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instituto nacional de investigaciones nuclear»

GSR-91-16

PROGRAMA DE VIGILANCIA RADIOLÓGICA - AMBIENTAL DEL CENTRO DE ALMACENAMIEN TO DE DESECHOS RADIACTIVOS DE MAQUIX CO, EN EL PERIODO ENERO-DICIEMBRE.

1 9 9 1

(2)

INSTITUTO NACIONAL DE INVESTIGACIONES NUCLEARES

DIRECCIÓN DE SERVICIOS TÉCNICOS

PROGRAMA DE VIGILANCIA RADIOLÓGICA AMBIENTAL

DEL CENTRO DE ALMACENAMIENTO D E DESECHOS RADIACTIVOS DE MAQUIXCO EN EL PERIODO ENERO - DICIEMBRE DE 1991.

M. EN C. MA. ISABEL GASO PRADA

DEPARTAMENTO DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

GERENCIA DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA INFORME QSR-91-lfe

DICIEMBRE DE 1991

instituto nacional de investigaciones nucleares ININ

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ÍNDICE

PPGINA

INTRODUCCIÓN 1 ANTECEDENTES £ ACTIVIDADES DEL PURA DEL CADER PARA 1991

RESULTADOS

MUÉSTREO Y ANÁLISIS DE PARTÍCULAS

SUSPENDIDAS EN AIRE 7 DETERMINACIÓN DE Radón-£££ EN AIRE Y

GAS DEL SUBSUELO 10 DOSIMETRÍA TERMOLUMINISCENTE 12 MUESTREO Y ANÁLISIS MEDIANTE

ESPECTROMETRÍA GAMMA DE SUELO 13 MUESTREO Y ANÁLISIS DE AGUA 16 MUESTREO Y ANÁLISIS MEDIANTE

ESPECTROMETRÍA GAMMA DE NOPAL Y TUNA 19 ESTIMACIÓN DE TASA DE DOSIS GAMMA EN AIRE £1 DISCUSIÓN ¿3 CONCLUSIONES £/

REFERENCIAS £6

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INTRODUCCIÓN:

El objetivo primario de todo Pr-ograma de Vigilancia Radiológica Ambiental (PURA), es seguir la evolución del contenido radiactivo de los eslabones de las cadenas que constituyen las diferentes vías de transferencia de la radiactividad hacia el hoabre, con el fin de hacer una evaluación realista del impacto ambiental producido por la instalación bajo vigilancia.

La emisión de sustancias radiactivas al ambiente como consecuencia de la operación normal del CADER, constituye una fuente de exposi- ción del hombre a las radiaciones que debe ser adecuadamente vigi- lada y controlada para poder determinar la exposición potencial de la población que vive en el torea de influencia de la instalación.

Fn el CADER solamente pueden detectarse accidentes o escapes de radiactividad de evolución lenta. Actualmente no se tratan desé- enos radiactivos en dicha instalación.

En este informe se presentan los resultados obtenidos durante

en el Programa de Vigilancia Radiológica Ambiental del CADER de Maquixco(13).

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A. ANTECEDENTES:

A.1 Los objetivos del PvRA del CADER son:

A.1.1 En operación normal:

- Demostrar una adecuada vigilancia y control sobre el funcionanlento de la instalación.

- Conseguir que se lleve a cabo el muestreo y medi- ción de radiactividad en todas las nuestras ambien- tales con la frecuencia establecida en el PURA del CADER.

- Verificar el cumplimiento de los limites estableci- dos para el funcionamiento de la instalación, en la reglamentación nacional.

- Estimar de forma realista las dosis equivalentes recibidas por los individuos del público que habi- tan en la zona de influencia de la instalación.

- Detectar variaciones en la radiactividad ambiental e identificar si provienen de la instalación nu- clear bajo vigilancia, de explosiones nucleares o de causas naturales.

- Informar al oúblico y a las autoridades competentes sobre el impacto radiológico producido por la ins- talación.

A. i.¿ En caso de emergencia:

- Delimitar cc~ prensión la zo~>a afectada.

f?)

i n s t i t u t o n a c i o n a l d e i n v e s t i g a c i o n e s n u c l e a r e s I N I N

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- Seguir la evolución de la emergencia.

