RIESGOS RADIOLÓGICOS DEL USO DE ELECTRODOS DE TUNGSTENO CON TORIO EN SOLDADURA POR ARCO

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1 RIESGOS RADIOLÓGICOS DEL USO DE ELECTRODOS DE TUNGSTENO CON TORIO EN SOLDADURA POR ARCO

2 Índice Edición: Departament de Treball Autores: Carlos Tapia departamento de física e ingeniería nuclear de la universidad politécnica de cataluña Joaquim Masegú, Lluís Vilaseca, Jaume de Montserrat departamento de trabajo de la generalitat de cataluña BIBLIOTECA DE CATALUNYA DATOS CIP Riesgos radiológicos del uso de electrodos de tungsteno con torio en soldadura por arco Bibliografia. Glossari I. Tapia Fernández, Carlos II. Catalunya. Departament de Treball 1. Radiació Mesures de seguretat 2. Soldadura elèctrica Mesures de seguretat 3. Elèctrodes de tungstè : 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 p.7 p.9 p.10 p.13 p.16 Adoración Pascual, Enrique Gadea centro nacional de condiciones de trabajo del instituto nacional de seguridad e higiene en el trabajo del ministerio de trabajo e inmigración 5 Vías de exposición: irradiación externa y contaminación radioactiva de los trabajadores 5.1 La inhalación de partículas que contengan material radiactivo p.23 p.24 Coordinación editorial: Eva Masana 5.2 Irradiación externa por manipulación de los electrodos 5.3 La ingestión secundaria de material radioactivo p.24 p.25 Diseño gráfico y maquetación: Eumogràfic 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. p.26 Impresión: Ampans 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 p.26 p.31 Tirada: 300 ejemplares D.L. B Dosis por inhalación de partículas que contengan material radiactivo Dosis por exposición externa por manipulación de los electrodos Dosis por exposición externa en la zona de almacenamiento de los electrodos Dosis por ingestión secundaria de material radiactivo p.31 p.35 p.36 p Toma de muestras de polvo en aire y resultados de los análisis p.38 Aviso legal Aviso 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 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.40 p.43 p

3 7 Conclusiones, obligaciones legales y recomendaciones 7.1 Conclusiones 7.2 Obligaciones legales y recomendaciones Obligaciones del empresario y recomendaciones de protección de la salud de los trabajadores por el uso de electrodos de tungsteno toriado 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 p.46 p.46 p.47 p.48 p.53 p.55 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 tablas T.1 Electrodos de tungsteno p.27 p.27 p.30 p.49 p.49 p.51 p.12 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 p.57 p.79 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 p.18 p.20 p.22 p.29 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 p.107 p.129 p.131 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 p.29 p.30 p.33 p.34 p.35 Lista de gráficos G.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) p.7 p.10 p.11 p.13 p.16 T.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 T.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 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 p.39 p.40 p.42 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.17 p.17 p.23 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.44 p.47 p

4 1 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 desintegración durante el cual emiten radiaciones ionizantes. El isótopo principal del torio (Th-232) origina, como consecuencia de su desintegración, una cadena de varios radionucleidos (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. 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 Setenta años más tarde el matrimonio Pierre Curie y Marie Curie puso de manifiesto el carácter radiactivo del elemento. 6 7

5 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 consideración de productos manufacturados con torio natural, o similar, que son transportados 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 etiquetados 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: Como combustible nuclear. Para la fabricación de lámparas electrónicas. Para recubrir los cables de tungsteno usados en equipamiento electrónico. En aleaciones, por ejemplo con magnesio, para mejorar las propiedades a elevadas temperaturas. En aplicaciones con material cerámico de elevada temperatura. La datación radioactiva con uranio/torio se ha usado para datar fósiles de homínidos. Como agente de aleación en estructuras metálicas. El óxido de torio se utiliza en filamentos de las bombillas y, también, en materiales de laboratorio refractarios. La adición de óxido de torio al vidrio ayuda a crear vidrios con un alto índice de refracción y una baja dispersión (obtención de lentes de gran calidad para cámaras y instrumentos científicos). El óxido de torio se utiliza como catalizador en diversos procesos (conversión de amoníaco a ácido nítrico, refinamiento de petróleo o producción de ácido sulfúrico). 1.1 Motivación del trabajo y organismos que han intervenido 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 Departamento 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 polvo 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 legislación nuclear en España en relación con la utilización de tungsteno toriado, mediante 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 citado 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 recomendaciones en el ámbito de la prevención de riesgos laborales de los trabajadores expuestos en las operaciones de soldadura por arco con electrodos de tungsteno con torio en las empresas de Cataluña. 8 9

