Estudio y evaluación del impacto radiológico producido por las actividades de diversas industrias no nucleares del sur de España: industrias de ácido fosfórico

Estudio y evaluación del impacto radiológico producido por las actividades de diversas industrias no nucleares del sur de España Industrias de ácido fosfórico Colección Informes Técnicos 29.2011 E CSN Estudio y evaluación del impacto radiológico producido por las actividades de diversas industrias no nucleares del sur de España Industrias de ácido fosfórico Estudio y evaluación del impacto radiológico producido por las actividades de diversas industrias no nucleares del sur de España Industrias de ácido fosfórico Autores: Universidad de Sevilla Universidad de Huelva (Física Nuclear Aplicada) Física de las Radiaciones y Medio Ambiente Rafael García-Tenorio Juan Pedro Bolívar (codirector) (codirector) Guillermo Manjón Federico Vaca José María Abril Enrique Gutiérrez San Miguel Santiago Hurtado Juan Luis Aguado José Luis Más José Luis Más María Villa Juan Pedro Pérez Juan Mantero Manuel Gázquez Consejo de Seguridad Nuclear José Luis Martín Matarranz (supervisión) Colección Informes Técnicos 29.2011 Colección Informes Técnicos Referencia INT-04-25 © Copyright 2011, Consejo de Seguridad Nuclear Edita y distribuye: Consejo de Seguridad Nuclear Pedro Justo Dorado Dellmans, 11 28040 - Madrid-España www.csn.es [email protected] Maquetación: Pilar Guzmán Impresión: Tintas & Papel Depósito legal: M-38054-2011 Impreso en papel Desde hace aproximadamente 40 años, en las proximidades de la ciudad de Huelva y más concretamente en los márgenes de la ría formada en la confluencia de las desembocaduras de los ríos Tinto y Odiel, se localiza un gran complejo de industria química básica que incluye, entre otras, diversas plantas dedicadas a la producción de ácido fosfórico a partir del tratamiento de roca fosfática importada, mayoritariamente de origen sedimentario marino. El ácido fosfórico producido es utilizado principalmente para la posterior fabricación de fertilizantes fosfatados, polifosfatos sódicos para detergentes y otras aplicaciones. El proceso de producción de ácido fosfórico en dichas plantas se basa en el ataque de la roca fosfática con ácido sulfúrico al 70%, reacción que origina ácido fosfórico, y como subproducto, un sólido denominado fosfoyeso (FY), compuesto mayoritariamente por sulfato cálcico dihidratado (CaSO4H2O). De forma muy simplificada, la reacción química producida es: Roca fosfática + Ácido sulfúrico →→Ácido fosfórico + Fosfoyeso Las mencionadas plantas son actualmente las mayores productoras de ácido fosfórico en el ámbito de la Unión Europea. En ellas se procesan anualmente aproximadamente unos dos millones de toneladas de roca fosfática para la producción de un millón de toneladas de ácido fosfórico al 54% y la generación de unos tres millones de toneladas de fosfoyeso seco. Hasta finales de 1997, la gran mayoría del fosfoyeso generado (el 80%) fue apilado en balsas situadas en las marismas del río Tinto, en las cercanías de las plantas de producción, mientras que el restante 20% se vertía directamente al canal principal de la Ría del Odiel. Asimismo, todo el agua utilizada para su bombeo en suspensión (20% de fosfoyeso y 80% de agua marina), desde las fábricas hasta las balsas, se liberaba hacia el medio acuático. A partir del año 1998, las dos fábricas de producción de ácido fosfórico (Foret y Fertiberia) comenzaron a trabajar en ciclo cerrado, de manera que en la actualidad, los vertidos líquidos son prácticamente despreciables en relación al sistema de gestión anterior. 5 Introducción Las industrias de producción de ácido fosfórico, son un ejemplo típico de industrias denominadas NORM (acrónimo de Naturally Occurring Radioactive Material). Las industrias NORM se caracterizan por, o bien utilizar materia prima que presenta la particularidad de contener concentraciones elevadas de radionucleidos naturales, o bien, y debido a las características de su proceso de producción, por generar productos comerciales y/o subproductos o residuos enriquecidos en los mencionados radionucleidos. En ellas, y atendiendo al Real Decreto 783/2001 sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes actualmente vigente en nuestro país (título VII), se deben realizar los estudios necesarios a fin de determinar si existe un incremento significativo de la exposición recibida por los trabajadores o los miembros del público que no pueda considerarse despreciable desde el punto de vista de la protección radiológica. A la vista de los resultados obtenidos en dichos estudios, el Consejo de Seguridad Nuclear definirá las actividades laborales que deben ser objeto de especial atención y sujetas a control, y establecerá, cuando sea necesario, las medidas correctoras destinadas a reducir las exposiciones y/o la aplicación de medidas de protección radiológica. La roca fosfática utilizada como materia prima en las plantas de producción de ácido fosfórico de Huelva proviene fundamentalmente de Marruecos y contiene concentraciones de actividad en torno a 1,5 103Bq/kg de 238U en equilibrio secular con todos sus descendientes (Bolívar et al., 1996). Esta concentración es un factor 30-50 superior a los valores típicos encontrados en suelos de nuestro país, lo que convierte a la industria de producción de ácido fosfórico en una de las actividades laborales típicas, en las cuales los estudios indicados en el mencionado título VII del Real Decreto sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes deben ser realizados. Por otra parte, en el proceso de producción utilizado en las plantas onubenses, el contenido radiactivo originalmente presente en la roca fosfática, experimenta un fraccionamiento selectivo. En este sentido, la gran mayoría de los isótopos de uranio experimentan su disolución en el proceso, acompañando por tanto al ácido fosfórico producido, mientras que por el contrario el 90% o más del 226Ra, 210Pb y 210Po (presentes originalmente en la roca fosfática) terminan asociados al fosfoyeso (Bolívar et al., 1996; Bolívar et al., 1998). Concentraciones medias de 226Ra, 210Pb y 210Po en torno a los 7 102Bq/kg son encontradas en los fosfoyesos generados (Más et al., 2006), pero con una amplia variabilidad (se han medido valores superiores o inferiores de hasta un factor 3). Por tanto, y atendiendo a los contenidos radiactivos naturales presentes en la materia prima y en el subproducto generado, ha sido necesario realizar los estudios pertinentes para evaluar si existe un incremento significativo de la exposición de los trabajadores o del público que no pueda considerarse despreciable tanto en el interior de las plantas, donde se realiza el proceso de producción, como en la gestión que se realiza del fosfoyeso generado. Los estudios anteriormente indicados, y la evaluación correspondiente, a la luz del título VII del Real Decreto 783/2001 sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes se recogen en esta publicación. Adicionalmente, se ha realizado una evaluación sobre el impacto radiológico ambiental ocasionado por la actividad laboral bajo consideración, que también será detallada y discutida en la parte final de este estudio. ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 6 Introducción . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5 Resumen del proyecto. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9 Análisis radiométrico de muestras colectadas en el proceso industrial . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11 Balance radiactivo en el interior de la fábrica . . . . 23 Evaluación radiológica en el interior de la fábrica. 27 Diagnóstico de las actividades realizadas en el interior de la fábrica . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 37 Descripción y caracterización radiológica de la zona de apilamiento de los fosfoyesos . . . . . . . . . . 41 Evaluación radiológica asociada a la gestión de los fosfoyesos generados. . . . . . . . . . . . . . . . . . 53 Diagnóstico de las actividades asociadas a la gestión de los fosfoyesos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 63 Impacto radiológico ambiental en la ría de Huelva. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 65 Diagnóstico ambiental en el entorno del Polo Químico de Huelva. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 75 Resumen y conclusiones finales. . . . . . . . . . . . . . . 79 Referencias bibliográficas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81 7 Sumario en la tabla 1.1 son pues representativos de los típicamente involucrados en el proceso industrial. Sólo de forma bastante esporádica y excepcional, se procesa en las factorías de Huelva roca de origen ígneo procedente de Kola que presenta niveles de radiactividad claramente inferiores a la procedente de Marruecos. Dada la utilización casi anecdótica de la roca ígnea de Kola en el proceso industrial analizado, los resultados que a continuación se muestran en otras etapas se corresponden a los obtenidos cuando se procesaba roca sedimentaria procedente de Marruecos. En la tabla 1.2, se presentan los resultados obtenidos en el análisis de dos muestras recogidas en la etapa de ataque o reacción. Estas muestras, obtenidas en el digestor donde la roca fosfática es atacada por el ácido sulfúrico, se corresponden con: a) Fracción líquida del reactor, formada esencialmente por el ácido fosfórico resultante de la reacción (muestra conocida como pulpa líquida). b) Fracción sólida del reactor formada por una mezcla de fosfoyeso y ácido fosfórico remanente, así como una proporción de fosfato roca sin reaccionar (muestra conocida como pulpa sólida). En los resultados obtenidos, se observa ya el fraccionamiento que ocurre en el proceso de producción de ácido fosfórico por la vía húmeda. En este proceso, los isótopos de U, muy soluble, tienden a asociarse a la fracción de ácido fosfórico mientras que los isótopos de radio tienden a seguir a la fracción de fosfoyeso (Bolívar et al., 1996). Ello se pone de manifiesto, particularmente, en los resultados obtenidos en la muestra de pulpa líquida (alto valor de 238U, muy pequeña la concentración de 226Ra), mientras que en la muestra de pulpa sólida se obtiene una concentración de 238U no despreciable frente a la de 226Ra porque adicionalmente al fosfoyeso quedan remanentes de ácido fosfórico no suficientemente separados (enriquecidos en 238U) y restos de roca fosfática que no han experimentado su ataque y fraccionamiento. En la tabla 1.3, se recopilan los resultados obtenidos en el análisis radiométrico de dos muestras de agua tomadas también en la etapa de ataque del proceso industrial: –Agua 1: alícuota del agua procedente de un embalse de la Confederación Hidrográfica del Guadiana, que se introduce en el proceso para compensar en el circuito cerrado las pérdidas de esta materia que se producen fundamentalmente por evaporación. –Agua 2: muestra del agua utilizada en el proceso de ataque para diluir, hasta una concentración del 70%, el ácido sulfúrico utilizado para atacar la roca molida, y con ello maximizar la eficiencia del ataque. Es una mezcla del agua 1 con los condensados obtenidos en el proceso de ataque y con aguas procedentes de las balsas de almacenamiento de fosfoyeso. ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 14 Muestras de la sección de ataque ácido. Roca originaria de Marruecos Concentraciones de actividad (Bq/kg) Tipo de muestra 238U226Ra 228Ra Pulpa líquida 1.340 ± 90 5 ± 1 < 1,1 Pulpa sólida 950 ± 60 811 ± 42 14 ± 2 Tabla 1.2. Concentraciones de actividad (Bq/kg) determinadas para diversos radionucleidos de la serie del uranio (238U, 226Ra) y de la serie del torio (228Ra) en muestras de la etapa de ataque ácido de una de las plantas de Fertiberia en Huelva Los resultados obtenidos para el agua procedente del embalse, son los esperados (típicos de aguas superficiales no afectados por aportes antropogénicos de radiactividad natural), mientras que de los resultados obtenidos en el análisis del agua 2, se infiere, que debido a los procesos de recirculación, una cantidad no despreciable de radiactividad acompaña al ácido sulfúrico cuando éste se mezcla con la roca fosfática ya molida para producir su reacción y la formación del ácido fosfórico. Este agua 2 se encuentra enriquecida fundamentalmente en 238U, por los motivos que se explicarán cuando se analice el proceso de transporte del fosfoyeso desde las plantas de producción a sus balsas de apilamiento, y permite explicar el uranio en exceso respecto a su descendiente 226Ra existente en el proceso de digestión. En la tabla 1.4, se muestran los resultados obtenidos en el análisis de las muestras relativas a la etapa de filtración. En esta etapa del proceso industrial, la pulpa sólida procedente del reactor es lavada y filtrada varias veces, para la separación y aprovechamiento del ácido fosfórico remanente en ella. Por ello las muestras analizadas se corresponden con: a) Fosfoyeso procedente del reactor antes de ser sometido a los sucesivos lavados (prácticamente se corresponde con la muestra de pulpa sólida recogida en la etapa anterior, ver tabla 1.2). b) Fosfoyeso obtenido después de ser sometido al primer proceso de lavado y filtración. c) Fosfoyeso obtenido después de ser sometido al segundo proceso de lavado y filtración. d) Fosfoyeso sometido ya a todos los procesos de lavado y filtración programados, y recogido justo antes de ser mezclado con agua dulce para su traslado a las balsas de apilamiento. Análisis radiométrico de muestras colectadas en el proceso industrial 15 Muestras de la sección de filtración. Roca originaria de Marruecos Concentraciones de actividad (Bq/kg) Tipo de muestra 238U226Ra 228Ra a) Yeso antes de lavado 810 ± 50 880 ± 40 14 ± 2 b) Yeso después del primer lavado 460 ± 30 1.040 ± 50 15 ± 2 c) Yeso después del segundo lavado 450 ± 30 1.000 ± 50 17 ± 2 d) Yeso justo antes de su salida a las balsas 310 ± 20 900 ± 50 14 ± 2 Tabla 1.4. Concentraciones de actividad (Bq/kg) determinadas para diversos radionucleidos de la serie del uranio (238U, 226Ra) y de la serie del torio (228Ra) en muestras recogidas en la etapa de filtración de una de las plantas de Fertiberia Muestras de la sección de ataque ácido. Roca originaria de Marruecos Concentraciones de actividad (Bq/kg) Tipo de muestra 238U234U230Th 210Po Agua 1 54 ± 4 51 ± 4 N.D. 2,0 ± 0,1 Agua 2 440 ± 20 450 ± 20 27 ± 10 130 ± 5 Tabla 1.3. Concentraciones (Bq/m3) de 238U, 234U, 230Th y 210Po en muestras de aguas recogidas en la etapa de ataque del proceso industrial de Fertiberia, cuando se procesaba en su interior roca fosfática procedente de Marruecos Los resultados obtenidos mostraron en primer lugar las elevadas y uniformes concentraciones de 226Ra en las muestras de fosfoyeso, con independencia de la etapa de lavado en que se hubieran muestreado y una disminución gradual y sistemática de la concentración de uranio a lo largo de toda esta etapa. Ello pone de manifiesto: a) La fuerte asociación del radio existente originalmente en la roca fosfática a la fracción de fosfoyeso (para comprender y correlacionar las concentraciones de este elemento obtenidas en los fosfoyesos con las presentes originalmente en la roca fosfática hay que tener en consideración que en valor medio por cada gramo de roca fosfática tratada se forma 1,5-1,6 gramos de fosfoyeso), b) La presencia de una considerable fracción del 238U detectado en los yesos antes de su lavado, en asociación con el P2O5remanente en ellos. Conforme estos yesos son sucesivamente lavados y filtrados, la fracción de P2O5disminuye, y con ello la cantidad de uranio (Bolívar et al., 1998). En la tabla 1.5, se recopilan, por otra parte, los resultados obtenidos en el análisis de cinco muestras de ácido fosfórico, con una riqueza que oscila entre el 5 y el 54%, y que fueron recogidas en diversas etapas del proceso (filtración, concentración) cuando en el interior de la fábrica se trataba roca fosfática procedente de Marruecos. Es de reseñar la especial dificultad encontrada para el tratamiento radioquímico de estas muestras, lo que confiere especial valor a los resultados obtenidos. Estos resultados ratifican la tendencia del uranio (238U, 234U) originalmente presente en la roca fosfática a ser solubilizado y estar presente en disolución en el ácido, mientras que, por el contrario esa tendencia es prácticamente nula en el caso del 226Ra y bastante pequeña para el 210Pb. ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 16 Tipo de muestra 238U234U230Th 226Ra 210Pb 228Ra 40K H3PO4 5% 289 ± 19 290 ± 19 4,2 ± 0,3 1,8 ± 0,2 <135 <1,5 6,3 ± 1,3 H3PO412% 464 ± 37 466 ± 37 80 ± 11 6,1 ± 0,5 <225 <1,9 13,2 ± 2,1 H3PO427% 1.072 ± 113 1.091 ± 115 229 ± 27 5,6 ± 0,5 78 ± 15 <1,8 9,7 ± 2,2 H3PO432% 1.303 ± 68 1.321 ± 73 – 3,6 ± 0,3 <135 <0,9 7,3 ± 0,9 H3PO454% 1.833 ± 180 1.807 ± 177 – 7,9 ± 0,5 109 ± 14 <1,0 13,3 ± 1,3 Tabla 1.5. Concentraciones másicas (Bq/kg) de 238U, 234U, 230Th, 226Ra, 210Pb y 228Ra determinadas en muestras de P2O5de distinta riqueza, recogidas cuando se procesaba roca fosfática procedente de Marruecos en una de las plantas de Fertiberia La asociación prácticamente total y uniforme del uranio a la fracción de ácido fosfórico queda por otra parte de manifiesto observando la perfecta correlación existente entre las concentraciones de 238U y 234U y el grado de riqueza del P2O5analizado (coeficiente de regresión superior a 0,98), así como la existencia de cocientes de actividad 234U/238U iguales a la unidad en todas las muestras de P2O5analizadas. Finalmente, en la tabla 1.6, se han recopilado los resultados obtenidos analizando diversos fertilizantes fosfatados producidos, utilizando ácido fosfórico generado en las plantas de Huelva, así como algunas materias primas (potasa, urea) utilizadas para la producción de estos fertilizantes. Las muestras de fertilizantes fosfatados se corresponden con: a) Fosfato monoamónico (MAP) constituido por un 10% de nitrógeno amoniacal y 51,5% de fósforo como P2O5. b) Fosfato diamónico (DAP) constituido por 18% de nitrógeno amoniacal y 46% de fósforo como P2O5. c) Fertilizante NPK 15/15/15, constituido por un 15% de nitrógeno amoniacal (NH3), un 15% de fósforo como P2O5y un 15% de potasio como K2O. d) Fertilizante NPK 8/24/8. En cuanto a las materias primas adicionales, se han analizado a) Potasa (cloruro potásico) con una concentración mínima de óxido potásico del 59,5%. b) Urea, formada por una concentración mínima del 46% de nitrógeno. Los resultados obtenidos para los fertilizantes fosfatados fueron totalmente coherentes con los obtenidos previamente analizando las muestras de ácido fosfórico, pues mostraron el elevado enriquecimiento en isótopos de uranio, en clara correlación con el porcentaje de P2O5en su composición. Por el contrario, las concentraciones de 226Ra y 210Pb fueron claramente inferiores al haberse asociado estos radionucleidos con anterioridad mayoritariamente al subproducto fosfoyeso. Es de reseñar también las altas concentraciones de 40K en los fertilizantes NPK, en justa correspondencia con la proporción de potasio presente en su composición. Las materias primas adicionales analizadas (potasa, urea) presentaron concentraciones muy bajas de los radionucleidos de la serie del uranio y del torio, reflejando la actividad de 40K en la potasa la proporción de K2O presente en dicha muestra, validando de esta forma el método de medida por espectrometría gamma. Obviamente, con los datos mostrados hasta ahora en este apartado, es posible obtener una información significativa de la distribución de diversos radionucleidos naturales en el interior de una de las plantas que tiene la fábrica de Fertiberia en Huelva dedicada a la producción de ácido fosfórico. Se posee además una elevada cantidad de resultados adicionales, que no se incluyen en este informe por jugar un papel menor o secundario en el flujo de radionucleidos, aunque sí merece mencionarse a continuación, los especiales esfuerzos realizandos para la identificación y posterior análisis de muestras correspondientes a lo que podemos denominar “puntos calientes” (desde el punto de vista radiactivo) del proceso. En este sentido: a) Se recogieron y analizaron radiométricamente dos muestras de limos (sludges) procedentes del tanque de decantación del ácido fosfórico situado en la Análisis radiométrico de muestras colectadas en el proceso industrial 17 Tipo de muestra MAP DAP NPK 15/15/15 NPK 8/24/8 Potasa Urea 238U1.783 ± 169 1.680 ± 149 539 ± 35 862 ± 57 15 ± 2 15 ± 1 234U1.773 ± 68 1.789 ± 158 547 ± 35 862 ± 50 15 ± 2 14 ± 1 230Th 14 ± 1 – 290 ± 13 535 ± 23 21 ± 2 7 ± 1 226Ra 48 ± 2 45 ± 2 8 ± 1 32 ± 2 < 1,0 < 1,3 210Pb 60 ± 16 247 ± 30 < 230 < 230 < 165 – 228Ra < 1,6 < 2,3 < 3,2 8 ± 1 < 2,7 < 1,0 40K13 ± 3 14 ± 3 4.000 ± 200 2.200 ± 110 15.700 ± 800 < 11 Tabla 1.6. Concentraciones másicas (Bq/kg) de 238U, 234U, 230Th, 226Ra, 210Pb, 228Ra y 40K determinadas en muestras de fertilizantes fosfatos producidos por Fertiberia, así como en materias primas utilizadas en la producción de dichos fertilizantes (ver texto) factoría analizada. La primera de las muestras correspondía a los limos decantados en el fondo del tanque, mientras que la segunda era de limos flotantes en su superficie. Ambas muestras, antes de las determinaciones radiométricas, fueron filtradas, con la consiguiente obtención de dos fracciones: fracción líquida y fracción sólida. Los resultados obtenidos se muestran en las tablas 1.7 y 1.8. ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 18 Concentraciones (Bq/kg) en limos del fondo del tanque de P2O5 Fracción 238U230Th 226Ra 210Pb Líquida 2.100 1.250 7,5 45 Sólida 1.250 2.000 4.300 2.000 Tabla 1.7. Concentraciones de actividad (Bq/kg) determinadas para diversos radionucleidos de la serie del uranio (238U, 230Th, 226Ra y 210Pb) en las fracciones líquida y sólida de una muestra de limos (sludges) recogida del fondo del tanque de almacenamiento de P2O5de una de las plantas de Fertiberia en Huelva Concentraciones (Bq/kg) en limos que flotan en el tanque de P2O5 Fracción 238U230Th 226Ra 210Pb Líquida 1.250 250 4,5 85 Sólida 900 900 1300 1.400 Tabla 1.8. Concentraciones de actividad (Bq/kg) determinadas para diversos radionucleidos de la serie del uranio (238U, 230Th, 226Ra y 210Pb) en las fracciones líquida y sólida de una muestra de limos (sludges) recogidos en la superficie del tanque de almacenamiento de P2O5de una de las plantas de Fertiberia en Huelva Los resultados obtenidos ponen de manifiesto las concentraciones muy elevadas observadas para todos los radionucleidos analizados de la serie del uranio en las fracciones sólidas de estos limos, con un especial enriquecimiento en 226Ra y 210Pb, mientras que las fracciones líquidas asociadas destacan por las elevadas concentraciones de uranio y, en menor medida, de 230Th. Estos resultados, claramente asociados a los obtenidos previamente en las etapas de ataque y filtración (tablas 1.2 y 1.3), indican que la fracción líquida de estos limos debe estar formada fundamentalmente por ácido fosfórico de producción o enriquecido, mientras que la fracción sólida se debe corresponder con partículas sólidas de fosfoyeso con un tamaño lo suficientemente pequeño para poder haber pasado el proceso de filtración, y con una elevada afinidad (por su muy alta relación superficie/volumen) al 226Ra y el 210Pb. Estas fracciones sólidas presentan además la particularidad de poseer una elevada fracción de materia orgánica y un elevado contenido de fósforo. Este fósforo trata de ser recuperado al máximo en el proceso, reciclando los limos generados en los depósitos mediante su traslado e introducción en los digestores, donde se mezcla con roca fosfática y experimenta el ataque ácido. Estos limos o lodos, no pueden considerarse por lo tanto como residuos del proceso que necesiten un protocolo de gestión bien para su almacenamiento en lugares permitidos, bien para su tratamiento e inertización por empresas especializadas. Análisis radiométrico de muestras colectadas en el proceso industrial 19 Fracción 238U230Th 226Ra 210Pb Telas de filtros 290 – 3.300 2.300 Residuos en filtros 570 – 2.100 1.000 Costras (scales)980 – 1.400 2.000 Tabla 1.9. Valores medios de concentraciones de actividad (Bq/kg) en muestras correspondientes a “puntos calientes” del proceso industrial b) Se recogieron muestras de costras (scales) de algunas tuberías (durante el proceso de mantenimiento de la factoría), así como muestras de telas utilizadas en el proceso de filtrado del fosfoyeso. Los valores medios obtenidos en el análisis de estas muestras se encuentran compilados en la tabla 1.9, y ponen de manifiesto la acumulación fundamentalmente de 226Ra y 210Pb en costras y telas del proceso de filtración, y la necesidad de realizar, con gran precaución desde el punto de vista radiológico, las labores de mantenimiento y limpieza en el proceso industrial (el cambio periódico de las telas de filtrado y la eliminación de costras que pueden obturar el sistema de tuberías dando lugar a exposiciones directas y a dosis por inhalación que necesitan ser controladas). La presencia de incrustaciones o scales recubriendo las paredes interiores de algunas tuberías, principalmente en la zona de filtración, es un hecho común en este tipo de plantas (IAEA, 2007) y tienen su origen fundamentalmente en la precipitación y adhesión a las superficies de elementos alcalinotérreos asociados a cambios de variables físicas (presión, temperatura) que afectan a su solubilidad. En este estadio es necesario volver a mencionar que la roca fosfática procesada en las factorías de Huelva, se corresponde mayoritariamente con roca de origen sedimentario procedente de Marruecos. Los resultados mostrados hasta ahora son pues representativos de los típicamente involucrados en el proceso industrial. Sólo, como se indicó con anterioridad, y de forma bastante esporádica y excepcional, se procesa en las factorías de Huelva roca de origen ígneo procedente de Kola, la cual presenta niveles de radiactividad claramente inferiores a la procedente de Marruecos. Determinaciones radiométricas realizadas en el laboratorio sobre varias alícuotas de roca fosfática procedente de Kola han permitido observar la existencia de equilibrio secular entre los radionucleidos de las distintas series naturales, y determinar los siguientes valores medios de concentraciones: Radionucleidos de la serie del uranio: 70 Bq/kg Radionucleidos de la serie del torio: 110 Bq/kg Potasio-40: 30 Bq/kg Dada la utilización casi anecdótica de la roca ígnea de Kola en el proceso industrial analizado, el estudio de la distribución de los radionucleidos cuando este tipo de roca estaba siendo procesada ha sido menos exhaustivo, aunque sí se ha analizado un conjunto de muestras clave, recogidas en las zonas de molienda, ataque y filtración. Los resultados obtenidos se encuentran recopilados en la tabla 1.10. De forma resumida, es posible destacar los siguientes comentarios: a) Las concentraciones de los radionucleidos de la serie del uranio en la roca ígnea de Kola son claramente inferiores que en la roca fosfática sedimentaria, tal y como era esperado, aunque, por otra parte, son un factor 3 superiores a los valores típicos encontrados en suelos no perturbados. Por el contrario, las concentraciones de 228Ra en dicha roca, indican la presencia en ella de los radionucleidos de la serie del torio en unos niveles claramente superiores a los encontrados en las rocas de origen marroquí. b) Se observa, en similitud también a lo obtenido con la roca fosfática procedente de Marruecos, un fraccionamiento en la zona de ataque, con la presencia de la mayoría del 226Ra, 228Ra y 210Pb en la pulpa sólida (mayoritariamente fosfoyeso), y la presencia del uranio fundamentalmente en la pulpa líquida (mayoritariamente P2O5). Por otra parte, no han de extrañar los elevados valores de 238U y 234U encontrados en la pulpa líquida, pues adicionalmente a la tendencia del uranio presente en la roca a asociarse a esta fracción, hay que tener presente la entrada en el proceso de cantidades apreciables de U con el ácido sulfúrico diluido al 70% utilizado en la reacción de ataque. En este mismo informe se muestra que para la dilución de este ácido sulfúrico se utilizan aguas enriquecidas en estos isótopos por estar formadas, una fracción de ellas, por aguas del circuito cerrado utilizado para el transporte del fosfoyeso a sus balsas de apilamiento. c) Finalmente, se observa también la eficacia de los sucesivos lavados aplicados en la etapa de filtrado del proceso, reflejado en la disminución progresiva de las concentraciones de los isótopos de uranio en los yesos. Ello indica la extracción de remanentes de ácido fosfórico en los sucesivos lavados. Por el contrario, las concentraciones de 226Ra y 210Pb en los yesos permanecen inalterables con los sucesivos lavados, este hecho indica la fuerte asociación de estos radionucleidos a este subproducto y su consiguiente baja solubilidad. Esta baja solubilidad se pone de manifiesto, por ejemplo, en que la concentración de saturación del 226Ra en las aguas que recirculan desde las balsas a la fábrica es muy uniforme y unas 200 veces inferior a la obtenida para el U (sobre 1 Bq/l y 200 Bq/l, respectivamente). Estos últimos resultados, ratifican conclusiones obtenidas previamente en experimentos de laboratorio de lixiviación realizados por el grupo de investigación, en los que mezclando yeso con agua dulce en la proporción utilizada por las fábricas para bombear los fosfoyesos a las balsas se observó que la fracción de uranio presente originalmente en el yeso y solubilizada era mucho mayor que en el caso del 226Ra. Factores de transferencia yeso-agua de hasta el 50% (porcentaje del radionucleido inicialmente asociado al yeso que pasa a disolución) fueron obtenidos para el caso del 238 U, tal y como se observa en la figura 1.2, mientras que en el caso del 226Ra estos factores de transferencia no superaron el 3% (Aguado et al., 2005). ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 20 Tipo de muestra 238U234U230Th 226Ra 210Pb 228Ra Molienda Roca de Kola 72 ± 5 73 ± 5 89 ± 9 69 ± 4 61 ± 8 102 ± 6 Ataque Pulpa líquida 174 ± 12 173 ± 12 38 ± 4 0,95 ± 0,02 12,2 ± 1,3 2,9 ± 0,5 Pulpa sólida – – 67 ± 7 44 ± 2 56 ± 9 47 ± 3 Filtración Yeso antes del lavado 142 ± 9 152 ± 9 118 ± 7 44 ± 2 40 ± 8 38 ± 2 Yeso 1er lavado 49 ± 3 46 ± 3 43 ± 3 43 ± 2 40 ± 8 38 ± 2 Yeso 2º lavado 38 ± 3 37 ± 3 44 ± 4 46 ± 2 – 43 ± 3 Tabla 1.10. Concentraciones másicas (Bq/kg) de 238U, 234U, 230Th, 226Ra, 210Pb y 228Ra determinadas en diversas muestras recogidas en el proceso industrial de Fertiberia, cuando en su interior se procesaba roca fosfática proveniente de Kola Se puede finalizar este apartado destacando que para la determinación apropiada de los radionucleidos naturales objeto de estudio en el tipo de matrices complejas obtenidas en el proceso industrial, algunos de los métodos radioquímicos a aplicar tuvieron que ser mejorados o adaptados. En particular, se puede indicar que el método utilizado convencionalmente para la determinación de 210Po, la técnica tradicional de autodeposición sobre soportes de plata, que ocasionalmente daba lugar a la formación de unos depósitos con un elevado espesor con las consecuencias derivadas en el deterioro de la resolución de los picos alfa obtenidos en el espectro, ha sido sustituida por una versión no convencional de autodeposición que impide la formación de depósitos gruesos y permite la obtención de resoluciones típicas de 30 keV (Hurtado et al., 2003). Análisis radiométrico de muestras colectadas en el proceso industrial 21 Figura 1.2. Factores de transferencia yeso-agua en función del tiempo para el 238U, cuando el fosfoyeso fresco procedente de las factorías es mezclado con agua dulce en una proporción másica yeso-agua de 1:20 (Aguado et al., 2005) 60 55 50 45 40 35 30 25 20 0500 1.000 1.500 2.000 2.500 3.000 Tiempo (minutos) Factor de transferencia 238U (%) 2 BALANCE RADIACTIVO EN EL INTERIOR DE LA FÁBRICA 2) La roca fosfática de Marruecos es la materia prima predominantemente utilizada en las factorías de Huelva. El uso de roca fosfática de Kola es bastante minoritario y esporádico. Por ese motivo, los depósitos, tuberías y diferentes partes de la instalación monitorizada pueden estar afectados, justo durante el procesado de roca fosfática de Kola, por lo que podemos denominar “efecto de memoria” debido a la presencia de una importante cantidad de radionucleidos en partes de las instalaciones con origen en el material de Marruecos previamente tratado. En otras palabras, las determinaciones dosimétricas por irradiación externa realizadas cuando se estaba procesando material de Kola, pueden estar afectadas por la existencia de una contaminación previa de fondo debida al tratamiento continuado de material marroquí en la factoría. Es decir, hemos interpretado que las tasas de dosis medidas durante el uso de roca fosfática de Kola proceden fundamentalmente de incrustaciones de material sólido muy fino sobre las paredes de tuberías, en los filtros, condensadores, etc. o de acumulación de limos enriquecidos radiactivamente en los depósitos, y no del propio material que circula a lo largo de la planta. d) Para una apropiada interpretación de los resultados de la tabla 3.1 a la luz del Real Decreto 783/2001 que recoge el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, y en definitiva para la determinación de las tasas de dosis efectivas susceptibles de ser recibidas por los trabajadores por irradiación externa, se consideraron dos trabajadores tipo: •El primero de ellos realiza sus labores fundamentalmente en la zona de almacenamiento de la roca (500 horas/año), en la zona de molienda (500 horas/año) en la zona de ataque de la roca (400 horas/año), y en las zonas comunes (600 horas/año). •El segundo realiza sus labores fundamentalmente en la zona de ataque de la roca (400 horas/año), en la zona de filtración sobre los filtros (100 horas/año), en la zona de filtración alrededor de los filtros (500 horas/año), en la zona de concentración (400 horas/año) y en las zonas comunes (600 horas/año). Los dos trabajadores tipo trabajan ocho horas diarias, cinco días a la semana y 50 semanas al año (2.000 horas/año) y pueden considerarse representativos de los trabajadores que realizan sus labores en Fertiberia, Huelva. Por otra parte, y tomando una postura claramente conservadora, se realizaron las estimaciones dosimétricas bajo las siguientes suposiciones: a) Durante todo el año se procesa roca fosfática sedimentaria. b) Se consideró para cada una de las zonas estudiadas de la fábrica el valor máximo de la tasa de dosis absorbida determinada en su interior. ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 30 Tasa de dosis efectiva por irradiación externa Trabajador Trabajador (mSv/año) tipo I tipo II Zona de almacenamiento roca 0,015 – Zona de molienda 0,135 – Zona de reacción y ataque 0,050 0,050 Zona de filtración sobre los filtros (1) –0,105 Zona de filtración alrededor filtros (2) –0,090 Zona de concentración – 0,090 Zonas comunes (3) 0,007 0,007 TOTAL 0,207 mSv/año 0,342 mSv/año (1) Zona prácticamente inaccesible a los trabajadores. Tiempo de ocupación considerado para el trabajador tipo II tomado de forma muy conservadora. (2) Parte de la zona de filtración accesible a los trabajadores. (3) Laboratorios, salas de control, talleres, zonas exteriores, etc. Tabla 3.2. Tasas de dosis efectivas por irradiación externa (mSv/año) recibidas por dos trabajadores tipo que realizan sus labores en la fábrica de Fertiberia de Huelva1 1Estas tasas de dosis fueron estimadas de una forma muy conservadora, y por lo tanto los valores obtenidos tienen que ser interpretados como límites superiores de las dosis que pueden recibir los trabajadores vía irradiación externa. Teniendo presente que en cada una de las zonas estudiadas las tasas de dosis son muy variables dependiendo del punto exacto de determinación, los valores de dosis efectivas que se determinaron deben ser considerados como valores límites, prácticamente imposibles de ser superados por ningún trabajador en condiciones normales de operación de la fábrica. En la tabla 3.2, se presentan los resultados obtenidos en la estimación de las dosis efectivas por irradiación externa, para los dos trabajadores tipo considerados. En ambos casos, esas tasas de dosis son claramente inferiores a 1 mSv/año, por lo que se puede indicar que atendiendo a la irradiación externa las actuaciones a tomar son prácticamente nulas. Las determinaciones de las tasas de dosis efectivas por irradiación externa se complementaron con determinaciones realizadas considerando la vía de inhalación de material particulado (Bolívar et al., 2007). Los resultados obtenidos se muestran y discuten a continuación. 2. Inhalación de material particulado Para la estimación de las tasas de dosis por inhalación, susceptibles de ser recibidas por los trabajadores de Fertiberia, se procedió a tomar muestras de polvo atmosférico (TSP = Total Suspended Particles) en dos localizaciones: la primera de ellas situada en el INTA (Instituto Nacional de Técnica Aeroespacial, ubicado a 10 km del Parque Nacional de Doñana, y a unos 30 km de la factoría analizada y que se utilizó como estación de referencia o fondo, y una segunda situada al aire libre pero en el interior del recinto industrial de producción de ácido fosfórico, Fertiberia). En cada localización, durante más de un semestre del año 2006 (1 de abril a finales de octubre), se recogió una muestra con periodicidad quincenal y una captación de aire de 48 horas. Para la recogida de filtros se utilizaron captadores de alto volumen de la marca MCV con cabezal para captación TSP. Se recogieron filtros rectangulares de microfibra de cuarzo (22,5 x 30,0 cm2) de la marca Schleicher and Schuell QF20, ya que el cuarzo es muy adecuado para análisis de elementos traza y radionucleidos debido a su bajo fondo. Antes del muestreo, los filtros son secados al menos durante 24 horas a 200 ºC para eliminar compuestos volátiles y restos de materia orgánica, y se taran en una balanza de precisión 0,1 mg. Una vez recogida la muestra de aerosol durante 48 horas, se seca durante cinco días hasta peso constante para determinar la masa de material particulado depositado. En los filtros se determinaron las concentraciones de 210Pb y 7Be por espectrometría gamma de alta resolución (Pérez-Moreno et al., 2001; Sanmiguel et al., 2002), mientras que los emisores alfa de semivida larga (isótopos de U, isótopos de Th, isótopos de Ra y 210Po) también se determinaron por espectrometría alfa con detectores de semiconductor de implantación iónica mediante el método secuencial del TBP y resinas de intercambio iónico (Bolívar, 1995). Especial énfasis se puso en desarrollar una nueva metodología para el análisis del contenido radiactivo de los filtros recogidos, donde se combinan varias técnicas radiométricas (espectrometrías alfa y gamma) con la aplicación de métodos radioquímicos especialmente diseñados para el análisis de filtros atmosféricos. Evaluación radiológica en el interior de la fábrica 31 Figura 3.1. Concentraciones de material particulado total (µg/m3) en aire de interiores del recinto de las instalaciones industriales (Fertiberia) y en la estación elegida como referencia o fondo (INTA) 1.000 800 600 400 200 60 40 20 0 Fertiberia Inta 01/04/2006 01/05/2006 31/05/2006 30/06/2006 30/07/2006 29/08/2006 28/09/2006 28/10/2006 Conc. aerosol (µg-3) Comparando los resultados obtenidos en ambas estaciones de muestreo, lo primero que se observa es que en las instalaciones de Fertiberia existe un claro incremento en la concentración de material particulado en relación al fondo de la zona de Huelva (ver figura 3.1), siendo sus valores medios y las incertidumbres de éstos 414 ± 40 µg/m3y 26 ± 3 µg/m3, respectivamente. Las causas de este incremento son varias, aunque la mayoría de ellas asociadas a la actividad industrial desarrollada en el interior de la fábrica (resuspensión de fosfato roca en forma particulada en el interior de la fábrica, molienda del mineral, etc.). En el interior de la fábrica, pues, existe una elevada cantidad de material “resuspendido” con un origen claramente “antropogénico”, entendiendo este último término como material en suspensión provocado por las actividades industriales y con origen en estas actividades. con origen en la desintegración radiactiva del 222Rn existente en la atmósfera. Ahora bien, expresado en concentraciones volumétricas, se observa un aumento moderado del 210Pb en el interior de la fábrica respecto a la localización de referencia, debido al 210Pb extra asociado al material antropogénico recogido (valor medio incremento, 0,238 mBq/m3). Si, en base a los datos determinados, se estima el incremento medio másico de TSP en la fábrica en relación al fondo natural (387 µg/m3) y el incremento medio correspondiente en la concentración volumétrica de actividad de 210Pb (0,238 mBq/m3), se obtiene que la concentración másica de 210Pb en el aerosol con origen no natural es unos 0,615 Bq/g, valor similar al encontrado en el fosfoyeso de estas plantas y del mismo orden que las concentraciones de 238U y descendientes existentes en la fosforita o mineral utilizado (1-1,5 Bq/g). Similares conclusiones se obtienen si se analizan los datos correspondientes a otros radionucleidos naturales como los isótopos de uranio(238U, 234U) o el 226Ra. ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 32 Figura 3.2. Concentraciones de actividad de 210Pb por unidad de masa (mBq/g) en el interior de la instalación industrial (Fertiberia) y en la estación elegida como referencia o fondo (INTA) 50.000 40.000 30.000 20.000 10.000 6.000 4.000 2.000 0 Fertiberia Inta 01/04/2006 01/05/2006 31/05/2006 30/06/2006 30/07/2006 29/08/2006 28/09/2006 28/10/2006 210Pb (mBq g-1) 500.000 400.000 300.000 200.000 100.000 50.000 40.000 30.000 20.000 10.000 0 Fertiberia Inta 01/04/2006 01/05/2006 31/05/2006 30/06/2006 30/07/2006 29/08/2006 28/09/2006 28/10/2006 7Be (mBq g-1) Figura 3.3. Concentraciones de actividad de 7Be por unidad de masa (mBq/g) en interiores de las instalaciones industriales (Fertiberia) y en la estación elegida como referencia o fondo (INTA) La hipótesis de que en la fábrica de Fertiberia existe resuspensión artificial de material particulado utilizado o producido en ella, ha sido ratificada por los resultados obtenidos para 7Be (ver figura 3.3). La concentración media por unidad de masa de este radionucleido La presencia de una cantidad significativa de material “antropogénico” en la atmósfera de la factoría queda ratificada al analizar las concentraciones másicas de actividad de 210Pb obtenidas en las dos localizaciones de muestreo (ver figura 3.2), cuyos valores medios son 23,9 ± 2,8 kBq/g (INTA, localización de referencia) y 3,0 ± 0,5 kBq/g (Fertiberia). Estos valores indican una reducción de la concentración másica de 210Pb en la factoría de fertilizantes debido a la existencia de material “antropogénico” con niveles de 210Pb inferiores a los existentes en el material particulado natural. La fuente dominante de 210Pb predominante en los filtros recogidos en el interior de la fábrica es pues natural, de origen totalmente cosmogénico, formado en la baja estratosfera y en la troposfera libre, es en el INTA la típica de zonas no alteradas, mientras que en Fertiberia es un orden de magnitud inferior al valor de fondo si la expresamos por unidad de masa. Ahora bien, cuando ésta se expresa por unidad de volumen, las concentraciones de este radionucleido en Bq/m3son similares en ambos puntos de muestreo (figura 3.4). Ello es coherente con el hecho esperable de que el material “antropogénico” presente en la atmósfera de la fábrica esté libre en 7Be. sea 400 µg/m3. Aún en este caso, la dosis efectiva comprometida que recibiría un trabajador a jornada completa (20% de factor de ocupación en la factoría) es inferior a 0,10 mSv/año. Estas estimaciones han sido realizadas utilizando los factores de conversión (Sv/Bq) recogidos en el Real Decreto 783/2001 Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, y asumiendo equilibrio secular en el material particulado entre todos los miembros de la serie del uranio. Evaluación radiológica en el interior de la fábrica 33 8 7 6 5 4 3 2 1 0 Fertiberia Inta 01/04/2006 01/05/2006 31/05/2006 30/06/2006 30/07/2006 29/08/2006 28/09/2006 28/10/2006 7Be (mBq g-3) Figura 3.4. Concentraciones de actividad de 7Be, por unidad de volumen en mBq/m3, en interiores de las instalaciones industriales (Fertiberia) y en la estación elegida como referencia o fondo (INTA) 1,2 0,8 0,4 0,0 Fertiberia Inta 01/04/2006 01/05/2006 31/05/2006 30/06/2006 30/07/2006 29/08/2006 28/09/2006 28/10/2006 210Pb(mBq m-3) Figura 3.5. Concentraciones de actividad de 210Pb, por unidad de volumen, en interiores de las instalaciones industriales (Fertiberia) y en la estación elegida como referencia o fondo (INTA) Es decir, la aportación modesta de la actividad industrial se observa en relación al 210Pb y otros radionucleidos de la serie del 238 U, ya que los niveles de estos radionucleidos por unidad de volumen (figura 3.5) son, en general algo superiores en Fertiberia que en el lugar seleccionado como fondo, hecho que no se observa para el caso del 7Be (figura 3.4). En cuanto a las implicaciones radiológicas de este incremento de radiactividad procedente de los radionucleidos de la serie del 238U y descendientes en los aerosoles recogidos en la fábrica de producción de ácido fosfórico, se han estimado considerando el caso más pesimista: aquel en el que la concentración de 238U (y descendientes en equilibrio secular) en el aerosol extra inhalado sea similar a la del mineral utilizado en la fábrica (1,5 Bq/g) y la cantidad extra de aerosol inhalado Por tanto, y en relación al impacto radiológico sobre los trabajadores mediante inhalación de aerosoles en el interior de la fábrica, éste se puede considerar muy por debajo de los límites que pudieran implicar la adopción de medidas de protección radiológica. 