- Establecer acciones de protección a la población (control de agua y alioentos), con el fin de que las dosis que reciban sean tan bajas como razona- blemente pueda lograrse

- Informar al público y a las autoridades competentes de la situación de la emergencia y de su evolución.

A. 1.3 El PVRft del CADER para 1991, se aplica de la manera indicada en el documento:

"Programa de Vigilancia Radiológica Ambiental del CADER de Maquixco" (13).

Los puntos de muestreo seleccionados permiten vigilar las principales ratas de exposición al hombre: aire, suelo, agua de escurrimiento (superficial), agua po- table y depósito en vegetales.

A. 1.4 El Limite Primario anual del equivalente de dosis para miembros del público es de 5 mSv (16, 17).

Si dicho público estuviera expuesto a niveles cerca- nos al limite durante periodos prolongados, el equi- valente de dosis anual debe ser de 1 mSv <16).

Los Limites Derivados son valores de radiación ambiental o concentraciones de radionúclidos medidos en el PVRA, que corresponden a los limites de dosis mediante un modelo. Estos limites derivados se esta- blecen con el objeto de permitir una comparación di- recta del equivalente de dosis efectivo coi magnitu- des medidles, romo sor. las concentraciones ae raoio-

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núclidos en aire, agua, suelo, e t c . .

El Limite Derivado de Contaminación Ambiental se d e - fine como el valor anual medio de contaminación de un determinado componente del medio ambiente (S).

Los Niveles de Referencia (Nivel de Registro, Nivel de Investigación y Nivel de Intervención), fijados en el PVRtt del C A D E R U 3 ) son los siguientes:

- Como Nivel de Registro se tomó el limite inferior de detección para cada radionúclido y ruta de expo-

sición, al 9554 de intervalo de confianza.

- Para el Nivel de Investigación se fijó 0.1 mSv/a (16).

- El Nivel de Intervención se tomó como 0.5 mSv/a (16).

En las Tablas 1 y £ se presentan los valores de los Niveles de Investigación e Intervención Derivados calculados para cada radionúclido y ruta de exposi- ción, siguiendo la metodología de las referencias ¿, 3 y 11.

Estos Niveles de Referencia son Índices de la situa- ción existente, desde el punto de vista radiológico y sirven para determinar las acciones a seguir en cada caso particular (3, 4, é>).

Los Limites Inferiores de Detección (LID), o concen- tración de actividad mlni.ua iCMD) que puede detectar- se con un 9 5 % de confianza estadística, se calculan ps^a cada laboratorio v son función de la tasa de o de fondo er la r-eció" de ínrerés, del tiempo

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de «edición y de la eficiencia del detector.

En la Tabla 3 se indican las CMD calculadas para nuestro laboratorio.

B. ACTIVIDADES DEL PVRA EN 1991.

B.1 Las actividades se realizaron dentro de un programa de tra- bajo denominado "PROGRAMA DE VIGILANCIA RADIOLÓGICA AMBIENTAL DEL CADER", en el que participa el siguiente personal del Departamento de Protección Radiológica:

Jefe del Departamento: M. en C. Gustavo Molina

Responsables M. en C Ma. Isabel Gaso P.

Personal profesional: OFB Mercedes Alfaro L.

Qulm. Esperanza Quintero P.

Biól. Ma. Lourdes Cervantes N.

QFB Samuel Tejeda v.

Qulm. Hilario López G.

Personal técnico:

Secretaria:

Salomón Alvarado P.

Gonzalo Valentín A.

Ana Ma. López C.

Magdalena Cárdenas P.

Ma. Antonieta Páez L.

Además colaboraron las dependencias siguientes del INIIM:

Departamento de Física Nuclear (ftpoyo en dosimetría termo lumi- niscente y G3tseminación de Radón-¿.'¿Üü con detectores de tra- zas) .

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B.£ Las actividades en 1991 fueron:

- Muestreo de aire (par-ciculas de polvo atmosférico en filtros de fibra de vidrio). Este muestreo es continuo, con cambio de filtros quincenalmente.

- Análisis quincenal ae actividad alfa en los filtros.

