir los riesgos de la recepción de dosis de radiación y, en su caso, paliar y solucionar sus efectos.
Protón: partícula elemental cuya carga eléctrica es positiva e igual a la del electrón y cuya masa es 1,67 E-27 g. Se encuentra en el núcleo de los átomos.
Radiaciones ionizantes: nombre genérico empleado para designar las radiaciones de naturaleza corpuscular o electromagnética que en su interacción con la materia pro-ducen iones, ya sea de forma directa o indirecta.
Radiactividad: propiedad de algunos elementos químicos de emitir partículas u on-das electromagnéticas. Esta propiedad se debe a la existencia de una descompensa-ción entre el número de neutrones y de protones del núcleo del átomo, que provoca una inestabilidad y una liberación de la energía acumulada en forma de partículas u ondas. La radiactividad natural se debe a elementos que emiten radiaciones espon-táneamente, como es el caso del uranio, el torio, el radón, etc.
Radioisótopo: isótopo radiactivo.
Radionucleido: nucleido radiactivo.
Radiotoxicidad: toxicidad debida a las radiaciones ionizantes emitidas por un radionu-cleido incorporado al organismo y por sus productos resultantes. La radiotoxicidad no solo depende de las características radiactivas del radionucleido, sino también de su estado físico y químico así como del metabolismo de ese elemento en el organismo.
Rayos gamma: radiación electromagnética producida en el fenómeno de desintegra-ción radiactiva. Su longitud de onda es menor que la de los rayos X, por lo que es una radiación extraordinariamente penetrante.
Residuo radiactivo: cualquier material o producto de desecho, para el que no está pre-visto ningún uso, que contiene o está contaminado con radionucleidos en concentracio-nes o niveles de actividad superiores a los establecidos por la normativa reguladora.
Residuos radiactivos de alta actividad:1. Los líquidos altamente radiactivos, conteniendo la mayor parte de los productos
de fisión y algunos actínidos, que se separan en el primer ciclo de extracción con disolventes durante la reelaboración química del combustible irradiado, así como los efluentes relacionados con dicho proceso.
2. El combustible nuclear irradiado, si ha sido declarado residuo.3. Cualquier otro residuo de actividad comparable a uno de los dos anteriores.
Residuos radiactivos de baja actividad: son aquéllos que, por su bajo contenido ra-diactivo, no requieren blindaje durante su manipulación y transporte.
Residuos radiactivos de media actividad: son los de menor nivel de actividad y de generación de calor que los de alta actividad pero que todavía requieren blindaje durante su transporte y manipulación. El término se usa, en forma general, para refe-rirse a todos los residuos no definidos como de alto o de bajo nivel.
Serie radiactiva: cadena de radionucleidos en las que cada miembro se transforma en el si-guiente mediante desintegración radiactiva, hasta llegar finalmente a un nucleido estable.
Sievert (Sv): nombre especial de la unidad de dosis efectiva y equivalente. Un Sievert es igual a un julio por kilogramo: 1 Sv = 1 J kg-1.
Soldadura por arco: el sistema de soldadura eléctrica con electrodo recubierto se caracteriza, por la creación y mantenimiento de un arco eléctrico entre una varilla metálica llamada electrodo, y la pieza a soldar. El electrodo recubierto está consti-tuido por una varilla metálica a la que se le da el nombre de alma, generalmente de forma cilíndrica, recubierta de un revestimiento de sustancias no metálicas, cuya composición química puede ser muy variada, según las características que se requie-ran en el uso. Para realizar una soldadura por arco eléctrico se induce una diferencia de potencial entre el electrodo y la pieza a soldar, con lo cual se ioniza el aire entre ellos (se genera un arco eléctrico) y pasa a ser conductor, de modo que se cierra el circuito. El calor del arco funde parcialmente el material de base y funde el material de aporte, el cual se deposita y crea el cordón de soldadura.
Soldadura TIG: (Tungsten InertGas), se caracteriza por el empleo de un electrodo permanente de tungsteno, aleado a veces con torio o zirconio en porcentajes no su-periores a un 2%. Dada la elevada resistencia a la temperatura del tungsteno (funde a 3410º C), acompañada de la protección del gas, la punta del electrodo apenas se desgasta tras un uso prolongado. Los gases más utilizados para la protección del arco en esta soldadura son el argón y el helio, o mezclas de ambos.
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Sustancia radiactiva: cualquier material que contiene uno o varios radionucleidos cuya actividad deba tenerse en cuenta con fines de protección radiológica.
Tabla periódica de los elementos: es la organización que, atendiendo a diversos crite-rios, distribuye los distintos elementos químicos conforme a ciertas características.
Tasa (de exposición, de dosis, etc.): para cada magnitud, relación entre el incremento que esta experimenta y el intervalo de tiempo en que se ha producido dicho incre-mento. La tasa de desintegración se mide en desintegraciones por segundo (dps); la de exposición en roentgen por hora (R/h); la de dosis absorbida en gray por hora; la de dosis equivalente y dosis efectiva en sievert por hora (Sv/h) o sievert por año (Sv/a); etc.
Tierras raras: mezcla de óxidos e hidróxidos de los elementos del bloque “f” de la tabla periódica de los elementos (de lantano a lutecio, además de escandio e itrio).
Trabajador profesionalmente expuesto: persona que trabaja en presencia de las ra-diaciones ionizantes, de forma que puede recibir más de un décimo de los límites de dosis fijados para los trabajadores. Si es posible que pueda recibir más de 1/10 pero es muy improbable que pueda recibir más de 3/10 de los límites de dosis (más de 5 y menos de 15 mSv) se le clasifica como categoría B. Si es posible que pueda recibir más de 3/10 de los límites fijados (15 mSv) se la clasifica como de categoría A y para él es obligado el uso de un sistema de dosimetría individual
Torio: (de Tor, dios de la mitología escandinava). Elemento químico radiactivo de número atómico 90. Metal del grupo de los actínidos escaso en la corteza terrestre, se encuentra en minerales de las tierras raras. De color plomizo, dúctil y maleable, arde muy fácilmente en el aire. Se usa en la industria nuclear y, aleado, para proporcionar dureza a ciertos metales (símbolo Th, del latín científico thorium).
Tungsteno: del sueco tungsten, piedra pesada, de tung, pesado, y sten, piedra). Verwolframio.
Vida biológica efectiva: media aritmética de la vida de una especie radiactiva en el organismo vivo.
Vida media: media aritmética de la vida de una especie atómica en un estado deter-minado.
Wolframio: (del alemán Wolfram). Elemento químico de número atómico 74. Metal escaso en la corteza terrestre, se encuentra en forma de óxido y de sales en ciertos minerales. De color gris acerado, muy duro y denso, tiene el punto de fusión más elevado de todos los elementos. Se usa en los filamentos de las lámparas incandes-centes, en resistencias eléctricas y, aleado con el acero, en la fabricación de herra-mientas (símbolo W).
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