Determinación de actividad alfa total y beta total en residuos radiactivos líquidos provenientes de la producción de Mo-99 utilizando un detector de centelleo sólido
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Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
Universidad Nacional San Martin. Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
Universidad Nacional San Martin. Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
Resumen
La caracterización de los residuos radiactivos es un paso muy importante dentro de las etapas de para la gestión de los residuos radiactivos, dado que puede influir en las etapas posteriores como el acondicionamiento, el almacenamiento y la disposición final (Ferreira, Ferreira, Araujo & Marumo, 2013). Esta caracterización debe proporcionar información confiable para satisfacer los requerimientos regulatorios basados en el análisis radiológico y químico de muestras de residuos representativas (IAEA, 2007). es por ello que el propósito de este trabajo es presentar los procedimientos adoptados para la preparación de muestras de residuos líquidos procedentes de las etapas de disolución y purificación del proceso de producción de Mo-99 y su detección en un sistema que utiliza un centellador sólido (ZnS:Ag) como detector. A tal fin, y en pos de verificatr la aplicabilidad de esta técnica, se prevé la comparación de resultados obtenidos a través de la cuantificación de las actividades alfa total y beta total de dichas corrientes, medidas con un contador de centelleo sólido y con un detector de centelleo líquido.
The characterization of radioactive waste is a very important step in radioactive waste management, since it can influence subsequent stages such as conditioning, storage, and final disposal (Ferreira, Ferreira, Araujo, & Marumo, 2013). This characterization must provide reliable information to satisfy regulatory requirements based on the radiological and chemical analysis of representative waste samples (IAEA, 2007). Therefore, the purpose of this work is to present the procedures adopted for the preparation of liquid waste samples from the dissolution and purification stages of the Mo-99 production process and their detection in a system that uses a solid-state scintillator (ZnS:Ag) as a detector. To this end, and in order to verify the applicability of this technique, a comparison of the results obtained through the quantification of the total alpha and total beta activities of these streams, measured with a solid-state scintillation counter and a liquid scintillation detector, is planned.
The characterization of radioactive waste is a very important step in radioactive waste management, since it can influence subsequent stages such as conditioning, storage, and final disposal (Ferreira, Ferreira, Araujo, & Marumo, 2013). This characterization must provide reliable information to satisfy regulatory requirements based on the radiological and chemical analysis of representative waste samples (IAEA, 2007). Therefore, the purpose of this work is to present the procedures adopted for the preparation of liquid waste samples from the dissolution and purification stages of the Mo-99 production process and their detection in a system that uses a solid-state scintillator (ZnS:Ag) as a detector. To this end, and in order to verify the applicability of this technique, a comparison of the results obtained through the quantification of the total alpha and total beta activities of these streams, measured with a solid-state scintillation counter and a liquid scintillation detector, is planned.