- Análisis ouincenal de actividad beta en los filtros.

- Análisis quincenal de los filtros mediante espectrometría gamma.

- Muestreo y análisis trimestral de Radón-222 en aire y gas del subsuelo, con película plástica Kodak LR-115.

- Dosimetría termolummiscente (TLO) continua con cambio de dosímetro trimestral.

- Muestreo, oreparaeión y análisis de muestras de suelo por espectrometría gamma, con una frecuencia semestral.

- Muestreo, y preparación de muestras de agua superficial con una frecuencia mensual, durante la temporada de llu- vias.

- Análisis de actividad alfa, beta y gamma en muestras de agua superficial con una frecuencia mensual durante la temporada de lluvias.

- rtuestreo, v preparación de nopal y tuna, con una frecuen- cia mensua. duranre la temoorada.

- Análisis mecíante e s o e c - ^ s m e m a gamma de muestran da no- pal y tuna ?ar\ .na f'ícienci? mensual durante la tempora- aa.

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Medida de tasa de dosis gamma en aire con c&iara de ioni- zación, en el interior del CADER.

Elaboración de informes de avance e informe anual, para su envío a la CNSNS.

C. RESULTADOS

C.1 hUESTREO Y ANÁLISIS DE PARTÍCULAS SUSPENDIDAS EN AIRE.

C.1.1 Equipo y método de muestreo.

El muestreo de aire tiene por objeto la detección de las actividades naturales y artificiales que están presentes en el aire, para establecer sus niveles, sus variaciones temporales y espaciales, asi como los efectos y variaciones sobre los niveles normales de actividad provocados por fuentes ajenas a la opera- ción de la instalación.

Las partículas muestreadas incluyen partículas só- lidas de aproximadamente 0.3 micrones.

Las características técnicas de los muestreadores de bajo volumen utilizados para el muestreo de aire son las siguientes: bomba de vacio y regulador de flujo de aire, marca Eberlme, modelo RAP-1, con un flujo promedio de 50 lpn.

El muestreo se realizó en forma continua con filtro*

de fibra de vidrio.

L O S puntos de muestreo fueron doc en el interior sel CfiDER v uno en el pueblo de i*taquixco el P I T O loca.I-

7

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zado a 1.5 ka. del CALER.

La Idealización ce lo» puntos de maestreo está indi- cada con los # 1 , £ y 5 en los mapas de las figuras 1 v £.

l.£ ftn&lisis de Actividad Alfa y Beta Total en Filtros de Fibra de V i O n o .

La técnica ce mecición alfa y beta total está basa- da en el conteo de tooas las emisiones a y/o ft de la muestra.

El conteo quincenal de la actividad alfa y beta de los filtros se hace con un detector proporcional de bajo fondo de flujo continuo y ventana delgada marca Tennelec, modelo LB/000-£060.

La calibración en eficiencia del sistema consiste en determinar la razón de conteo (número de cuentas por segundo), pa.-*a una fuente patrón con determinada actividad certificada. La eficiencia aproximada para las partículas alfa es de 0.35 cuentas/a y para las beta de 8.4¿ cuentas//}.

La actividad de la muestra se determina mediante la comparación de la razón de conteo correspondiente con

la del patró~>.

LOS limites .nfenores de detección <LIDí para el detector utilizado son:

LLD a = -.6 E-0<- Bq/ro

J

y LLD 0 = r.£ E-Wt

3e ia artividéic aiFa v beta totai, en

t

i n s t i t u t o n a c i o n a l d e i n v e s t i g a c i o n e s n u c l e a r e s I N I N

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partículas suspendidas en aire (filtros), se indican en la Taola t.

C. 1.3 Espectrometría gamma de partículas suspendidas en aire en filtras de Fibra de Vidrio.

El 3náii;i5 de los filtros se hace quincenal o mensualmente, en un detector de germanio hiperpuro marca P r m c e t o n Gamma Tech, modelo N-IGC £9.

La eficiencia relativa del detector es de £ 9 . 4 % para el pico de energía del Co-fc© (1332.5 K e V ) .

