ISSN-e: 2697-3650
N
´
umero Especial 2025
Revista Minerva
Vol.6, Short papers, (pp. 33-38)
Tipo de art
´
ıculo: de investigaci
´
on cient
´
ıfica https://doi.org/10.47460/minerva.v6isp.213
Par´ametros de seguridad radiol´ogica y c´alculo de blindaje para una fuente
emisora de radiaci´on ionizante
Radiation safety parameters and shielding calculation for an ionizing radiation emitting
source
Gabriela Bel
´
en Ure
˜
na Callay
1
, gabriela.urena@espoch.edu.ec, https://orcid.org/0009-0001-5842-7379
Juan Daniel Lagua Chango
1
, juan.lagua@espoch.edu.ec, https://orcid.org/0009-0008-9578-9038
Wilian Bravo
2
, wilian.bravo@espoch.edu.ec, https://orcid.org/0000-0002-2599-6532
1
Escuela Superior Polit
´
ecnica de Chimborazo, Facultad de Ciencias, Riobamba–Ecuador.
2
Escuela Superior Polit
´
ecnica de Chimborazo, Facultad de Ciencias Pecuarias, Riobamba–Ecuador.
Recibido(19/03/2025), Aceptado (22/05/2025)
Resumen. El objetivo del estudio fue evaluar la seguridad radiol
´
ogica de un laboratorio de T
´
ecnicas Nucleares de Ecuador
que posee material radiactivo. Inicialmente se delimitaron zonas controladas y supervisadas, luego se determin
´
o la tasa
de dosis en cada una de estas. Con espectroscop
´
ıa gamma se identificaron los radiois
´
otopos presentes, de los cuales el
238
U,
232
Th,
226
Ra,
214
Bi, tuvieron mayor actividad espec
´
ıfica. Para el c
´
alculo de blindaje se us
´
o el m
´
etodo de Tasa de
Dosis M
´
aximas de Proyecto (TDMP), con lo cual se obtuvo el espesor adecuado de plomo (Pb) para blindar el material
radiactivo.
Palabras clave: radiaci
´
on, seguridad radiol
´
ogica, t
´
ecnicas nucleares, protecci
´
on.
Abstract- The objective of this study was to evaluate the radiation safety of a Nuclear Techniques laboratory in Ecuador
that holds radioactive material. Controlled and supervised zones were initially delimited, and the dose rate in each zone
was then determined. Gamma spectroscopy identified the radioisotopes present, of which
238
U,
232
Th,
226
Ra, and
214
Bi
had the highest specific activity. The Maximum Design Dose Rate (MDR) method was used to calculate the shielding,
yielding the appropriate thickness of lead (Pb) to shield the radioactive material.
Keywords: radiation, radiation safety, nuclear techniques, protection.
I. INTRODUCCI
´
ON
La radiactividad se define como un fen
´
omeno f
´
ısico relacionado con la desintegraci
´
on espont
´
anea de diversos
n
´
ucleos at
´
omicos, que producen la emisi
´
on de diferentes part
´
ıculas subat
´
omicas. Asociado a esto, las radiaciones,
desde su descubrimiento han sido aplicadas en diversos
´
ambitos como la energ
´
ıa, la industria, la medicina, entre
otras; evidenciando grandes ventajas, pero tambi
´
en desventajas importantes [1]. Por ello, frente a cada una de
las aplicaciones que se puedan dar, es importante considerar los riesgos asociados y, a su vez, la importancia
de la aplicaci
´
on de las recomendaciones y normas de seguridad establecidas por los organismos competentes.
Respecto a esto, el Organismo Internacional de Energ
´
ıa At
´
omica (OIEA), ha planteado normas de seguridad que
establecen los requisitos del control reglamentario para uso y manejo de los materiales radiactivos, la seguridad
Ure˜na G. et al. Par´ametros de seguridad radiol´ogica y c´alculo de blindaje para una fuente emisora de radiaci´on ionizante
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N
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f
´
ısica de las fuentes y los riesgos asociados a la radiaci
´
on ionizante [2]. A nivel aplicativo se consideran las fuentes
generadoras y emisoras de radiaci
´
on, las cuales son aplicadas para diferentes fines y con ello se deben aplicar
recomendaciones espec
´
ıficas [3]. Al hablar de las fuentes emisoras, generalmente se almacenan en recipientes
s
´
olidos que limitan la posibilidad de fuga del material radiactivo, reduciendo significativamente la exposici
´
on a
la radiaci
´
on externa que las fuentes producen [4].