3. Inhalación de 222Rn Con independencia de los estudios dosimétricos previos, se realizó también un estudio de las dosis adicionales que podían recibir los trabajadores por la posible inhalación de elevadas concentraciones de 222Rn. Teniendo presente que en el proceso industrial se manejan enormes cantidades de materia prima enriquecida en radionucleidos de la serie del 238U, resulta conveniente analizar la acumulación o no de este elemento gaseoso perteneciente a dicha serie en algunas de las zonas o instalaciones de las factorías. Estas determinaciones se realizaron aplicando dos técnicas de medida diferentes pero complementarias: en primer lugar determinaciones cuasi-puntuales en el tiempo (máximo tiempo de medida diez días) utilizando para ellos detectores activos: tipo Doseman y Alphaguard, y posteriormente, y por un tiempo bastante más prolongado (cuatro meses, desde noviembre 2005 hasta marzo 2006), se realizaron medidas utilizando detectores pasivos (detectores de traza CR-39). Estas medidas se llevaron a cabo en colaboración con el Grupo Radón de la Cátedra de Física Médica de la Universidad de Cantabria, liderado por el profesor Luis Quindós Poncela, quien estaba desarrollando un proyecto de investigación centrado en la determinación de los niveles de 222Rn en lugares de trabajo e industrias NORM. Los resultados obtenidos mediante la aplicación de ambas técnicas de medida (detectores activos y pasivos) permitieron llegar a un conjunto de conclusiones muy claras, con independencia de la diferencia existente entre ellas en el tiempo de medida. 1. Se puede afirmar que los niveles de concentración de 222Rn en el interior de la fábrica de Fertiberia-Huelva son bajos (generalmente inferiores a 100 Bq/m3) y son también relativamente uniformes a lo largo de las diversas zonas de la fábrica. Estos resultados no son sorprendentes, atendiendo a estudios previos realizados en plantas similares y al hecho de que este tipo de plantas se encuentran suficientemente ventiladas. 2. Se descarta pues al 222Rn como posible problema desde el punto de vista radiológico asociado al desarrollo de esta actividad industrial. En la figura 3.6, y simplemente como un ejemplo, se muestran los resultados obtenidos en continuo por un detector activo tipo Doseman, que fue colocado en la sala de control, situada en el entorno de las zonas de ataque y filtración de la fábrica. En esta figura puede observarse que en algunos intervalos temporales las concentraciones de 222Rn fueron tan bajas que no superaron los límites de detección de estos detectores (30-40 Bq/m3), mientras que su valor medio para los 10 días de medida fue del orden de 50 Bq/m3. Los valores puntuales máximos observados, no superaron los 150 Bq/m3, valor bastante alejado de los valores límites (1.000 Bq/m3) que el OIEA fija como umbral a partir del cual sería necesaria la adopción de medidas de intervención, y bastante alejado del valor 400 Bq/m3que recomienda la UE a sus Estados miembros como nivel de intervención para iniciar acciones de remedio en viviendas. Adicionalmente, en la tabla 3.3, se han recopilado los valores de concentración de 222Rn (Bq/m3) determinados a través de las medidas cuatrimestrales realizadas con los detectores tipo traza. Un total de doce detectores CR-39 se distribuyeron a lo largo de la fábrica (almacenes de fertilizantes, zona de molienda, zonas de ataque y filtración, salas de control, etc), obteniéndose unos valores bajos (en todos los casos inferiores a 100 Bq/m3) y bastante uniformes (en torno a 60 Bq/m3) en las concentraciones de 222Rn. ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 34 250 200 150 100 50 0 Fosfatos Huelva Figura 3.6. Niveles de concentración de 222Rn (Bq/m3), representados en función del tiempo, determinados en el interior de Fertiberia-Huelva, con un detector activo tipo Doseman. Las determinaciones fueron realizadas de forma continua del 4 al 15 de noviembre de 2005 04/11/05 0:00 06/11/05 0:00 08/11/05 0:00 10/11/05 0:00 12/11/05 0:00 14/11/05 0:00 16/11/05 0:00 Evaluación radiológica en el interior de la fábrica 35 Número detector Localización 222Rn (Bq/m3)Número detector Localización 222Rn (Bq/m3) D-1 J. PROD. 65 D-7 J.PROD. 90 D-2 D.A.P. 50 D-8 C.M.A. 45 D-3 AF 1/260 D-9 C.M.A. 59 D-4 AF 3/457 D-10 Almacén 49 D-5 D.A.P. 57 D-11 Almacén 58 D-6 AF 3/461 D-12 AF 1/255 Tabla 3.3. Niveles de concentración de 222Rn (Bq/m3) en diversas localizaciones de la instalación de Fertiberia-Huelva, determinados con detectores pasivos de traza CR-39. Todos los detectores estuvieron expuestos desde el 4 de noviembre de 2005 hasta el 23 de febrero de 2006 4 DIAGNÓSTICO DE LAS ACTIVIDADES REALIZADAS EN EL INTERIOR DE LA FÁBRICA A la vista de los resultados mostrados en los capítulos anteriores, se puede indicar como principal conclusión del estudio realizado en el interior de las plantas de producción de ácido fosfórico por vía húmeda (cuando en ella se procesa materia prima de origen sedimentario), lo siguiente (García-Tenorio y Bolívar, 2007): El impacto radiológico ocupacional asociado al desarrollo de las actividades laborales en el interior de estas fábricas, bajo condiciones normales de operación, es bastante limitado, encontrándose el incremento de las dosis efectivas susceptibles de ser recibidas por los trabajadores, por debajo de 1 mSv/año. Esta conclusión se fundamenta en los siguientes hechos: a) Los incrementos en las dosis efectivas susceptibles de ser recibidas por los trabajadores por irradiación externa, no superan los 0,35 mSv/año, incluso bajo hipótesis bastante conservadoras. Aunque en el interior de la fábrica se procesan rocas fosfáticas claramente enriquecidas en radionucleidos de la serie del 238U, los incrementos de tasas de dosis efectivas por irradiación externa son bastante moderados, bien por el efecto de blindaje ejercido por las propias instalaciones de la fábrica, o bien por el bajo factor ocupacional en las zonas donde las tasas de dosis instantáneas por irradiación externa son más altas. b) Aunque se ha comprobado experimentalmente la existencia de un incremento no despreciable en la concentración de aerosoles y materia particulada en la atmósfera del interior del recinto de la fábrica respecto a valores de fondo, y que este material extra posee concentraciones másicas de los radionucleidos de la serie del 238U compatibles con los presentes en la materia prima y subproducto involucrado en la fabricación de ácido fosfórico, el incremento de las dosis efectivas por inhalación susceptibles de ser recibidas por los trabajadores es muy moderado, no superando incluso bajo hipótesis conservadoras los 0,10 mSv/año. c) Las concentraciones de 222Rn en el interior de la fábrica son muy bajas y muy uniformes, no supeESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 38 rando el valor medio en ningún punto los 100 Bq/m3. Estos resultados son explicables atendiendo al hecho de que el proceso de producción de ácido fosfórico es un proceso bastante abierto, con instalaciones muy ventiladas, implicando que los trabajadores no reciben un incremento de dosis apreciable debido a este radionucleido en el ambiente de trabajo. La clara conclusión obtenida debe no obstante ser matizada en los dos puntos siguientes: a) Tal y como explícitamente se indica en la conclusión remarcada en cursiva, ésta es aplicable única y exclusivamente cuando la fábrica se encuentra bajo condiciones normales de operación. Tal y como se ha detallado convenientemente con anterioridad en este informe, dentro de la instalación, y esencialmente en la zona de filtración, existen una serie de “puntos calientes” donde la acumulación de 226Ra y descendientes es elevada, y aunque en condiciones normales de operación su impacto radiológico es limitado, tanto por la acción de blindaje ejercida por las tuberías o por la maquinaria en que se acumulan, como por el hecho de que se encuentran en zonas no frecuentadas por los trabajadores, hay que tener presente el posible incremento en su impacto radiológico cuando en la fábrica se proceda a realizar labores de mantenimiento. Efectivamente, en las labores de mantenimiento de la fábrica se procede al cambio de las telas utilizadas en el sistema de filtración, a la limpieza de los filtros de mangas y a la eliminación de aquellas costras o scales en tuberías que pudieran disminuir el flujo de materia y la efectividad del proceso. En este caso, los operarios encargados de realizar estas labores de mantenimiento podrán estar expuestos durante un tiempo limitado a altas tasas de dosis por irradiación externa, y, pueden, si no se toman medidas apropiadas, inhalar material resuspendido muy enriquecido en 226Ra y descendientes. No fue posible realizar determinaciones dosimétricas experimentales durante algunas de las labores de mantenimiento de la factoría analizada. No obstante, conviene indicar que durante las labores de mantenimiento se deben tomar medidas de precaución para minimizar las dosis por inhalación (mediante el uso de mascarillas) y, al menos hasta obtener un conjunto significativo de datos, realizar un control de la exposición externa de los trabajadores con dosímetros personales. Adicionalmente, y en las zonas en las que las exposiciones por irradiación externa son más altas bajo condiciones normales de operación, la empresa tiene que tomar las medidas necesarias para asegurar que no exista en un futuro un incremento radical en los factores de ocupación que actualmente son muy bajos, pues ello podría suponer un incremento de las dosis efectivas por irradiación externa recibidas por los trabajadores. Por el contrario, las dosis adicionales susceptibles de ser recibidas por los trabajadores, debido a los limos y lodos generados en los tanques de almacenamiento de ácido fosfórico, pueden considerarse prácticamente nulas, pues su proceso de gestión es muy simple y prácticamente sin intervención de operarios. Los lodos indicados1poseen elevadas concentraciones de radionucleidos naturales y de fósforo, por lo que periódicamente y durante las labores de mantenimiento se transfieren desde los depósitos donde se van acumulando hasta el reactor o digestor donde son reciclados en el proceso de producción en su etapa inicial, sin ninguna intervención directa de los operarios. De una forma que se puede considerar indirecta, el contenido radiactivo presente originalmente en estos lodos, finalizará fundamentalmente asociado al material transferido a las balsas de almacenamiento, ya que no son directamente almacenados o gestionados como residuos y consecuentemente no producen ningún impacto a la población ni al medio ambiente. b) La conclusión obtenida sobre el impacto radiológico ocupacional en la fábrica de producción de ácido fosfórico estudiada, no es directamente extrapolable a otras fábricas similares. El tipo de materia prima utilizada, los factores de blindaje establecidos por la propia instalación, los factores ocupacionales de los trabajadores, y la concentración de materia particulada en resuspensión puede ser diferente, lo que puede acarrear tasas de dosis efectivas ocupacionales distintas. No obstante, y con la gran experiencia e información obtenida en el estudio de la fábrica de Fertiberia de Huelva, el estudio que en un principio tendrían que realizar empresas similares se puede simplificar de manera sustancial. Únicamente en el caso de que en este estudio simplificado se llegue a la conclusión de que las dosis efectivas susceptibles de ser recibidas por los trabajadores se encuentren en torno a 1 mSv/año o puedan superar ese valor, sería necesario realizar un estudio más exhaustivo. Diagnóstico de las actividades realizadas en el interior de la fábrica 39 1Estos lodos son lodos húmedos por lo que la posibilidad de resuspensión de aerosoles con contenido radiactivo es prácticamente nula. larga (superior a 10 años), sea el 226Ra el que requiere de un mayor control radiológico ya que es el radionucleido que en mayor concentración se encuentra en el fosfoyeso y también el de mayor radiotoxicidad. 2.2. Fosfoyesos zonas 2, 3 y 4 Por otra parte, y como cabría esperar, los resultados obtenidos para los fosfoyesos recogidos en las zonas 2, 3 y 4 son similares a los obtenidos en la zona 1, por lo que sólo se comentan las diferencias más relevantes. El valor medio obtenido para el 210Pb en la zona de apilamiento actual (zona 2) es el más alto de todas las zonas estudiadas (517 ± 58). La explicación de este hecho no está aún clara, y dos son las posibles hipótesis para su explicación. La primera podría ser los cambios realizados en el proceso industrial en 1997, ya que éste se adaptó a la utilización de agua dulce; una segunda explicación es el diferente tiempo de exposición a la lixiviación que ha sufrido el fosfoyeso de las diferentes zonas estudiadas. Se sabe que el plomo presenta un mayor grado de lixiviación por el agua que el radio (Aguado, 2003). Así, los fosfoyesos de la zona 2, los que menos tiempo de contacto han estado con las aguas, serían los menos lixiviados. Es también interesante resaltar que la concentración de 238U en las zonas 1, 3 y 4 (zonas antiguas no activas) se encuentra en torno a los 100 Bq/kg, mientras que en la zona activa es de 200 Bq/kg. Probablemente este hecho se deba a que el uranio es más soluble en el agua marina de bombeo que antes se utilizaba para transportar el fosfoyeso, que en agua dulce debido a la alta fuerza iónica del agua de mar. Este resultado se ha dado también en experimentos de laboratorio de lixiviación forzada realizados con el fosfoyeso (Aguado, 2003). Respecto de la zona 3, área mayor sin restaurar (unas 300 Ha), la dispersión en concentraciones es la esperable, con valores medios similares a los medidos en otras zonas. La caracterización en dicha zona se completó también con el análisis de un conjunto de testigos en profundidad. Testigos de 90 cm de longitud, fueron divididos en tres intervalos (0-30 cm) (30-60 cm) y (60-90 cm), con el objetivo de, por una parte, estudiar la distribución en profundidad de las concentraciones de 226Ra, 210Po e isótopos de uranio, y por otro lado, evaluar la posible movilidad de estos radionucleidos, una vez depositados en las balsas (Abril et al., 2006). Algunos de los resultados obtenidos en los testigos en profundidad recogidos en la balsa inactiva (área 3), se muestran en las figuras 5.4 y 5.5, para 238U y 210Po, respectivamente. ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 46 500 450 400 350 300 250 200 150 100 50 00-30 30-60 60-90 238U (Bq/kg) Figura 5.4. Concentraciones de 238U en los diferentes estratos de tres testigos (cada testigo identificado con un color) recogidos en la balsa de fosfoyeso inactiva caracterizada radiactivamente (zona 3) YZ2-P4 YZ2-P6 YZ2-P8 Depth interval (cm) 900 800 700 600 500 400 300 200 100 00-30 30-60 60-90 210Po (Bq/kg) Figura 5.5. Concentraciones de 210Po en los diferentes estratos de tres testigos (cada uno identificado con un color) recogidos en la balsa de fosfoyeso inactiva caracterizada radiactivamente (zona 3) YZ2-P4 YZ2-P6 YZ2-P8 Depth interval (cm) Los resultados obtenidos en los testigos ponen de manifiesto la buena homogeneidad en profundidad observada en las concentraciones de 210Po (también se ha observado para el 226Ra) en correspondencia con la fuerte fijación de estos elementos a la matriz de fosfo- yeso, mientras que en el caso de los isótopos de uranio (mucho más móviles en esa matriz, ver en apartados previos los estudios de lixiviación forzada) es posible observar en algunos casos el enriquecimiento en las capas más profundas de los testigos analizados. Ello implica que el posible impacto de las balsas en los acuíferos de su subsuelo se produciría, en su caso, fundamentalmente por isótopos de uranio, con unas implicaciones radiológicas muy limitadas. No obstante, y por la posibilidad de que adicionalmente se pueda producir la incorporación a estos acuíferos de algún metal con alta toxicidad procedente de las balsas de fosfoyeso, como el Cd, se está realizando un estudio elemental y radiactivo de aguas subterráneas tomadas de pozos situados en el entorno de las balsas de fosfoyeso. Este estudio no se encontraba inicialmente planificado en el proyecto, siendo una investigación posterior, ahora en fase de desarrollo, consecuencia del conocimiento hasta ahora adquirido. 2.3. Suelos zona 2 Sobre los suelos que se están utilizando para cubrir los taludes del actual área de apilamiento de fosfoyeso (zona 2) solo comentar que las actividades específicas de los radionucleidos de las series del 238U y del 232Th son muy similares a los de la zona 1, (resultados típicos de suelos no perturbados) aunque pueden corresponderse probablemente con suelos más superficiales, debido a que algunas de estas muestras poseen cantidades detectables de 137Cs. 2.4. Zona 4: suelos y productos para su restauración Por último, se comentan los resultados de la zona 4, área restaurada por la empresa Egmasa y el Ayuntamiento de Huelva. Ésta fue la zona donde de forma accidental se depositaron las cenizas de Acerinox contaminadas con 137Cs, siendo dos las localizaciones donde se realizaron estos vertidos de cenizas. En la primera localización, código “CZ-A”, se tomaron las muestras de suelo CZ1 y CZ2, en la segunda zona (“CZ-B”) se tomaron las muestras de suelo CZ3 y CZ4. Cuando se realizó el muestreo estas zonas estaban ya selladas por Enresa, por lo que únicamente se recogieron dos muestras de suelos adyacentes a cada una de estas zonas, con objeto de verificar la posible dispersión de material radiactivo contaminado con 137Cs. En primer lugar se observó que la dispersión de 137Cs en la zona CZ-A era muy baja; sólo se detectó 137Cs en la muestra CZ2 (30 Bq/kg), con una concentración unas cinco veces superior a la de un suelo típico superficial de este área geográfica. Por el contrario, la dispersión de cenizas contaminadas fue superior en la zona CZ-B, área en la que midió una concentración máxima de unos 235 Bq/kg de 137Cs (unas 50 veces superior a lo existente en suelos típicos de esta zona). Para terminar esta sección se comentan a continuación las medidas realizadas en los materiales utilizados para la restauración de la zona 4. Comenzando desde la superficie libre del fosfoyeso hacia arriba, esta zona se ha recubierto de la siguiente forma. Sobre la superficie del fosfoyeso se depositaron unos 100 cm de residuos de demolición de construcción (RDC). Encima de éstos se añadieron unos 120 cm de yesos rojos (YR) procedentes de la planta de producción de dióxido de titanio (TiO2). Sobre éstos últimos se añadieron 60-100 cm de inertizado de palos (IP) y, para terminar la cubierta, se depositó una capa final de tierra vegetal de unos 30-50 cm. Mientras que las muestras de RDC, YR y tierra vegetal presentaban concentraciones de los radionucleidos naturales del mismo orden de las determinadas en suelos típicos de la zona no contaminados, la muestra de inertizado de la planta de Palos de la Frontera presentó concentraciones, tanto de la serie del 238U como de la del 232Th, significativamente superiores a las de los otros materiales utilizados en la restauración. Llamó la atención las elevadas actividades específicas obtenidas para los isótopos de Th y especialmente para los isótopos de Ra (226Ra, 228Ra). Parece obvio, pues el origen de este inertizado: se corresponden con los lodos inatacados generados en la planta de producción de dióxido de titanio, que son inertizados en la planta de Palos mencionada. Estos lodos, resultan de la digestión del mineral (ilmenita) con ácido sulfúrico, produciéndose un fraccionamiento radiactivo que los enriquece especialmente en Ra. Descripción y caracterización radiológica de la zona de apilamiento de los fosfoyesos 47 Se obtuvieron concentraciones para el 228Ra en este inertizado de unos 650 Bq/kg y 230 Bq/kg para el 226Ra. También se observa que el 228Th (semivida 1,9 años y descendiente casi directo del 228Ra) no se encuentra en equilibrio secular con el 228Ra, pues su concentración 215 ± 12 Bq/kg, es un tercio de la del 228Ra, su progenitor. Esto demuestra que, en el proceso donde se genera este residuo, es el radio el radioelemento que precipita predominantemente con este desecho sólido. No obstante, debido a la ley de desintegración radiactiva, al cabo de unos 6-8 años el 228Th se encontrará en equilibrio secular con su predecesor el 228Ra. 2.5. Exhalación de Rn en la zona 3 A través de un total de cuatro campañas de muestreo, se realizó una evaluación con una muy alta resolución de la exhalación de radón en una de las zonas de la balsa de fosfoyeso desnuda e inactiva (Abril et al., 2007). Dicha zona de estudio se encuentra situada en la denominada área 3, en las proximidades de la balsa activa que se utiliza actualmente para el apilamiento de los fosfoyesos, y colindante con el embalse realizado como medida de seguridad. En cada punto de muestreo se situaron tres trampas de radón de carbón activo durante 24 horas para la realización de estas determinaciones. Dichas trampas de carbón activo fueron medidas por espectrometría gamma. En la figura 5.6, se muestra una fotografía de la balsa analizada, con los puntos de muestreo. La zona estudiada se dividió en tres zonas diferentes, atendiendo a las condiciones en que se encontraba la balsa. Se definió así una zona I, caracterizada porque su superficie se encontraba roturada (ver figura 5.7) debido a prácticas previas de extracción de este subproducto para su uso agrícola; una zona II, no roturada, y caracterizada por presentar una superficie seca y compacta, y una zona III formada por los taludes laterales de la balsa activa. ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 48 Figura 5.6. Fotografía de la balsa de fosfoyeso inactiva donde se realizaron los estudios de exhalación de 222Rn. Se indica la localización de los puntos de muestreo YZ2P08 YZ2P10 YZ2P09 YZ2P00 YZ2P05 YZ2P04 YZ YZ2P02 YZ2P06 YZ2P07 YZ3 Y17 Y16 Y15 Y18 Y20 Y19 YZ3 YZ3 YZ3 YZ3 YZ3 YZ3 YZ3 YZ3 YZ3 Y01 Y02 Y03 Y06 Y05 Y04 Y07 Y08 Y09 Y12 Y11 Y13 Y14 Y10 En la tabla 5.2 se recopilan los valores medios de exhalación de 222Rn determinados en las tres zonas analizadas de la balsa de fosfoyeso. Se deduce de estos valores, la alta dispersión en las tasas de exhalación medidas a lo largo de la balsa, dispersión que se ha comprobado que existe incluso a escala cuasi-puntual (los valores de las tres trampas situadas en cada punto de muestreo dan generalmente valores no uniformes, ver tabla 5.3). Además, los valores medios obtenidos son claramente superiores (un orden de magnitud) a los referenciados en la literatura para exhalación de 222Rn de suelos con concentraciones típicas en los radionucleidos de la serie del uranio. Este hecho era esperable, debido a las elevadas concentraciones de 226Ra presentes en los fosfoyesos. Descripción y caracterización radiológica de la zona de apilamiento de los fosfoyesos 49 Figura 5.7. Imagen de la balsa de fosfoyeso analizada que muestra la distinción de las zonas I y II. La zona III (no mostrada en la foto) corresponde a los taludes de la balsa Región roturada (anteriores prácticas de extracción de fosfoyeso) Zona 1 Región no roturada: superficie seca y compacta Zona 1 Zona Puntos muestreo Exhalación 222Rn (Bq·m-2·h-1) Zona I 20 610 ± 470 Zona II 10 120 ± 150 Zona III 10 360 ± 170 Tabla 5.2. Tasa de exhalación de 222Rn. Valores medios para las tres zonas diferenciadas en la balsa de yeso analizada Tabla 5.3. Tasas de exhalación de 222Rn (Bq/m2·h) determinadas en cada una de las tres trampas en diez puntos de una de las zonas analizada (zona I) Muestra Tasa Error Media Desv. exhalación punto estad. YZ1-P11 413 21 YZ1-P12 467 23 712 472 YZ1-P13 1.255 61 YZ1-P21 303 16 YZ1-P22 55 6 277 210 YZ1-P23 473 24 YZ1-P31 234 12 YZ1-P32 549 27 913 917 YZ1-P33 1.956 94 YZ1-P41 2.291 110 YZ1-P42 381 19 1.018 1.103 YZ1-P43 381 19 YZ1-P51 418 21 YZ1-P52 1.048 51 923 455 YZ1-P53 1.302 63 YZ1-P61 684 33 YZ1-P62 436 21 508 153 YZ1-P63 405 20 YZ1-P71 203 10 YZ1-P72 408 20 482 323 YZ1-P73 835 41 YZ1-P81 87 4 YZ1-P82 155 8 150 61 YZ1-P83 208 11 YZ1-P91 527 26 YZ1-P92 105 6 479 352 YZ1-P93 805 39 YZ1-P101 234 12 YZ1-P102 1.600 77 673 804 YZ1-P103 184 9 Media 613 559 Por otra parte, los valores más uniformes e inferiores determinados en la zona II respecto de la zona I se pueden asociar a la superficie seca y compacta que presentan las balsas en esa zona. En las balsas desnudas, y en el proceso de secado, se forma como una costra superficial que no ha sido destruida por roturación en la zona II y que inhibe en una determinada proporción la exhalación de 222Rn. Es por lo tanto aconsejable mantener las superficies de las balsas inactivas sin roturación, en el caso de que estas se mantengan desnudas El análisis estadístico de los resultados obtenidos en todas las trampas de carbón activo analizadas, se resume en la tabla 5.4 y en la figura 5.8. En dicha figura, el parámetro zrel para cada trampa, se define como el cociente entre la exhalación medida en ella y el valor medio de la exhalación determinada en el punto en que se situó esta trampa. distintas zonas no se conoce, pero probablemente esté relacionado con la forma de ir construyendo el depósito a lo largo del tiempo: variabilidad de concentraciones de radionucleidos, cambios temporales en las propiedades físicas del fosfoyeso, diferentes técnicas de apilamiento a lo largo de la colmatación de la balsa, etc. Es también interesante remarcar que para descartar cualquier error o cualquier fuente de variabilidad atribuible al manejo de las trampas de carbón activo (utilizadas para la determinación de las tasas de exhalación de 222Rn), se ha considerado necesario e interesante contrastar este método de determinación de la tasa de exhalación frente a un método clásico validado y muy contrastado como el fundamentado en la ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 50 Zona I Zona II Zona III N603030 AM 607 123 361 SD 468 151 174 CV% 92 123 48 GM 358 62 318 GSD 2,3 3,2 1,7 Tabla 5.4. Tasa de exhalación de 222Rn para las tres zonas diferenciadas en la balsa de fosfoyeso. AM corresponde a los valores medios (Bq·m-2·h-1), n es el número de medidas, SD la desviación estadística, CV el coeficiente de variación y GM la media geométrica Figura 5.8. Histograma de frecuencias en función de zrel para las tres zonas de la balsa de fosfoyeso. Se observa que las zonas I y II siguen una distribución LogNormal, mientras que en la zona III, la distribución es Normal Historigram for zrel zrel Zona I zrel Zona II zrel Zona III Historigram for zrel 0 0,5 1 1,5 2 2,5 0 0,5 1 1,5 2 2,5 3 0 0,4 0,8 1,2 1,6 Frecuency Frecuency Frecuency Historigram for zrel 8 6 4 2 0 8 6 4 2 0 10 8 6 4 2 0 A modo de conclusión práctica, se puede indicar que el único límite que se ha encontrado en relación a tasas de exhalación, es el valor guía propuesto por USEPA (United States Environmental Protection Agency) para la retirada de fosfoyeso apilado en balsas para su potencial uso agrícola u otros usos (USEPA, 1992). Dicho límite es 2.660 Bq/m2h. Si se analiza la tabla 5.2, el valor medio más alto se obtuvo en la zona 1 (610 Bq/m2h ±470 Bq/m2h), por lo que se puede asegurar que el valor medio de la tasa de exhalación es siempre inferior al límite establecido por USEPA. En la figura 5.9 se representa mediante un mapa de colores, obtenido por interpolación a partir de los datos experimentales, los valores esperables de tasas de exhalación para las diferentes zonas del área estudiada. El origen de las diferencias observadas entre las utilización de una cámara de exhalación. Este trabajo de validación se ha realizado en colaboración con el Instituto de Biofísica de la Universidad de Salzburgo, al que fueron enviados unos 150 kg de fosfoyeso obtenidos de las balsas objeto de estudio. Tras el secado, disgregado y tamizado, el fosfoyeso fue dispuesto en columnas cilíndricas de PVC de 30 cm de diámetro y espesores variables entre 10 y 60 cm. El fondo de las columnas quedó sellado, de modo que el Rn sólo puede ser exhalado por la cara superior de la columna. Una cámara de exhalación cubre la columna de fosfoyeso, como se indica en la figura 5.10. El proceso de validación consistió en la determinación, en primer lugar, de la exhalación de Rn a partir del crecimiento de la actividad de 218Po en la cámara de exhalación,y posteriormente en la determinación de la exhalación con el método de la trampa de carbón activo, colocando esas trampas adosadas sobre la superficie superior y libre de la columna de fosfoyeso. El acuerdo entre los resultados obtenidos por ambos métodos fue excelente, y aunque las condiciones de humedad y estructura del fosfoyeso no se corresponden con las condiciones en la balsa de Fertiberia, la tasa de exhalación determinada en el experimento de laboratorio, que varía entre 200 y 500 Bq m-2 h-1 para los distintos espesores estudiados, fue bastante concordante con la determinada in situ sobre las balsas. Los resultados parecen demostrar que solo el horizonte superficial (con espesor de varias decenas de cm) de las balsas de fosfoyeso está contribuyendo de manera efectiva a la tasa de exhalación de 222Rn. Descripción y caracterización radiológica de la zona de apilamiento de los fosfoyesos 51 Figura 5.9. Distribución espacial de la tasa de exhalación de 222Rn en la zona I de la balsa de fosfoyeso analizada. Los puntos corresponden a las localizaciones de muestreo 700 650 600 550 500 450 400 -1404450 -1404350 -1404250 -1404150 -1404050 -1054850 -1054900 -1054950 -1055000 Figura 5.10. Esquema del dispositivo experimental utilizado para el estudio de la exhalación de 222Rn en columnas de fosfoyeso mediante el uso de una cámara de exhalación (experimento realizado en la Universidad de Salzburgo) 218Po+ 222Rn Gypsum slab 6 EVALUACIÓN RADIOLÓGICA ASOCIADA A LA GESTIÓN DE LOS FOSFOYESOS GENERADOS ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 54 Atendiendo a las características de la zona de apilamiento de los fosfoyesos, y los radionucleidos involucrados (contenidos), se han considerado tres vías posibles de impacto radiológico sobre los trabajadores que desempeñan su labor en el mantenimiento y formación ordenada de estos apilamientos: 1. Irradiación externa. 