Para cuantificar los radionúclidos presentes en la muestra es necesario obtener los parámetros de las curvas que relacionan:

a) La energía con el canal (calibración en energía).

o) La anchura de la linea con el canal (resolución de energía)

c) La eficiencia con la energía (calibración en eficiencia).

Las concentraciones mininas detectables (CMD), se- rán bajas si la eficiencia del detector es alta, el tiempo de conteo largo y el conteo de fondo bajo.

Las uuesrrss amoientales deben de ser cuantíficadas en el «DISTO T I D O de contenedor utilizado con ex patrón pa-'á c a l o r a r el espectrónetro, debiendo ser semejante» las características físicas del patrón y de las ir.•. es:ra 5.

:=. = se sctrCjiec ro debe ->b - D ¿ I O V cor,.erip.

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el menor número posible de fotopicos de radionúcli- dos na:.irales contenidos en los materiales de cons- trucción del laboratorio.

Los resultados del análisis por espectrometría gamma de partículas suspendidas en aire, en los filtros se

Este análisis puede hacerse mensualmente, iuntando los filtros de las dos quincenas, con lo que la con- centración de actividad será mayor para la geometría utilizada y podrán ser nejor detectados los radionú- clidos de interés.

C. £ DETERMINACIÓN DE RAD0N-22S EN AIRE Y 6AS DEL SUBSUELO.

C S.1 Equipo y método de muestreo:

Be llevó a cabo con detectores de trazas, los cuales se utilizan para determinar actividades muy bajas de emisores alfa ambientales.

Estos detectores registran niveles ambientales del gas Radón-£i£¿, que pertenece a la cadena de decaimiento radiactivo del U-£38.

Su empleo consiste en colocar tubos de plástico con películas plásticas Kodax LR-115, en el fondo de pozos bsjo la superficie terrestre, a 3© en de pro- fundidad k9).

Jna parta del Radón que niara desde el ¿ubsuei:, se acumula en dichos ruóos * asese emitiendo oai-Tlculc'.

al ra.

i n s t i t u t o n a c i o n a l d e i n v e s t i g a c i o n e s n u c l e a r e s . S I N

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El periodo de exposición es de un mes. Las películas expuestas se someten a un revelado químico o grabado, con una solución de NaOH al £. 5N, en un bafío piarla a una temperatura de 56 °C, durante un tiempo de grabado de 9© minutos(8).

La evaluación de la concentración de Radón ¿£¿, se basa en el conteo de trazas de partículas a prove- nientes del decaimiento radiactivo del Radón-¿¿¿ y sus descendientes. Para, ello se utiliza un contador de "chispa" (26)..

Los resultados se obtienen en número de trazas por cm

2

y por semana, normalizando el espesor residual del detector a 6.5 /jm<8). La densidad de trazas es proporcional al gas radón acumulado.

Con la geometría del sistema de detección utilizado, se sabe que 1 Bq/m corresponde a (fl.061 trazas/cm

2

x 7 días, para el espesor residual utilizado (6.5 /jnu y sólarente el 6®% de las trazas detectadas es debida al Radón-t££ <8 y X9).

Esta metodología puede utilizarse tanto para medir fondos ambientales, como para estudiar y delimitar yacimientos de uranio, o para detectar alguna posible contaminación debida a restos de mineral de uranio, depositados en ceméntanos de desechos radiactivos.

Con el mismo método, pero poniendo vasos de plástico a liAO cm sobre si nivel del suelo y exponiendo las películas duranre un periodo de tres meses, se deter- mina la concentración de Radón en aire en Bq/m (SJ .

1- 3$.

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C.£.¿ RESULTADOS;

La iocalización de ios puntos de muestreo en el inte- rior y en los alreoeoores del CADER se indican con los # 1 al 15 en los mapas ce las figuras 3 y 4. Los resultados obteníaos pueden observarse en las Tablas fe y 7.

Aunque el Radón puede proverir de distancias mucho mayores que el sue^o inmeoi*-o inferió1" del sistema de monitoreo, un aumento imoortante de su progenitor (Radio—££&) en el subsuelo debido a mecanismos de m i - gración de desechos radiactivos, podría aumentar la emanación del gas R3c*ón-¿¿¿ en la zona afectada.