Un caso puntual, es el de la Escuela Superior Polit
´
ecnica de Chimborazo (ESPOCH) en Ecuador, que posee
un bunker como parte del Laboratorio de T
´
ecnicas Nucleares. En esta instalaci
´
on existe material radiactivo, esta
fuente fue fraccionada y pulverizada y, en la actualidad el polvo se encuentra confinado dentro de un recipiente
sin las condiciones adecuadas. Adem
´
as, el lugar de almacenamiento deber
´
ıa cumplir las normas de seguridad y
protecci
´
on radiol
´
ogica establecidas por la entidad reguladora nacional, que, en el Ecuador, es la Subsecretaria
de Control y Aplicaciones Nucleares (SCAN). Por lo antes mencionado, se considera relevante el estudio del
material radiactivo dentro de este laboratorio, tratando de cumplir con los procesos reglamentarios referentes al
manejo y control de fuentes radiactivas. Se intentan establecer par
´
ametros de seguridad en el
´
area, de manera
que sea posible utilizar las instalaciones de manera adecuada y sin riesgo de exposici
´
on a las radiaciones.
II. METODOLOG
´
IA
Para el c
´
alculo de la tasa de dosis ambiental se utiliz
´
o un contador de radiaci
´
on Geiger-M
¨
uller calibrado, que
es una c
´
amara cil
´
ındrica de ionizaci
´
on que determina y mide la radiaci
´
on ionizante. Se identificaron las zonas
existentes en el bunker del laboratorio, el cual posee cuatro ambientes que se han identificado como habitaciones
A, B, C, D y un ba
˜
no, como se muestra en la Fig. 1. En la habitaci
´
on A, se encuentra el material radiactivo y,
colinda al norte y al este con espacios verdes, al oeste con la habitaci
´
on B y al sur con el ba
˜
no. La habitaci
´
on B,
en cambio limita al norte y al oeste con las
´
areas verdes, al este con la habitaci
´
on A y al sur con la habitaci
´
on
C. La habitaci
´
on C, colinda al norte, al sur y al oeste con
´
areas verdes y al este con el pasillo del bunker. El
espacio D, tiene al sur y al este,
´
areas verdes; al oeste un pasillo y al norte el ba
˜
no.
Fig. 1. Esquema de zonas en el b
´
unker del Laboratorio de T
´
ecnicas Nuclear.
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´
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Posteriormente, se midi
´
o la radiaci
´
on de fondo y se registraron los datos de radiaci
´
on en el interior de la
habitaci
´
on donde se encontraba el material radiactivo (zona controlada), as
´
ı como en las zonas supervisadas.
Se aplicaron diferentes distancias fuente-detector, seg
´
un el entorno: en la habitaci
´
on A se realizaron mediciones
a 20 cm, 50 cm y 100 cm; en la habitaci
´
on B, a 5 cm y 100 cm, considerando un desplazamiento diagonal de
50 cm. En el
´
area D, se efectuaron lecturas en los puntos m
´
as cercanos a la fuente y en la puerta de la habitaci
´
on
C. Finalmente, se tomaron datos en los puntos E y F, correspondientes al ba
˜
no y la ducha, respectivamente
(Figura 1).
En cada punto de medici
´
on se realizaron cinco lecturas de la tasa de dosis ambiental, utilizando un detector
Geiger-M
¨
uller Gamma-Scout de la marca PHYWE, previamente calibrado. A partir de estas lecturas se calcul
´
o
el valor promedio, el cual se multiplic
´
o por el factor de calibraci
´
on del equipo (1,01), obteni
´
endose as
´
ı la tasa
de dosis estimada en cada punto, expresada en µSv h
−1
. La incertidumbre asociada se determin
´
o mediante la
desviaci
´
on est
´
andar de las lecturas. Asimismo, se tuvo en cuenta el l
´
ımite inferior de detecci
´
on del detector,
correspondiente a 0.0001 µSv h
−1
.