6 2 Materiales utilizados y comercialización de electrodos En la tabla 1 se muestran los los códigos, la composición y la geometría estandarizada de los electrodos de tungsteno. Gráfico 3 Códigos de colores de los electrodos de tungsteno con torio El uso de electrodos de tungsteno (también llamado wolframio), es común en la industria de la soldadura por arco con protección de gas inerte en la denominada soldadura TIG para corriente alterna y continua (CA/CC); especialmente para soldar aleaciones 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 corriente (emisión termoiónica) así como la duración del electrodo, evita la contaminación en la soldadura y, finalmente, facilita la formación y la estabilidad del arco. WT 10 (1%) Amarillo WT 20 (2%) Rojo WT 30 (3%) Púrpura WT 40 (4%) Naranja Gráfico 2 Diagrama soldadura con arco. En los siete centros de trabajo visitados se ha comprobado el uso de electrodos de torio WT 20 rojo, de diámetros 1,6 mm, 2 mm, 2,4 mm y 3,2 mm; y de longitud 150 mm, predominando el uso de electrodos de diámetro 2.0. Varias de las empresas visitadas también utilizan electrodos de lantano y tierras raras, 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. 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 elemento radiactivo, y presentan ventajas similares. No existe consenso entre los soldadores de acero inoxidable consultados al valorar las ventajas de los electrodos de lantano y tierras raras frente a los electrodos de torio. No obstante, la mayoría opina que los electrodos de torio presentan ventajas. Aviso que contienen la mayoría de las cajas de electrodos de tungsteno toriado. Los desperdicios del afilado y acabado deben ser cuidadosamente eliminados. Estos electrodos para soldar contienen pequeñas cantidades de torio, elemento radiactivo. La introducción de los electrodos de lantano y tierras raras, incluso sin contener ninguno de los elementos anteriores, tiende a la sustitución de los electrodos de torio

7 Tabla 1 Electrodos de tungsteno a) Códigos y composición Código Aditivos de óxidos, % peso Código de color Norma WP Verde DIN/EN WT 10 0,90 1,20 ThO 2 Amarillo WT 20 1,80 2,20 ThO 2 Rojo WT 30 2,80 3,20 ThO 2 Púrpura WT 40 3,80 4,20 ThO 2 Naranja WZ 8 0,70 0,90 ZrO 2 Blanco WL 10 0,90 1,20 LaO 2 Negro WC 20 1,80 2,20 CeO 2 Gris WL 15 1, LaO 2 Oro ANSI/AWS 5.12 WL 20 1,89 2,20 La 2 O 3 Azul INDUSTRIA WOLFRAMIO W 2 Tierras raras Turquesa 3 Procedimiento de soldadura y ciclo de vida del electrodo 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 comprobado que las existencias oscilaban de 1 a 10 cajas. Todos los centros de trabajo disponen de muelas para afilar los electrodos. Nota: los electrodos se clasifican también bajo la norma americana ANSI/AWS 5.12, cuyo código de color difiere de la DIN/ EN Gráfico 4 Ciclo de vida del electrodo b) Dimensiones de los electrodos 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, ,4 ± 0,05 5,0 ± 0,1 12,0 ± 0,

8 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. Se ha medido la pérdida de material por afilado en las muelas, cuyo resultado han sido de medio de 0,1 g por afilado, aunque puede variar según la experiencia del soldador. La pérdida máxima fue de 0,3 g en un afilado inicial. En Cataluña, las empresas que realizan trabajos de soldadura normalmente gestionan estos residuos de acuerdo con la clasificación del Catalogo Europeo de Residuos (CER), dentro del grupo CER 12 y más concretamente CER Residuos de soldadura, 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. En las distintas empresas, se ha medido la longitud de un conjunto de 14 puntas residuales de electrodos. Se ha comprobado que el consumo medio por electrodo es del 68% de su longitud. El material en forma de polvo se dispersa en su en su mayoría en las proximidades de las muelas. A partir del dato anterior se desprende que los restos de electrodos en forma de puntas cilíndricas (de entre 20 y 40 mm de longitud) constituyen el 32% del material inicial y que el resto de material queda disperso en forma de polvo. Las características de las muelas varían según los centros de trabajo. En general predominan las muelas con una protección para evitar que el desprendimiento de virutas 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 generado 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 variado: 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