2. Inhalación de material particulado resuspendido desde las balsas. 3. Inhalación del 222Rn exhalado desde las balsas. Otras vías de impacto como la ingestión o la deposición de material sobre la piel no han sido ni serán analizadas al considerarse de nula trascendencia radiológica en el caso que nos ocupa. 1. Irradiación externa Los estudios dosimétricos se comenzaron mediante la realización de un conjunto de determinaciones de las tasas de dosis absorbida por irradiación externa en las áreas 1 y 4 anteriormente mencionadas (áreas restauradas). Para estimar correctamente la contribución de la radiación procedente del suelo, se restó a las determinaciones realizadas el aporte debido a la radiación cósmica y el debido al ruido del equipo de medida. Los resultados obtenidos indican que los valores de la componente terrestre de la tasa de dosis absorbida por irradiación externa en las áreas restauradas no sobrepasan el valor de fondo medido en el entorno de Huelva, el cual fue determinado en zonas no perturbadas y no afectadas por deposición de residuos de la zona de fosfoyesos. Ello pone de manifiesto el blindaje efectivo ejercido por la capa de suelo utilizada en la restauración y la efectividad de la restauración llevada a cabo para la disminución hasta niveles inapreciables del impacto por irradiación externa de las grandes cantidades de fosfoyeso ahora cubiertas. Por el contrario, valores claramente superiores a los valores de fondo fueron obtenidos en el área 2 donde se realizaron diversas determinaciones a lo largo del camino que rodea a las balsas de apilamiento y en diversas zonas accesibles de éstas. No obstante, los incrementos respecto al valor de fondo de tasas de dosis absorbida observados en el área 2 son siempre inferiores a 3 mSv/año (ver tabla 6.1). Estos valores han sido convertidos en dosis efectivas mediante la estimación del nivel de ocupación o número de horas anuales que dedican los trabajadores a realizar las labores de mantenimiento y conservación en las balsas. Incremento tasa Incremento tasa Punto de de dosis Punto de de dosis muestreo absorbida muestreo absorbida (mSv/año) (mSv/año) 12,69 10 1,20 21,23 11 1,24 31,05 12 1,06 42,13 13 1,38 51,31 14 1,47 61,31 15 1,38 71,63 16 1,51 81,08 17 1,25 91,52 18 0,85 Tabla 6.1. Incremento (sobre valores de fondo de la zona) de la tasa de dosis absorbida determinada a 1 m de altura en diversas localizaciones del área 2 Atendiendo a la información facilitada por los gestores de Fertiberia-Huelva, se puede estimar en unas 800 horas anuales el tiempo dedicado por los trabajadores a realizar labores de acondicionamiento y mantenimiento en las balsas. De acuerdo con este factor de ocupación y con los valores de tasas de dosis absorbidas determinadas en diversos puntos de la balsa activa, ya reflejados en la tabla 6.1, se han podido estimar los valores de dosis efectivas por irradiación externa que se encuentran reflejados en la tabla 6.2 (estimación realizada de una forma conservadora, pues gran parte de su actividad laboral la realizan los trabajadores en el interior de maquinaria pesada que ejerce una función notable de blindaje). Los valores de la tasa de dosis absorbida por irradiación externa en la zona 2 (tabla 6.1) son algo inferiores a los determinados en las balsas desnudas (área 3) formadas previamente al cambio de la política de gestión de residuos realizado en 1998 (Más et al., 2006). Sin embargo las dosis efectivas por irradiación externa en el área 3 son claramente inferiores a las determinadas en la tabla 6.2 pues el factor ocupacional es claramente inferior (en las balsas inactivas los trabajadores sólo realizan labores bastante esporádicas para acondicionamiento y/o extracción de fosfoyeso para posterior uso agrícola). Los valores ligeramente inferiores de la tasa de dosis absorbida en la balsa activa (área 2) respecto de las balsas inactivas desnudas (área 3) se explican por la acción de blindaje que en las balsas actualmente activas ejerce el agua acumulada en ellas y utilizada para el transporte del fosfoyeso desde la fábrica a la zona de apilamiento. Se puede pues concluir indicando que incluso los trabajadores que realicen sus labores conjuntamente en las dos áreas analizadas (áreas 2 y 3) no experimentan un incremento en la tasa de dosis efectiva por irradiación externa superior a los 0,3 mSv/año. En relación con los resultados obtenidos en la estimación de las tasas de dosis efectiva por irradiación externa, mostrados y discutidos en los párrafos previos, se puede, adicionalmente, indicar lo siguiente. La Agencia Internacional de la Energía Atómica, en su Safety Report titulado Assessing the need for radiation protection measures in work involving minerals and raw materials (IAEA 2007), y en su apéndice III, expone los resultados obtenidos en la aplicación de un modelo que proporciona las dosis efectivas por irradiación e inhalación recibidas por los trabajadores que estén expuestos a grandes cantidades de materiales (grandes apilamientos) con contenidos elevados de radionucleidos naturales. En particular, muestra las dosis efectivas susceptibles de ser recibidas por un trabajador cuando se encuentra expuesto, en una balsa de fosfoyeso, a radiación externa durante 800 horas al año, así como cuando inhala material particulado de esas balsas durante 2.000 horas al año. Estas dosis efectivas, fueron calculadas en función de la concentración media de 226Ra en la balsa modelada, teniendo presente que este radionucleido y sus descendientes son los radionucleidos que primordialmente (> 95%) contribuyen a la irradiación externa, y son los que juegan también un papel esencial en las dosis recibidas por inhalación. Los resultados dosimétricos obtenidos mediante la aplicación del mencionado modelo a una balsa de fosfoyeso se presentan en la figura 6.1. A partir de dicha figura, se puede realizar una estimación de las dosis por irradiación externa recibidas por los trabajadores en la balsa analizada de Huelva (área 2), a través del modelo. Efectivamente, teniendo presente que la concentración media de 226Ra en dicha balsa, se puede considerar que es de 0,7 ± 0,2 Bq/g, de la figura se puede deducir que la dosis efectiva por irradiación externa se encontraría en el rango 0,10-0,16 mSv/año. Dicha estimación es bastante coincidente con los resultados que experimentalmente, y mediante determinación in situ, se obtuvieron en el marco de este Evaluación radiológica asociada a la gestión de los fosfoyesos generados 55 Incremento Incremento Punto de tasa de dosis Punto de tasa de dosis muestreo efectiva muestreo efectiva (mSv/año) (mSv/año) sobre fondo sobre fondo 10,24 10 0,11 20,11 11 0,11 30,10 12 0,10 40,19 13 0,13 50,12 14 0,13 60,12 15 0,12 70,15 16 0,14 80,10 17 0,11 0,14 18 0,08 Tabla 6.2. Incremento (sobre valores de fondo de la zona) de la tasa de dosis efectiva por irradiación externa en diversas localizaciones del área dedicada al apilamiento actual de los fosfoyesos 7 DIAGNÓSTICO DE LAS ACTIVIDADES ASOCIADAS A LA GESTIÓN DE LOS FOSFOYESOS ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 64 A la vista de los resultados mostrados en el capítulo anterior, se puede indicar como principal conclusión del estudio radiológico realizado en las balsas de fosfoyeso y su entorno la siguiente: •El impacto radiológico ocupacional asociado a las actividades laborales llevadas a cabo en relación con la gestión, almacenamiento y mantenimiento del fosfoyeso generado en las fábricas de producción de ácido fosfórico, es bastante limitado, encontrándose el incremento de las dosis efectivas susceptibles de ser recibidas por los trabajadores por debajo de 1mSv/año. Esta conclusión se fundamenta en los siguientes hechos: a) Los incrementos máximos anuales en las dosis efectivas susceptibles de ser recibidas por los trabajadores por irradiación externa, no superan los 0,30 mSv, incluso bajo hipótesis bastante conservadoras. Aunque el fosfoyeso almacenado se encuentra claramente enriquecido en algunos de los radionucleidos de la serie del 238U (particularmente en 226Ra y 210Pb), bien el efecto de blindaje ejercido por las aguas en las balsas donde se almacena, bien el bajo factor ocupacional, inducen a la obtención de incrementos de tasas de dosis por irradiación externas muy moderadas. b) El incremento anual máximo de la dosis efectiva por inhalación de material particulado suspendido en el aire superficial, recibida por los trabajadores es muy moderado, no superando incluso bajo hipótesis muy conservadoras los 0,01 mSv. La forma de almacenamiento actual, en la que el fosfoyeso se encuentra en su mayor parte cubierto por agua, y el hecho de que en las balsas antiguas se forme una costra en su parte superficial, inhibe prácticamente la resuspensión de material particulado desde las balsas y su posible impacto radiológico en los trabajadores. Incluso se ha comprobado experimentalmente que bajo condiciones excepcionales en las que se provocara una elevada resupensión de fosfoyeso (por ejemplo en su transporte para su apropiado almacenamiento) las dosis susceptibles de ser recibidas por los trabajadores por inhalación serían bastante moderadas. c) Las concentraciones de 222Rn en aire superficial sobre las balsas activas de fosfoyeso, así como en su entorno son bastante bajas, muy uniformes, e indiscernibles de los valores de fondo obtenidos en otros ambientes costeros similares, aunque las tasas de exhalación de 222Rn sean un orden de magnitud superior que las que suelen darse en suelos típicos. Esta conclusión, aunque pueda parecer sorprendente, se explica por el alto factor de dilución atmosférica que experimenta el radón exhalado de las balsas en la capa de mezcla troposférica. La conclusión marcada en cursiva en esta página no obstante debe ser matizada, ya que no es directamente extrapolable a otras localizaciones donde se proceda a una gestión de fosfoyeso similar a la realizada en Huelva. Las razones son varias: el contenido radiactivo de la materia almacenada, los posibles factores de blindaje asociados a la forma de almacenamiento practicada, los factores ocupacionales de los trabajadores, y la concentración de materia particulada en resuspensión pueden ser diferentes, lo que puede acarrear tasas de dosis efectivas ocupacionales distintas. No obstante, y con la gran experiencia e información obtenida en el estudio de las balsas de fosfoyeso de Huelva, el estudio que en un principio tendrían que realizar empresas similares se puede simplificar enormemente. Únicamente en el caso de que en este estudio simplificado, se llegue a la conclusión de que las dosis efectivas susceptibles de ser recibidas por los trabajadores se encuentran en torno a 1 mSv/año o puedan superar ese valor, se procedería a realizar un estudio más exhaustivo. 8 IMPACTO RADIOLÓGICO AMBIENTAL EN LA RÍA DE HUELVA ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 66 Asociado a esta línea de trabajo se finalizó durante el primer año de implementación de este proyecto, año 2004, la compilación y análisis conjunto del inmenso banco de datos que desde 1988 poseían nuestros grupos de investigación, relativo a las concentraciones de diversos radionucleidos naturales en varios compartimentos ambientales de la ría de Huelva. Esta compilación se encuentra ya plasmada en una tesis doctoral defendida en la Universidad de Sevilla (Absi, 2005), y su objetivo fue evaluar la magnitud y evolución del proceso de limpieza que el ecosistema estuarino situado en el entorno de las fábricas de producción de ácido fosfórico y en el entorno de las balsas de apilamiento de los fosfoyesos está experimentando desde comienzos de 1998 debido a las mejoras evidentes realizadas por las industrias involucradas en su política de gestión de los fosfoyesos. Las principales conclusiones de este estudio fueron expuestas en una ponencia oral en el X Congreso Nacional de la Sociedad Española de Protección Radiológica (Manjón et al, 2005). Desde 1989 hasta 2002 se realizaron una serie de campañas de muestreos de aguas y sedimentos superficiales, siempre en las mismas localizaciones del estuario, lo que ha permitido realizar en la zona un estudio detallado de la evolución de la contaminación por radionucleidos naturales. La localización de los puntos de muestreo habituales en todas las campañas de muestreo se presentan en la figura 8.1. Se colectaron muestras de aguas y sedimentos superficiales tanto en los ríos Tinto y Odiel como en el canal común formado por las desembocaduras de ambos ríos. En esta publicación, en las figuras 8.2 y 8.3, y sólo como ejemplo, se muestra la evolución de las concentraciones de actividad de 226Ra en aguas y sedimentos recogidos a lo largo del río Odiel (antes de su confluencia con la desembocadura del Tinto). En dichas figuras se observa, en primer lugar, el claro impacto radiológico producido durantes los años en que se realizaban vertidos directos de fosfoyeso a este río (en el entorno de los puntos O3 y O4) y como esa contaminación se dispersaba y afectaba incluso a puntos de muestreo situados río arriba (O2) de la zona de vertidos por la acción de las mareas. Posteriormente, y después del cambio en la política de gestión de residuos y el cese de vertidos directos de fosfoyeso (realizado a partir de finales de 1997), se observa en las mismas figuras cómo las concentraciones de 226Ra tanto en aguas como en sedimentos disminuyen drásticamente hasta alcanzar en las aguas valores que se pueden considerar incluso como naturales. Sólo en los sedimentos superficiales se sigue observando en las zonas más cercanas a donde se realizaban los vertidos, remanentes de contaminación que se prevé continuarán diluyéndose con el tiempo, bien por la propia dinámica del estuario que induce a la dispersión de la materia contaminada, bien por la sedimentación de nueva materia libre de esta contaminación sobre los sedimentos contaminados. Figura 8.1. Mapa del estuario formado por la confluencia de las desembocaduras de los ríos Tinto y Odiel. El estuario estudiado ha sido dividido en tres zonas: zona Odiel (color azul), en cuyo entorno se sitúa el complejo industrial donde se localizan las plantas dedicadas a la producción de ácido fosfórico, zona Tinto (color verde) en cuyo entorno se ubican las balsas formadas para el apilamiento de fosfoyeso, y, zona canal común (color morado) Río Odiel Balsas fosfoyeso Huelva Río Tinto Factorías fosfatos Confluencia Odiel-Tinto O2 O3 O4 O5 O6 O7 OT1 OT2 OT3 OT4 OT5 T2 T3 T4 T5 T6 Precisamente para corroborar las previsiones comentadas al final del párrafo previo, o, dicho en otras palabras, para analizar la evolución que está experimentando el estuario desde el punto de vista radiactivo hacia su restauración natural a partir del cambio en la política de gestión de residuos, se procedió a realizar en la zona, la campaña de muestreo correspondiente al año 2005, dentro del marco de este proyecto. Para ello contamos con la inestimable ayuda de la Consejería de Pesca de la Junta de Andalucía que puso a nuestra disposición la logística necesaria. Un total de 15 muestras de agua y 15 de sedimentos superficiales fueron recogidas en los puntos de muestreo habituales (ver figura 8.1). En las muestras sedimentarias se determinaron las concentraciones de 210Pb, 226Ra, 238U y 232Th mediante la aplicación de diversas técnicas radiométricas, mientras que, como novedad, se determinaron en las aguas las concentraciones de 15 elementos estables mediante la aplicación de la técnica ICP-MS (Mantero et al., 2006). En la figuras 8.4 y 8.5 se muestran los resultados para 210Pb y 226Ra obtenidos analizando los sedimentos superficiales colectados a lo largo del estuario en 2005. En ambas figuras se observa que con excepción de las muestras recogidas en el entorno de las fábricas de producción de ácido fosfórico (muestras O4 y O5) y las situadas en el entorno de las balsas de fosfoyeso, los valores son típicos de sedimentos de estuario no afectados por actividades antropogénicas. Impacto radiológico ambiental en la ría de Huelva 67 Figura 8.2. Concentraciones de actividad de 226Ra (mBq/l) en muestras de agua del río Odiel. Se comparan los resultados obtenidos en muestreos realizados en 1990, 1991, 1999, 2001 y 2002 (para identificación de los puntos de muestreo ver figura 8.1) 150 100 50 0 O 1 O 2 O 3 O 4 O 5 O 6CB1 CB2 O 7 1990 1991 1999 2001 2002 (mBq/l) 226Ra en muestras de agua (río Odiel) Figura 8.3. Concentraciones de actividad de 226Ra (Bq/kg) en muestras de sedimento del río Odiel. Se comparan los resultados obtenidos en muestreos realizados en 1989, 1993, 1999, 2001 y 2002 (para identificación de los puntos de muestreo, ver figura 8.1) 150 100 50 0 O 1 O 2 O 3 O 4 O 5 O 6 O 7 1990 feb.