Inicialmente se determinaron los is
´
otopos radiactivos presentes en la fuente emisora del b
´
unker del laboratorio.
Se utiliz
´
o un an
´
alisis de contenido radiactivo en muestras de material de roca, desarrollado en el Laboratorio de
An
´
alisis de Radiactividad de la Subsecretar
´
ıa de Control y Aplicaciones Nucleares (SCAN) del Ecuador.
Para el c
´
alculo del espesor del blindaje se aplic
´
o el m
´
etodo de Tasa de Dosis M
´
aximas de Proyecto (TDMP),
considerando la ecuaci
´
on (1), donde
˙
H es la tasa de dosis con blindaje esperada en el punto de inter
´
es a proteger,
con un valor de 0.012 mSv/h;
˙
H
0
es la tasa de dosis de una fuente radiactiva sin blindaje; y e
−µx
es el factor
de atenuaci
´
on, donde µ es el coeficiente de atenuaci
´
on lineal y x el espesor del blindaje [5].
˙
H =
˙
H
0
· e
−µx
(1)
Para calcular la
˙
H
0
de cada is
´
otopo radiactivo de la fuente emisora, cuando
´
esta no posee un medio
absorbente, se utiliza la ecuaci
´
on (2). Aqu
´
ı, A es la actividad de la fuente de radiaci
´
on, τ es la constante
gamma propia de cada is
´
otopo y d se refiere a la distancia fuente-punto a proteger [6].
˙
H
0
=
A · τ
d
2
(2)
Tambi
´
en se requiri
´
o la ecuaci
´
on (3), que permite calcular la actividad espec
´
ıfica de un radiois
´
otopo A. En este
caso, se utiliz
´
o para determinar la actividad inicial A
0
, donde t es el tiempo y λ la constante de desintegraci
´
on
radiactiva correspondiente a cada nucleido [5].
A = A
0
e
−λt
(3)
III. RESULTADOS
Mediante la espectrometr
´
ıa gamma se identificaron los siguientes radiois
´
otopos en la muestra:
214
Pb,
222
Rn,
228
Ac,
212
Pb,
210
Pb,
235
U,
238
U,
232
Th,
226
Ra y
214
Bi. Siendo los cuatro
´
ultimos los que presentaron actividades
espec
´
ıficas de 4,864 × 10
−5
Ci/g, 3,512 × 10
−7
Ci/g, 4,054 × 10
−7
Ci/g y 2,810 × 10
−7
Ci/g, respectivamente,
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´
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coincidiendo con resultados como los de la referencia [7].
Adem
´
as, la radiaci
´
on de fondo promedio en el interior del b
´
unker fue de 0,085 ± 0,038 µSv/h.
A su vez, se determin
´
o la tasa de dosis en cada una de las habitaciones del laboratorio, en la puerta del ba
˜
no
y en la ducha. El valor m
´
as alto fue el tomado en la habitaci
´
on A, a 20 cm de la fuente, con un promedio en
dosis de 4,290 ± 0,163 µSv/h, mientras que el m
´
as bajo se tom
´
o en la ducha con 0,166± 0,037 µSv/h (Tabla 1).
Se evidencia que, a mayor aproximaci
´
on a la fuente, m
´
as alto es el valor de la tasa de dosis ambiental [8].