9 4 Contenido de material radiactivo en los electrodos Gráfico 6 Estructura del átomo y tipo de radiación ionizante Electrón negativo Partícula ALFA Protón positivo Partícula BETA El torio natural contiene el isótopo Th-232, de período 1,4x10 10 años. El torio crea una cadena de isótopos radiactivos (descendientes) que alcanzan un equilibrio secular 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) Neutrón neutro Los átomos poseen un núcleo muy denso, formado por protones y neutrones, y rodeado de una nube de electrones 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. Rayo GAMMA Algunos núcleos son inestables y acaban desintegrándose por si solos, emitiendo partículas alfa y beta, y en muy pocas ocasiones radiación gamma, si bien la emisión alfa o beta va normalmente acompañada de radiación gamma. El resultado es un núcleo que puede ser estable o volverse a desintegrar hasta llegar a serlo. Gráfico 7 Capacidad de penetración de las radiaciones ionizantes 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. α β γ 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 distancia de un metro, aproximadamente, y son detenidas por unos pocos centímetros de madera o una hoja delgada de metal. Las radiaciones gamma recorren cientos de metros en el aire y son detenidas por una pared gruesa de plomo o cemento

10 Tabla 2 Propiedades de la desintegración del torio (Th-232). Energías de las principales radiaciones en MeV (megaelectrovoltios) e intensidades de emisión (%) Nucleido Nombre Período Energía alfa Energía máxima beta Energía gamma 232 Th 92 Torio 1,405x10 10 a 3,952 (23%) - - 4,010 (77%) 228 Ra 90 Mesotorio I 5,75 a 0,055 (100%) Ac 89 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%) 228 Th 90 Radiotorio 1,913 a 5,340 (26,7%) - 0,216 (0,277%) 5,423 (72,7%) 224 Ra 90 Torio X 3,66 d 5,449 (4,9%) - 0,241 (3,9%) 5,685 (95,1%) 220 Rn 88 Emanación torón (Tn) 55,6 s 6,288 (99,93%) - 0,550 (0,07%) 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, siempre 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 electrodo 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 ThO Po 86 Torio A 0,15 s 6,778 (99,999%) Pb 82 Torio B 10,64 h - 0,356 (81%) 0,238 (43,6%) 0,573 (14%) 0,300 (3,34%) 212 Bi 83 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%) Po 86 36% Torio C 3,05 min - 1,28 (25%) 0,511 (21,6%) 208 Tl 81 1,52 (21%) 0,583 (86%) 1,80 (50%) 0,860 (12%) 2,614 (99,79%) 208 Pb 82 Torio D Estable Donde: w es la fracción de masa total del electrodo formada por ThO 2 ; L es la longitud del electrodo (cm); D es el diámetro del electrodo (cm); ρ es la densidad del electrodo, aproximadamente 18,5 g/cm 3 1 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. En la fabricación de electrodos de torio se utiliza el torio en forma de dióxido de torio (ThO 2 ). El torio se encuentra en la tierra en minerales característicos. Para la fabricación del electrodo se utiliza torio, que ha sufrido inicialmente el proceso de concentración 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. Donde: m es la masa de dióxido de torio contenida en un electrodo, expresada en gramos. A e es la actividad específica del torio, en Bq/g, de la Tabla 3. A actividad del electrodo, en Bq

11 Tabla 3 Actividad radiactiva específica del torio Tabla 3 Actividad radiactiva específica del torio a) Actividad radiactiva (Bq) de un gramo de torio que contiene, inicialmente Th-232 y Th-228. T (años) Th-232 Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224 Total cadena ,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 b) Fracción de actividad radiactiva total (normalizada a la actividad de un gramo de torio 232), conteniendo inicialmente Th-232 y Th-228 T (años) Th-232 Ra-228 Ac-228 Th-228 Ra-224 Total cadena ,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 ThO 2 hay que multiplicar el valor de la tabla por 0,878. En la Tabla 4, a modo de ejemplo se indica la actividad de Th-232 contenida en electrodos 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 ThO 2, contienen una actividad radiactiva de Th-232 de 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 x621.4= Bq a los 5 años, y de x621.4= 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

12 Tabla 4 Actividad radiactiva de los electrodos de torio (wolframio) Electrodo % de aleación Dimensiones, mm con ThO 2 D L WT 10 1% 1,6 150 Actividad específica (Bq/g) Actividad electrodo (Bq) Th ,8 Actividad de una caja de 10 electrodos (Bq) Th Vías de exposición: irradiación externa y contaminación radioactiva de los trabajadores 2, , , ,6 447, , , ,2 WT 20 2% 1,6 2,0 2, ,3 795,4 397,7 621,4 894, 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. 3,0 3,2 WT 30 3% 1, , ,7 596, Gráfico 8 Vías de exposición laboral a radiación ionizante en los trabajos con electrodos de tungsteno toriado 2, , , , , , , , , WT 40 4% 1, , , , , , , , , , , 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