-93 nov.-93 1999 2001 2002 (mBq/l) 226Ra en sedimentos (río Odiel) Figura 8.4. Concentraciones de 210Pb (Bq/kg) determinados en sedimentos superficiales colectados a lo largo del estuario de Huelva (muestreo 2005) 800 700 600 500 400 300 200 100 0 O 2-R O 3-R O 4-R O 5-R O 6-X O 7-X O T1-X O T2-X O T3-R O T4-R O T5-R Bq/kg 2005 210Pb Río Odiel Confluencia Odiel-Tinto 800 700 600 500 400 300 200 100 0 T2-X T3-R T4-R T5-X T6-R O T1-X O T2-X O T3-X O T4-R O T5-R Bq/kg 2005 210Pb Río Tinto Confluencia Odiel-Tinto Los valores elevados obtenidos en O4 y O5, muestran la permanencia en esa zona de remanentes de contaminación con origen en los vertidos directos de fosfoyeso que se realizaban en la zona hasta 1998, mientras que los valores algo elevados en las muestras recogidas en el entorno de las balsas de fosfoyeso ponen de manifiesto la existencia de cierta lixiviación desde las balsas antiguas. Por otra parte, es de reseñar que los resultados obtenidos en este muestreo analizando las concentraciones de 210Pb y 226Ra en sedimentos superficiales del estuario, vuelven a poner de manifiesto la tendencia de este ecosistema a recuperar, desde el punto de vista radiológico, sus condiciones naturales, una vez finalizados los vertidos directos y una vez disminuidos drásticamente los indirectos asociados al funcionamiento de las plantas. Como queda nuevamente reflejado como ejemplo en la figura 8.6, una vez aplicado a principios de 1998 el cambio en la política de gestión del fosfoyeso producido (cese de vertidos directos, apilamiento en pila estanca funcionando en circuito cerrado), se ha producido una disminución continua y significativa de las concentraciones de 210Pb y 226Ra en el compartimento sedimentario de la ría, tendiendo a una distribución espacial más uniforme (influencia de homogeneización mareal) y a unos valores cada vez más cercanos a los naturales. ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 68 Figura 8.5. Concentraciones de 226Ra (Bq/kg) determinados en sedimentos superficiales colectados a lo largo del estuario de Huelva (muestreo 2005) 450 400 350 300 250 200 150 100 50 0 O 2-R O 3-R O 4com-R O 4fos-X O 5-R O 6-X O 7-X O T1-X O T2-X O T3-R O T4-R O T5-R Bq/kg 226Ra Mediante 214Pb Mediante 214Bi Río Odiel Confluencia Odiel-Tinto 400 300 200 100 0 T2-X T3-R T4-R T5-X T6-R O T1-X O T2-X O T3-X O T4-R O T5-R Bq/kg 226Ra Mediante 214Pb Mediante 214Bi Río Odiel Confluencia Odiel-Tinto Figura 8.6. Evolución temporal de la contaminación por 210Pb (Bq/kg) de los sedimentos superficiales del estuario de Huelva. Nótese la disminución abrupta en los niveles de este radionucleido a partir de comienzos de 1998, cuando se produjo el cambio en la política de gestión de los fosfoyesos 5.000 4.000 3.000 2.000 1.000 0 Febrero-93 Noviembre-03 98 99 01 05 Año 89 92 Febrero-93 Noviembre-03 99 01 05 Año Bq/kg 210Pb O 3 O 4 O 5 600 500 400 300 200 100 0 Bq/kg 210Pb O T1 O T2 O T5 Especial mención merecen los resultados obtenidos en la determinación de las concentraciones de 238U en los mismos sedimentos superficiales (muestreo de 2005). Tal y como se observa en la figura 8.7, esas concentraciones alcanzan valores superiores a los 200 Bq/kg en algunos puntos de muestreo del Odiel, y prácticamente en todos los puntos del Tinto situados en el entorno de las balsas. Teniendo presente que este elemento se encuentra en concentraciones claramente inferiores a las de 210Pb y 226Ra en los fosfoyesos, su presencia en los niveles encontrados en la actualidad debe tener un origen distinto al mencionado para el 226Ra y para el 210Pb. Esta presencia se debe, por una parte, a aportes de este elemento procedentes de las cabeceras de los ríos Tinto y Odiel, pues al ser ríos mineros y acidificados lo transportan en disolución en sus aguas hasta el estuario donde debido al cambio abrupto de pH y salinidad experimentan su precipitación. Y por otra parte (en el caso del río Tinto) su presencia se debe también a su lixiviación desde las balsas de fosfoyeso formadas con anterioridad al cambio en la política de gestión de residuos y que se encuentran en contacto y clara interacción con el ecosistema acuático adyacente. Tal y como se ha indicado previamente, experimentos de laboratorio realizados por nuestro grupo de investigación ponen de manifiesto que aunque los niveles de uranio en el fosfoyeso acumulado en dichas balsas es claramente inferior a los niveles de 226Ra y 210Pb, este elemento experimenta un elevado grado de lixiviación en contacto con las masas de agua del estuario tendiendo a pasar a éstas en una elevada proporción (Aguado et al., 2005). Esta lixiviación es claramente inferior en el caso del 210Pb y el 226Ra, tendiendo estos radionucleidos a permanecer fijados a la matriz de fosfoyeso. Impacto radiológico ambiental en la ría de Huelva 69 Figura 8.7. Concentraciones de 238U (Bq/kg) determinados en sedimentos superficiales colectados a lo largo del estuario de Huelva T2-X T3-R T4-R T5-X T6-R O T1-X O T2-X O T3-X O T4-R O T5-R Bq/kg 238U 500 450 400 350 300 250 200 150 100 50 0 500 450 400 350 300 250 200 150 100 50 0 O 2-R O 3-R O 4com-R O 5-R O 6-X O 7-X O T1-X O T2-X O T3-R O T4-R O T5-R Bq/kg 238U El doble origen del uranio acumulado en los sedimentos del estuario conformado por las desembocaduras de los ríos Tinto y Odiel, queda ratificado observando que desde el cambio de la política de gestión de los fosfoyesos en 1998 no se ha producido una disminución notable en las concentraciones de este radioelemento en los sedimentos (ver figura 8.8), a diferencia de lo observado para el 210Pb y el 226Ra. Una clara reconstrucción histórica de la influencia, tanto de las actividades mineras como de los vertidos realizados por las fábricas de producción de P2O5, en la evolución de las concentraciones de los isótopos de uranio en el estuario de Huelva se ha realizado a través del estudio de las variaciones de estas concentraciones en profundidad en un testigo sedimentario de 1 m de longitud. Dicho testigo fue colectado en 1998 en las marismas del estuario del río Odiel, concretamente en Figura 8.8. Concentraciones de actividad de 238U (Bq/kg) en sedimentos superficiales del río Odiel. Se comparan los resultados obtenidos en muestreos realizados en 1988, 1989, 1998, 1999 y 2001 1.200 1.000 800 600 400 200 0 O 1 O 2 O 3 O 4 O 5 O 6CB1 CB2 O 7 1988 1989 1998 1999 2001 Bq/kg 238U en sedimentos superficiales (río Odiel) las cercanías de los puntos donde desde 1968 hasta 1997 se realizaban los vertidos de fosfoyeso por las factorías de fertilizantes, y ha podido ser datado en nuestro laboratorio mediante la aplicación del método de fechado por 210Pb y otras técnicas isotópicas radiactivas (San Miguel, 2001). Ello ha permitido obtener una información única sobre la evolución temporal de las concentraciones de U durante los últimos 200 años en la zona sedimentaria de donde el testigo fue colectado. El perfil de 238U obtenido en el análisis de dicho testigo se presenta en la figura 8.9. En dicha figura, en su eje vertical derecho se muestra la cronología establecida en el testigo mediante la aplicación de técnicas radiométricas, asociándola en cada caso mediante una línea discontinua con su correspondiente profundidad en centímetros (así, por ejemplo, podemos indicar que el material sedimentario situado a 8 cm de profundidad en el testigo fue formado en al año 1968). Atendiendo a los resultados obtenidos, el testigo sedimentario fue dividido para su análisis en tres grandes zonas. La primera zona, que se corresponde con la más profunda del sedimento (y marcada en la figura con el número 3) se caracteriza por presentar concentraciones de 238U similares o ligeramente superiores a las normales en sedimentos de estuario, lo que es explicable si indicamos que los estratos que conforman esta zona fueron formados con anterioridad a 1800, cuando las actividades mineras en las cabeceras de los ríos Tinto y Odiel se encontraban prácticamente abandonadas o con una mínima actividad. La segunda zona, abarca a los estratos situados entre las profundidades 30 y 8 cm y se corresponde cronológicamente con los estratos formados entre 1824 y 1968. Se observa en esta zona, y a partir de la cronología establecida, cómo desde mediados del siglo XIX las concentraciones de 238U en los estratos correspondientes experimentan un nítido y pronunciado incremento hasta alcanzar valores máximos en el último cuarto del siglo XIX y primer cuarto del siglo XX, en clara correlación con el auge de las actividades mineras en las cabeceras de los ríos Tinto y Odiel durante esa época, fundamentalmente a través de compañías inglesas y alemanas (esas actividades mineras alcanzaron su máxima producción entre 1880 y 1930). Posteriormente, y desde la guerra civil española, las labores mineras en las cuencas de los ríos Tinto y Odiel experimentaron un continuo y pronunciado declive, lo que queda reflejado en nuestro testigo sedimentario en una disminución nítida y pronunciada de las concentraciones de uranio desde 1930, hasta alcanzar unos valores mínimos a mediados del siglo XX. Finalmente, la tercera y última zona abarca los 8 cm más superficiales del testigo sedimentario que se corresponden cronológicamente con los estratos formados entre 1968 y la fecha de colección del sedimento (1998). En esta zona se observa un incremento de las concentraciones de uranio respecto a los valores mínimos observados a mediados del siglo XX. Estos incrementos en las concentraciones de uranio se empiezan a observar cronológicamente justo después del comienzo de las actividades de las plantas de producción ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 70 Figura 8.9. Perfil de 238U obtenido en el análisis de un testigo sedimentario colectado en las marismas del estuario del río Odiel. La cronología establecida mediante la aplicación de técnicas radiométricas se detalla en el eje vertical derecho. En el perfil del testigo se remarcan en rojo tres zonas de la columna sedimentaria: (1) zona afectada por la actividad industrial en el estuario (vertidos de fosfoyeso), (2) zona afectada por las actividades mineras realizadas en las cabeceras de los ríos Tinto y Odiel, y (3) zona natural 238U (Bq/kg) 0200 400 600 1 2 3 0 10 20 30 60 80 100 1968(2) 1933(7) 1869(13) 1824(19) de ácido fosfórico (1968) por lo que pueden ser fácilmente correlacionados con los vertidos directos e indirectos realizados desde entonces y hasta 1997 por ellas, y sus valores son claramente inferiores a las concentraciones máximas observadas en los estratos formados a finales del siglo XIX y principios del XX, lo que permite evaluar la importancia del aporte minero en su época de máximo esplendor. Debido a la fecha de colección de este testigo sedimentario (1998), no puede quedar reflejado en sus estratos superiores el cambio de política de gestión de residuos de las fábricas dedicadas a la producción de P2O5. Se finaliza el análisis del impacto radiológico remanente en el estuario de Huelva, indicando que las concentraciones de 232Th determinadas en los sedimentos superficiales colectados en el muestreo realizado en el año 2005 son bastantes uniformes y concordantes con las encontradas en otros estuarios no afectados por actividades antropogénicas (ver figura 8.10). Ello no es sorprendente, pues el impacto radiactivo histórico experimentado por el estuario onubense se ha circunscrito a radionucleidos pertenecientes a la serie del 238U que son los que se encuentran en concentraciones enriquecidas en la materia prima y en los residuos utilizados y/o generados en la producción de ácido fosfórico. Adicionalmente a las determinaciones radiométricas ya mostradas, el estudio medioambiental en el estuario se completó determinando las concentraciones de 15 elementos estables en aguas superficiales colectadas simultáneamente a las muestras sedimentarias y en los mismos puntos de muestreo. Estas aguas, fueron analizadas mediante la aplicación de la técnica ICP-MS y los elementos cuantificados en cada una de las muestras fueron los siguientes: Be, Al, V, Cr, Mn, Co, Ni, Cu, Zn, As, Se, Mo Cd, Sb, Tl, Pb, Th y U. Para la realización de estas determinaciones fue necesaria la adaptación y puesta a punto de un protocolo de medida que impidiera el colapso del sistema debido a la presencia de una elevada concentración de sales en las aguas a analizar. No se analizan todos los resultados, al quedar ese análisis fuera de los objetivos de este informe. Simplemente se han analizado los resultados obtenidos para un conjunto de elementos metálicos clave. Estos elementos son: a) Al, Cu y Zn cuya presencia en las aguas del estuario históricamente se puede asociar tanto a su transporte en disolución desde las cabeceras de los ríos Tinto y Odiel (ambos ríos, son ríos mineros y en sus márgenes se ha producido históricamente la explotación de piritas enriquecidas en estos elementos), como a los vertidos realizados por industrias químicas del Polo Químico de Huelva situadas en el estuario (industrias de extracción de cobre, de producción de ácido sulfúrico, de producción de dióxido de titanio, etc.). b) As y Cd, cuya presencia histórica en la ría en niveles superiores a los naturales se ha debido fundamentalmente a los vertidos antropogénicos realizados por las industrias localizadas en el estuario. Impacto radiológico ambiental en la ría de Huelva 71 Figura 