Caracterización tridimensional de contenedores cilíndricos con emisores de radiación gamma debido a desechos radiactivos

Abstract

Se desarrolló un protocolo reproducible para la caracterización tridimensional de bidones con fuentes radiactivas de radio 226 embebidas en concreto. Para ello se diseñaron mallas ortogonales de 11 × 12 puntos de medición, utilizando detectores Detector de germanio hiperpuro (HPGe) y Detector de yoduro de sodio (NaI) con un colimador de plomo construido a partir de materiales reutilizados. Los espectros gamma obtenidos se procesaron mediante scripts en Python, generando mapas de calor a partir de la intensidad de la radiación. La intersección de las intensidades de ambas mallas permitió ubicar los focos radiactivos con una resolución centimétrica y obtener una visualización tridimensional del contenido del bidón. Se evaluó la atenuación de cinco energías gamma asociadas al radio 226 y a sus productos de decaimiento, considerando diferentes espesores y proporciones de plomo y concreto como materiales de blindaje. Además, se estimó la dosis individual recibida durante la práctica, resultando muy inferior a los límites de exposición ocupacional, garantizando la seguridad radiológica de la práctica. Los montajes de caracterización y verificación fueron realizados con recursos del Servicio Geológico Colombiano y para la calibración de los equipos de espectrometría gamma se emplearon fuentes patrón del inventario de la ICGDR. Este trabajo ofrece una metodología aplicable, no intrusiva y segura para apoyar la toma de decisiones sobre recuperación de desechos históricos cementados, y fortalece las capacidades nacionales en caracterización radiológica avanzada. (Texto tomado de la fuente).

A reproducible protocol was developed for the three-dimensional characterization of drums containing radium-226 radioactive sources embedded in concrete. For this purpose, orthogonal grids of 11 × 12 measurement points were designed, using High-Purity Germanium Detector (HPGe) and sodium iodide (NaI) detectors with a lead collimator built from reused materials. The gamma spectra obtained were processed using Python scripts, generating heat maps based on radiation intensity. The intersection of intensities from both grids allowed locating the radioactive hotspots with centimeter resolution and obtaining a three-dimensional visualization of the drum’s content. The attenuation of five gamma energies associated with radium-226 and its decay products was evaluated, considering different thicknesses and proportions of lead and concrete as shielding materials. In addition, the individual dose received during the procedure was estimated, resulting well below the occupational exposure limits, thus ensuring radiological safety during the activity. The characterization and verification setups were carried out using resources from the Colombian Geological Survey, and the calibration of the gamma spectrometry equipment was performed using standard sources from the inventory of the Centralized Facility for Radioactive Waste Management (ICGDR). This work offers an applicable, non-intrusive, and safe methodology to support decision-making on the recovery of historically cemented waste and strengthens national capabilities in advanced radiological characterization.