13 En la actividad normal de trabajo se pueden presentar las vías de exposición siguientes: La inhalación de partículas que contengan material radiactivo (a) Inhalación en la zona de afilado: La fuente principal de producción de partículas es la operación de afilado. Esta operación en general se realiza en una zona alejada de los puestos de soldadura. La operación es muy rápida (segundos) y se realiza en una muela. Esta operación es la principal 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 instalaciones 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. Irradiación externa por manipulación de los electrodos 5.3 la punta cónica que es la que le permite alcanzar la máxima estabilidad del arco y conseguir una buena calidad de soldadura. Cuando el electrodo tiene aproximadamente un 30% de su longitud inicial, se desecha. En algunas instalaciones los restos de electrodos 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 llevan en el bolsillo una caja de electrodos y/o utilizan restos de electrodos como mondadientes). 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. La ingestión secundaria de material radiactivo 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 observado, 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 posterior 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 Gerona. El programa de mediciones se describe en el apartado siguiente. 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 afilado, 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 originalmente. 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 soldando 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 24 25

14 6 Programa de mediciones de la exposición a radiaciones ionizantes. Toma de muestras en los centros de trabajo y cálculo de las dosis potenciales de los trabajadores expuestos 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 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 fabricación de productos metálicos y de maquinaria en acero inoxidable, en los cuales se realiza 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 principales resultados de las mediciones efectuadas 6.1 Mediciones efectuadas en las instalaciones de los centros de trabajo a) Mediciones de contaminación En las instalaciones de los centros de trabajo se llevaron a cabo mediciones de contaminación 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. 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 detectable 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

15 2) A partir de las mediciones de contaminación beta+gamma y de contaminación alfa se ha valorado el nivel de contaminación en Bq/cm 2. 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/cm 2 /s -1 para medidas de contaminación alfa y 1,40 Bq/cm 2 /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 detectado valores máximos entre 1,5 a 30 Bq/cm 2 en el suelo y entre 0 y 13 Bq/cm 2 en la superficie de las esmoladeras (muelas). Los niveles de contaminación en el suelo descienden a valores comprendidos entre 0 y 3 Bq/cm 2 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/cm 2. b) Mediciones de radiación directa Para 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. Tabla 5 Máximos niveles de contaminación obtenidos en el suelo en la zona de afilado Centro A (Bq/cm 2 ) deducida β+γ A (Bq/cm 2 ) deducida α de trabajo 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 C 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 A (Bq/cm2) deducida β+γ A (Bq/cm2) deducida α de trabajo Máxima Máxima C1 0,53 0,43 C2 1,50 2,26 C3 0,0 0,0 C4 0,0 0,0 C C 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 ThO 2 del 2%), 2 mm de diámetro y 150 mm de longitud es del orden de 0,5 μsv/h

16 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) 6.2 Estimación de dosis a partir de las mediciones efectuadas en los centros de trabajo 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 radionucleidos, 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) 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. 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. Gráfico 11 Consecuencia para la salud de la exposición a radiaciones ionizantes Dosis por inhalación de partículas que contengan material radiactivo Para calcular la dosis por inhalación se aplica la ecuación siguiente: 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 reproductores son 20 veces más sensibles que la piel. 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 m 3 /h y período laboral de h/a. E inh es la dosis efectiva comprometida expresada 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/ m 3 ) 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

17 Para estimar la concentración media en un edificio cerrado a partir de la contaminación 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/cm 2 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/cm 2, en consecuencia las concentraciones máximas en el aire oscilarían entre 7,11x10-3 Bq/m 3 y 0,142 Bq/m 3. 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 inferior 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 espectrometrías 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 h, respectivamente) y en un ambiente de concentraciones de actividad entre 7,11x10-3 Bq/m 3 y 0,142 Bq/m 3, con partículas de 1 μm o 5 μm de tamaño. 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) 2,9x10-5 5x10-4 DMA= 1 μm DMA= 5 μm f 1 e(g) ing Th-232 M 4,2x10-5 2,2x10-7 S -5 2,3x10-5 1,2x10 2x10-4 9,2x10 -, Ra-228 M 2,6x10-6 1,7x10-6 2x10-1 6,7x10-7 Ac-228 F 5,0x10-4 2,5x10-8 5x10-4 4,3x10-10 M -4 5,0x10-8 1,6x10 Th-228 M S 5,0x ,0x10 3,1x ,9x10 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 días. (2) El factor f 1 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/m 3 y 0,142 Bq/m 3. Estas concentraciones suponen entre 0,1 mg/m 3 y 2 mg/m 3 de polvo de tungsteno óxido de torio en aire en las zonas de máxima permanencia. En instalaciones de la industria del metal se detectan concentraciones entre 0,01 y 1 mg/m 3, según la referencia [3], lo que parece confirmar los resultados. 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 (derivada 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