8.10. Concentraciones de 232Th (Bq/kg) determinadas en sedimentos superficiales colectados a lo largo del estuario de Huelva (muestreo 2005) 80 70 60 50 40 30 20 10 0 O2-R O3-R O4-R O5-R O6-X O7-X OT1-X OT2-X OT3-R OT4-R OT5-R Bq/kg 2005 232Th Río Odiel Confluencia Odiel-Tinto 80 70 60 50 40 30 20 10 0 T2-X T3-R T4-R T5-X T6-R OT1-X OT2-X OT3-X OT4-R OT5-R Bq/kg Río Odiel Confluencia Odiel-Tinto 2005 232Th Teniendo presente que el cambio de gestión de residuos realizado por la industria dedicada a la producción de ácido fosfórico en 1998 no fue una actuación 10 RESUMEN Y CONCLUSIONES FINALES ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 80 Se finaliza esta publicación recopilando las principales conclusiones obtenidas en el estudio y evaluación del impacto radiológico asociado a las actividades de las industrias de producción de ácido fosfórico, sitas en Huelva. Estas conclusiones son las siguientes: –El impacto radiológico ocupacional asociado al desarrollo de las actividades laborales en el interior de estas industrias, bajo condiciones normales de operación, es bastante limitado y el incremento de las dosis efectivas susceptibles de ser recibidas por los trabajadores se encuentra por debajo de 1 mSv/año. –El impacto radiológico ocupacional asociado a las actividades laborales llevadas a cabo en relación con la gestión, almacenamiento y mantenimiento del fosfoyeso generado en las fábricas de producción de ácido fosfórico, es también bastante limitado. El incremento de las dosis efectivas susceptibles de ser recibidas por los trabajadores también se encuentra por debajo de 1 mSv/año. –El impacto radiológico en el público producido por las actividades asociadas a la producción de ácido fosfórico en Huelva y a la gestión que realiza del subproducto que genera, y que se almacena en las marismas del Tinto, es prácticamente nulo. –La nueva política de gestión de los fosfoyesos, llevada a cabo desde 1998, ha provocado el cese de aportes de elementos radiactivos al estuario de Huelva. Dicho estuario, por otra parte, ha experimentado, desde el cambio en la política de gestión de los fosfoyesos, una regeneración desde el punto de vista radiológico, habiendo recuperado prácticamente en la actualidad la situación previa al comienzo de las actividades de las industrias de producción de ácido fosfórico, que datan desde 1968. A la vista de estas conclusiones, se estima que dicha industria no deberá estar sometida a control, y que no es necesario adoptar medidas correctoras destinadas a reducir las exposiciones y/o la aplicación de medidas de protección radiológica. Únicamente, tal y como se ha indicado en la memoria.durante las labores de mantenimiento en las plantas se recomienda tomar medidas de precaución para minimizar las dosis por inhalación susceptibles de ser recibidas por los trabajadores (mediante el uso de mascarillas) y, al menos hasta obtener un conjunto significativo de datos, realizar un control con dosímetros personales de los trabajadores. Adicionalmente, y en las zonas en las que las exposiciones por irradiación externa son más altas bajo condiciones normales de operación la empresa tiene que tomar las medidas necesarias para asegurar que no exista en un futuro un incremento radical en los factores de ocupación hasta ahora seguidos, que actualmente son muy bajos, pues ello podría acarrear un incremento de las dosis efectivas por irradiación externa susceptibles de ser recibidas por los trabajadores. 11 REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 82 (ABSI, 2005). ABDESALAM ABSI. Evolución del impacto radiactivo ambiental en la Ría de Huelva tras el cambio en la gestión de los residuos de las industrias de producción de acido fosfórico. Tesis Doctoral, Universidad de Sevilla, 2005. (ABRIL et al., 2006). J. M. ABRIL, M. GARCÍA-LEÓN, R. GARCÍA-TENORIO et al. Evaluación de la seguridad alimentaria y radiológica en la aplicación del fosfoyeso como enmienda de suelos agrícolas recuperados en las marismas del Guadalquivir. Publicaciones Técnicas Enresa, 210 pp, diciembre 2006, ISSN: 1134-380X. (ABRIL et al., 2007). J. M. ABRIL, R. GARCÍA-TENORIO, S. HURTADO, I. VIOQUE y J. MANTERO. “Extensive 222Rn exhalation measurements in phosphogypsum stacks from South-West of Spain using charcoal canisters”. 5th International Symposium on Naturally Occurring Radioactive Materials (NORM V), Sevilla, marzo 2007. (AGUADO, 2003). J. L. AGUADO. Aplicaciones de la espectrometría alfa en la caracterización de isótopos de Ra y U en residuos industriales y matrices ambientales. Tesis Doctoral, Universidad de Sevilla, 2003. (AGUADO et al., 2005). J. L. AGUADO, J. P. BOLÍVAR, E. G. SAN MIGUEL y R. GARCÍA-TENORIO. “A sequential extraction procedure to determine Ra and U isotopes by alpha-particle spectrometry in selective leachates”. En el libro: The Natural Radiation Environment VII. Proceedings VII Natural Radiation in The Environment Conference, mayo 2002, Rodas, Grecia. Elsevier (2005) Eds: J. P. McLaughin, E. S. Simopoulos y F. Steinhausler. (BOLÍVAR et al., 1993). J. P. BOLÍVAR, A. MARTÍNEZAGUIRRE y R. GARCÍA-TENORIO. “Radioactivity involved in the production of fertilizers: radioecological impact”. En proceedings European Meeting on Chemical Industry and Environment, pp. 311-320, Servicio de Publicaciones Universidad de Girona, 1993. (BOLÍVAR, 1995). J. P. BOLÍVAR. Aplicaciones de la espectrometria alfa y gamma al estudio del impacto radiactivo producido por industrias no nucleares. Tesis Doctoral, Universidad de Sevilla, 1995. (BOLÍVAR et al., 1996). J. P. BOLÍVAR, R. GARCÍA-TENORIO y M. GARCÍA-LEÓN. “On the fractionation of natural radioactivity in the production of phosphoric acid by the wet acid method”. Journal of Radioanal. and Nucl. Chem. Letters 214 (1996) 77-88. (BOLÍVAR et al., 1998). J. P. BOLÍVAR, R. GARCÍA-TENORIO y J. L. MÁS. Radioactivity of phosphogypsum in the South-West of Spain. Radiation Protection Dosimetry 76 (1998) 185-189 (BOLÍVAR et al., 2007). J. P. BOLÍVAR, T. TERÁN, E. G. SAN-MIGUEL y R. GARCÍA-TENORIO. “Radiactividad natural en aerosoles en una industria NORM: implicaciones radiológicas”. Radioprotección 53, vol XIV (2007) 328-331. (BOLÍVAR et al., 2008a). J. P. BOLÍVAR, J. E. MARTÍN, R. GARCÍA-TENORIO, J. P. PÉREZ-MORENO y J. L. MÁS. “Behaviour and fluxes of natural radionuclides along the production process of a phosphoric acid plant”. Artículo en prensa. (BOLÍVAR et al., 2008b). J. P. BOLÍVAR, J. E. MARTÍN, J. L. MÁS y R. GARCÍA-TENORIO. “External exposures in a phosphoric acid plant”. Artículo en prensa. (BOLÍVAR y GARCÍA-TENORIO, 2005). J. P. BOLÍVAR y R. GARCÍA-TENORIO. “Occupational exposures and distribution of natural radionuclides in the phosphoric acid production by the wet process (Spain)”. Procceedings 9th European Alara Network Workshop on “Occupational exposures to Natural Radiation”. Augsburgo, Alemania. (BORREGO et al., 2007). E. BORREGO, J. L. MÁS, J. E. MARTÍN, J. P. BOLÍVAR y F. VACA. “Radioactivity levels in aerosols particles surrounding a large TENORM waste repository after application of preliminary restoration tasks”. Science of the Total Environment 377 (2007) 27-35. (CANCIO et al., 1998). D. CANCIO, J. GUTIÉRREZ, J. C. SÁEZ y J. PALOMARES. Revisión de la situación radiológica en la zona de vertidos de la industria de fosfatos en Huelva. Informe del Ciemat para CSN, 1998. (CARVALHO, 1995). F. P. CARVALHO. “Origins and concentrations of 222Rn, 210Pb, 210Bi and 210Po in the surface air at Lisbon, Portugal, at the Atlantic Edge of the European Continental Landmass”. Atmospheric Environment 29 (1995) 1809-1819. (Egmasa, 1996). Evaluación radiológica de las balsas de fosfoyeso recuperadas. Informe final Egmasa, 1996. (GARCÍA-LEÓN et al., 1995) M. GARCÍA-LEÓN, A. MARTINEZ, R. PERIÁÑEZ, J. P. BOLÍVAR y R. GARCÍA-TENORIO. “Levels and behaviour of natural radioactivity in the vicinity of phosphate fertilizers industries”. J. Radioanal and Nucl. Chem. 197 (1995) 174-184. (GARCÍA-TENORIO y BOLÍVAR, 2007). R. GARCÍA-TENORIO y J. P. BOLÍVAR. “Experiences in the phosphate industry dealing with NORM in Spain”. European Alara Network Workshop, Dresden Alemania, noviembre 2007. (GONZÁLEZ-LABAJO et al., 2000). J. GONZÁLEZ-LABAJO, J. P. BOLÍVAR y R. GARCÍA-TENORIO. “Determinación de isótopos de Uranio y Po-210 en arenas por espectrometría alfa. Influencia del proceso de disolución de la matriz”. Anales de Física, serie B 95 (2000) 20-25. (GUIMOND y HARDIN, 1989). R. J. GUIMOND y J. M. HARDIN. “Radioactivity released from phosphate-containing fertilizers and from gypsum”. Radiation Physics and Chemistry 34 (1989) 309-315. (HURTADO et al., 2003). S. HURTADO, R. GARCÍA-TENORIO y M. GARCÍA-LEÓN. “Pb-210 determination in lead shields for low-level gamma-spectrometry applying two independent radiometric techniques”. Nuclear Instruments and Methods A 497 (2003) 381-388. (IAEA, 2007). “Assessing the need for radiation protection measures in work Involving minerals and raw materials”. IAEA Safety Reports Series No 49, 2007, IAEA, Viena. (MANJÓN et al., 2005). G. MANJÓN, R. GARCÍA-TENORIO, A. ABSI, M. VILLA, H. P. MORENO y R. PERIÁÑEZ. “Estudio de la influencia del cambio en la política de gestión de residuos por fábricas de producción de ácido fosfórico en la disminución de la contaminación por radionúclidos naturales en la ría de Huelva”. Radioprotección 45 (2005) 236-240. (MANTERO et al., 2006). J. MANTERO, A. CALLEJA J. L. MÁS, S. HURTADO, G. MANJÓN, R. GARCÍA-TENORIO y M. GARCÍA-LEÓN. “Natural radioactivity and trace elements in the Huelva estuary”. Contribución a Vth International Workshop on Natural Radiation and Environment, Valladolid, julio 2006. (MÁS et al., 2001). J. L. MÁS, J. P. BOLÍVAR, R. GARCÍATENORIO, J. L. AGUADO, E. G. SAN MIGUEL y J. GONZÁLEZ.“A dosimetric model for determining the efectiveness of soil covers for phosphogypsum waste piles”. Health Physics 80 (2001) 34-40. (MÁS et al., 2006). J. L. MÁS, E. G. SAN MIGUEL, J. P. BOLÍVAR, F. VACA y J. P. PÉREZ. “An assay on the effect of preliminary restoration tasks applied to a large TENORM wastes disposal in the south-west of Spain”. Science of the Total Environment 364 (2006) 55-66. (PÉREZ-MORENO et al., 2001). J. P. PÉREZ-MORENO, J. P. BOLÍVAR, R. GARCÍA-TENORIO, E. G. SANMIGUEL, J. L. AGUADO, J. L. MÁS y F. VACA. “A simple method for efficiency calibration of Ge detectors in gammaspectrometric measurements”. Radiation Physics and Chemistry 61 (2001) 437-438. (QUEROL et al., 2002). X. QUEROL, A. ALASTUEY, J. DE LA ROSA, A. SÁNCHEZ DE LA CAMPA, F. PLANA y C. R. RUIZ. “Source apportionment análisis of atmospheric particulares in an industrialised urban site in Southwestern Spain”. Atmospheric Environment 36 (2002) 3113-3125. (RUTHERFORD et al., 1994). P. M. RUTHERFORD, M. J. DUDAS y R. A. SAMEK.“Environmental impacts of phosphogypsum”. The Science of the Total Environment 149 (1994) 1-38. (SANMIGUEL, 2001). E. G. SANMIGUEL. Aplicación del método de fechado por Pb-210 en sistemas acuáticos de Andalucía Occidental. Tesis Doctoral, Universidad de Sevilla, 2001. Referencias bibliográficas 83 (SANMIGUEl et al., 2002). E. G. SANMIGUEL, J. P. PÉREZMORENO, J. P. BOLÍVAR, R. GARCÍA-TENORIO y J. E. MARTÍN. “Pb-210 determination by gamma-ray spectrometry in voluminal samples (cylindrical geometry)”. Nuclear Instruments and Methods, A 493 (2002) 111-120. (Unscear, 1988). United Nations Committee on the Effects of Atomic Radiation Sources. Effects and Risks of Ionizing Radiation. Report to the General Assembly with annexes. United Nations sales publication. New York, 1988. (Unscear, 1993). United Nations Committee on the Effects of Atomic Radiation Sources. Effects and Risks of Ionizing Radiation. Report to the General Assembly with annexes. United Nations sales publication. New York, 1993 (Usepa, 1992). Potential uses of phosphogypsum and associated risks. Background information document for 40 CFR 61 Subpart R. Ntl. Emission Standards for radon emissions from PG stacks. USEPA 402-R92-002. USEPA, Washington D.C. (VILLA et al., 2005). M. VILLA, A. ABSI, G. MANJÓN, H. P. MORENO, R. GARCÍA-TENORIO y R. PERIÁÑEZ. “Natural restoration of a Spanish estuary affected by anthropogenic input of NORM”. En el libro: Natural Occurring Radioactive Materials (NORM IV) IAEATECDOC 1472, IAEA, Viena. ESTUDIO Y EVALUACIÓN DEL IMPACTO RADIOLÓGICO PRODUCIDO POR LAS ACTIVIDADES DE DIVERSAS INDUSTRIAS NO NUCLEARES DEL SUR DE ESPAÑA 84 ÍNDICE DE CONTENIDOS INTRODUCCIÓN . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5 SUMARIO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7 RESUMEN DEL PROYECTO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9 1. ANÁLISIS RADIOMÉTRICO DE MUESTRAS COLECTADAS EN EL PROCESO INDUSTRIAL . . . . 11 2. BALANCE RADIACTIVO EN EL INTERIOR DE LA FÁBRICA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 23 3. EVALUACIÓN RADIOLÓGICA EN EL INTERIOR DE LA FÁBRICA. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27 1. Irradiación externa . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 28 2. Inhalación de material particulado . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31 3. Inhalación de 222Rn . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 33 4. DIAGNÓSTICO DE LAS ACTIVIDADES REALIZADAS EN EL INTERIOR DE LA FÁBRICA . . . . . 37 5. DESCRIPCIÓN Y CARACTERIZACIÓN RADIOLÓGICA DE LA ZONA DE APILAMIENTO DE LOS FOSFOYESOS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 41 1. Evolución histórica y status actual de la zona de apilamientos. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 42 2. Caracterización radiactiva del material almacenado en las balsas de fosfoyeso. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 44 2.1. Fosfoyesos de la zona 1 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45 2.2. Fosfoyesos zonas 2, 3 y 4 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 46 2.3. Suelos zona 2 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47 2.4. Zona 4: suelos y productos para su restauración. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47 2.5. Exhalación de Rn en la zona 3 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48 6. EVALUACIÓN RADIOLÓGICA ASOCIADA A LA GESTIÓN DE LOS FOSFOYESOS GENERADOS 53 1. Irradiación externa . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 54 2. Inhalación del 222Rn (concentración en aire sperficial) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 56 3. Inhalación de material particulado resuspendido desde las balsas. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 57 7. DIAGNÓSTICO DE LAS ACTIVIDADES ASOCIADAS A LA GESTIÓN DE LOS FOSFOYESOS. . . 63 8. IMPACTO RADIOLÓGICO AMBIENTAL EN LA RÍA DE HUELVA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 65 9. DIAGNÓSTICO AMBIENTAL EN EL ENTORNO DEL POLO QUÍMICO DE HUELVA . . . . . . . . . . 75 10. RESUMEN Y CONCLUSIONES FINALES . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 79 11. REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81 Índice de contenidos 85 Estudio y evaluación del impacto radiológico producido por las actividades de diversas industrias no nucleares del sur de España Industrias de ácido fosfórico Colección Informes Técnicos 29.2011