Tabla 1. Tasa de dosis ambiental de las zonas identificadas
Habitaci´on Ubicaci´on Tasa de dosis (µSv/h)
A A 20 cm de la fuente 4.290 ± 0.163
A A 50 cm de la fuente 3.476 ± 0.049
A A 100 cm de la fuente 1.394 ± 0.085
B A 5 cm de la fuente 0.701 ± 0.048
B A 100 cm de la fuente 0.477 ± 0.065
C Puerta de la habitaci
´
on C 0.295 ± 0.042
D Puerta de la habitaci
´
on D 0.085 ± 0.038
Puerta del ba
˜
no 0.503 ± 0.154
Ducha 0.166 ± 0.037
Considerando las recomendaciones del Organismo Internacional de Energ
´
ıa At
´
omica (OIEA) [9], que establece
como l
´
ımite permisible para el personal ocupacionalmente expuesto (POE) una dosis efectiva de 20 mSv/a
˜
no, es
decir, una dosis m
´
axima de 2,28 µSv/h, se observa que, en la habitaci
´
on A, los valores obtenidos a 20 cm y 50 cm
de la fuente superan los l
´
ımites permisibles recomendados. Se obtuvieron dosis promedio de 4,290 ± 0,163 µSv/h
y 3,476 ± 0,049 µSv/h, excediendo los l
´
ımites en 2,01 ± 0,163 µSv/h y 1,196 ± 0,049 µSv/h, respectivamente.
En los valores medidos en las otras habitaciones se confirm
´
o que la dosis ambiental se encuentra por debajo de
los l
´
ımites establecidos. Para el c
´
alculo del blindaje se identificaron los is
´
otopos radiactivos con mayor actividad
espec
´
ıfica, consider
´
andose necesarios los an
´
alisis de
238
U,
232
Th,
226
Ra y
214
Bi. Estos radiois
´
otopos presen-
tan actividades espec
´
ıficas de 4,864 × 10
−5
Ci/g, 3,512 × 10
−7
Ci/g, 4,054 × 10
−7
Ci/g y 2,810 × 10
−7
Ci/g,
respectivamente.
Aplicando las ecuaciones (1), (2) y (3), se determin
´
o el espesor adecuado del blindaje de plomo (Pb). Para
este an
´
alisis se utiliz
´
o el m
´
etodo de Tasa de Dosis M
´
aximas de Proyecto (TDMP), considerando una distancia
fuente–punto a proteger de 0,5 m. Los coeficientes de atenuaci
´
on en Pb y los valores de la constante gamma
espec
´
ıfica fueron tomados de lo planteado por Unger [10]. Los valores obtenidos se presentan en la Tabla 2.
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Tabla 2. Valores para el c
´
alculo de blindaje de los is
´
otopos radiactivos
Radion´uclido A
0
(Ci) A (Ci)
˙
H
0
(mSv/h)
˙
H
L
(mSv/h) Espesor requerido (cm)
238
U 0,09701 0,09609 0,2527 0,012 2,309
232
Th 0,000702 0,000702 0,00192 0,012 No requerido
226
Ra 0,000811 0,00081 0,000392 0,012 No requerido
214
Bi 0,000562 0,000562 0,018 0,012 0,307
Nota: El espesor de blindaje se calcula
´
unicamente cuando la tasa de dosis ambiental sin protecci
´
on (
˙
H
0
) supera
el nivel de referencia establecido (
˙
H
L
= 0,012 mSv/h). En los casos en que
˙
H
0
≤
˙
H
L
, no se requiere blindaje
adicional.
CONCLUSIONES
El an
´
alisis de la tasa de dosis equivalente ambiental en las distintas zonas evaluadas evidencia que las zonas
correspondientes a las fuentes de
238
U y
214
Bi superan el nivel de referencia establecido para
´
areas ocupadas por
personas (1,2 × 10
−2
mSv/h). Como medida de protecci
´
on radiol
´
ogica, se determin
´
o que estas zonas requieren
la implementaci
´
on de blindaje adicional. El c
´
alculo, basado en la atenuaci
´
on exponencial de la radiaci
´
on, indica
que el espesor de blindaje necesario para reducir la tasa de dosis a niveles aceptables es de 4,25 cm para
238
U y
0,602 cm para
214
Bi, utilizando plomo de alta pureza (densidad 11,34 g/cm
3
). El uso de plomo se justifica por
su alta densidad y coeficiente de atenuaci
´
on lineal, lo cual lo convierte en un material eficaz para este tipo de
radiaciones gamma. Los valores de espesor fueron calculados empleando la relaci
´
on x =
1
µ
ln
˙
H
0
˙
H
L
, considerando
coeficientes de atenuaci
´
on obtenidos de literatura especializada y condiciones experimentales controladas.
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