18 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/m 3 ) D (μm) Equilibrio de la cadena (años) 25 7,11x ,11x , , Exposición máxima normal (h/año) 100 7,11x ,11x , , Exposición máxima excepcional (h/año) ,11x ,11x , , Dosis inhalación (msv/a) 0,098 0,013 0,103 0,010 1,953 0,251 2,059 0,206 0,391 0,050 0,412 0,041 7,812 1,002 8,235 0,825 7,821 1,003 8,244 0, ,2 20,0 164,6 16, Dosis por exposición externa por manipulación de los electrodos 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 consideran 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 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 varían 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. Tabla 10 Tiempo de exposición en diferentes operaciones en las cuales se manipulan los electrodos. Distancia entre los electrodos y el cuerpo Operación Afilado Soldadura Operaciones de traslado de los electrodos Tiempo y distancias - 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 - Tiempo de soldadura al año: 500 h a h - Distancia del electrodo a las manos: 2 cm - Distancia del electrodo al cuerpo: > 20 cm - Tiempo de manipulación con las manos: de 5 a 10 horas - Distancia electrodo mano: contacto - Distancia electrodo cuerpo: > 20 cm 34 35

19 En las manos la dosis anual resultante, estaría comprendida entre los valores extremos de la relación: 25 a 50 h/a x (0,1 a 0,3 μsv/h) + (500 a 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 relación: 25 a 50 h/a x (0,1 a 0,3 μsv/h) x (1/800) + (500 a 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. En caso de almacenar decenas de cajas de los diferentes tipos de electrodos mencionados 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 inferior a 1 msv/a, si el puesto de trabajo permanente estuviera a 1 m 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 suplementaria 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 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 Los electrodos se hallan en el interior de cajas de plástico que contienen, normalmente, 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 almacenada 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 permanentes. 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 (ThO 2 ) 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 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 operario en las proximidades del armario se reduce a pocas horas al año En definitiva, se puede indicar que el almacenamiento de decenas de cajas de electrodos (de 10 unidades por caja y características similares a los de la Tabla 4) no representa ningún riesgo radiológico potencial para los trabajadores, siempre y cuando no haya puestos de trabajo permanentes (2.000 horas/año) en las proximidades del armario de almacenamiento. Dosis por ingestión secundaria de material radiactivo La incorporación de material radiactivo por esta vía supone la transferencia de material 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 sugiere, a partir de medidas experimentales, una transferencia de 0,01 g/h a la boca, principalmente a causa de tener las manos contaminadas. Donde E ing es la dosis efectiva por ingestión en Sv/año, I es la incorporación secundaria de polvo en g/h, Ap j es la actividad del polvo del radionucleido j (Bq/g), e ing,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 secundaria de un soldador que trabaja horas/año en un ambiente contaminado. Los coeficientes de dosis que deben utilizarse se indican en la Tabla 8. La composición 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

20 6.3 Toma de muestras de polvo en aire y resultados de los análisis 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 228 Ac, 212 Pb, 212 Bi y 208 Tl, 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 m 3 /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 concentración del resto de radionucleidos de la cadena de desintegración, considerando diversos grados de equilibrio radiactivo del torio. Para ello se ha utilizado la composición de la Tabla 3 y los resultados de los análisis de espectrometría. 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(m 3 ) Comentario Concentración detectada (Bq/m 3 ) trabajo 228 Ac 212 Pb 212 Bi 208 Tl 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 En general, a partir de los resultados de la espectrometría del polvo en aire únicamente se obtuvieron valores de concentración por debajo de los valores de detección, 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 232 Th en las zonas de afilado y en las áreas de trabajo de soldadura son inferiores a 0,06 Bq/m 3 y en algunos casos inferiores a 0,02 Bq/m 3. 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/m 3 y 0,142 Bq/m 3 según se ha comentado anteriormente en el apartado Nótese que las medidas por espectrometría 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

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