Análisis del impacto radiológico de la soldadura por arco

  1. ROZAS GUINEA, SAROA
Dirigida por:
  1. Margarita Herranz Soler Director/a

Universidad de defensa: Universidad del País Vasco - Euskal Herriko Unibertsitatea

Fecha de defensa: 08 de enero de 2014

Tribunal:
  1. Astrid Barona Presidente/a
  2. Raquel Idoeta Hernandorena Secretario/a
  3. Rafael García-Tenorio García-Balmaseda Vocal
  4. Rafael Núñez-Lagos Roglá Vocal
  5. José Luis Martín Matarranz Vocal
Departamento:
  1. Ingeniería Energética

Tipo: Tesis

Teseo: 116483 DIALNET

Resumen

Durante el estudio del contenido radiactivo de los electrodos toriados para soldaduraTIG (Tungsten Inert Gas) y la exposición debida a su uso en industrias no radiológicas, elequipo autor descubrió que en la fabricación de electrodos revestidos para soldadura por arcose utilizan materias primas con apreciable contenido de NORM (Naturally OccurringRadioactive Materials).La actividad de esos materiales y el volumen de mercado de los electrodos revestidos yotros consumibles como el hilo tubular y el flux, que también contienen NORM, hicieronsospechar un posible impacto radiológico en los trabajadores. Por ello, la realidad industrialactual, el contenido radiactivo, el proceso de fabricación, el almacenamiento y el uso de losconsumibles de soldadura han sido objeto de análisis en esta Tesis, para así poder evaluardicho impacto.Si bien durante la fabricación y el almacenamiento la dosis recibida por lostrabajadores es principalmente externa, durante la soldadura la dosis es fundamentalmenteinterna, y siempre menor que el límite de dosis de 1 mSv a-1, aun en las condiciones másdesfavorables.Para poder valorar las dosis se han empleado MCNP (Monte Carlo N-ParticleTransport Code) y DCAL (Dose and Risk Calculation Software). Además, se ha desarrolladoun método análitico basado en las ecuaciones de Bateman, que permite determinar laconcentración de actividad de los radionucleidos de las series del uranio y el torio en aire apartir, únicamente, de la medida inmediata de 214Pb y 214Bi por espectrometría gamma.