En el CftDER durante los dos aftas anteriores, se en- contraron cuatro estaciones con un comportamiento anómalo respecto a las demás, ya que la concentración de Radón—£££ en ellas presentó valores comprendidos

3 -

entre 758 Bq/m y i600 Bq/mw, mientras que en las restantes varió de 78 Bq/m^ a 369 Bq/m"(9).

Los resultados obtenidos durante 1991 indican que las estaciones # 1, 5, 7, 8 y 3 .realizadas en el inte- rior del CADER, siguen presentando valores superiores a las demás.

La concentración d» Radón-££¿ en aire, en los mismos puntos de muestreo fluctuó entre 3 Bq/m** (0.¿ pCi/1) y 91 Bq/m3 (£.4 pCi/1).

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C. 3 DOSIMETRÍA ~£RMOl_b1INISCENTE <TLD)

C. 3. i Equipo y método de muestre o.

El tiDo de dosímetro utilizado para medir la exposi- ción ambiental es el de sulfato de calcio activado con disprosio (Ca SO : Dy, T m ) , fabricado en el iNIN por e¿ Departamento de Física Nuclear <12). Este d o - símetro es un polvo ter-m o luminiscente cuya respuesta a la radiación gamma es muy estable y cuyo limite inferior de deteción es de 1

Los criterios para la determinación del uso de los

diferentes tipos de TLD en monitoreo ambiental están contenióos en las normas ANSÍ N-545 (11).

Los dosímetros son cambiados con una frecuencia t r i - mestral y evaluados por el Departamento de Física Nuclear, que envía al Depto. de Protección Radiológi- ca un reporte con los resultados de la exposición gamma integrada (mR), durante el periodo de exposi- ción.

La ubicación de las estaciones en las que son coloca- dos los dosímetros se indican con los # 1 al £3 en

los napas de las figuras 1 y 2.

C. 3. ¿ RESULTADOS.

Con los valores de la exposición gamma integrada, se calcula trimestralmente la tasa de dosis qamma sr aire en /jGy/n, para cada dosímetro.

L O S r-e 5-.il bidés o oten idos se oresíntan en le Facía 3.

Ln la Tayo'-ia de los pu-ros ae maestreo la tasa de dosis ¿amina =."• aire varia ertre £. 8ó y t.1. 1¿ fJSy r-.

13

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Sin embargo, en la estación cuyo dosímetro es el n ú - mero á, el promedio de tasa de dosis gamma en aire durante 1991, fue de 8. fc»5 jj6y/h, el cual es signifi- cativamente superior al de las estaciones restantes.

C. •* ".üESTKEÜ Y ANÁLISIS MEDIANTE ESPECTROMETRÍA GAMMA DE SUELO.

1.4.1 Equipo y método de muestreo;

El maestreo de suelo es de utilidad para la evalua- ción de dosis debida a las rutas por exposición ex- terna o por 'ingestión de alimentos contaminados pro- ducidos en dicho suelo. Es además un buen indicador de la migración subterránea o superficial de los r a - dioisótopos.

El análisis por espectrometría gamma de las muestras de suelo se utiliza para determinar las cantidades acumuladas de contaminantes radiactivos de periodo de semidesmtegración largo.

El maestreo se lleva a cabo con nucleadores de 3" de diámetro y £" de profundidad, de tal manera que el peso del material colectado por muestra ( ¿ a 3 k g ) , pueda relacionarse directamente con el Área muestrea—

da y la profundidad a la que fue tomada la muestra.

El análisis de las muestras de suelo se hace con el detector de germanio hiperpuro descrito anteriormen- te.

_a soundancia del Radio en la naturaleza está rela- cionada con la presencia del Uranio y del To<-io, que .a-^icr en .os distintos tipos de rocas, minerales v neajrentos. En esue tipo de nuestras se mantiene el

- qi.-i _ _ o r i o s e c u l a r - d e l • a d í o er ¿ O H

i n s t i t u t o n a c i o n a l d e i n v e s t i g a c i o n e s n u c l e a r e s I N I N

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El comportamiento químico del Uranio y del Torio es diferente. El Uranio forma complejos carbonatados y bicarbonatados a partir de un pH 8, lo que facilita su lixiviación natural, mientras que el Torio no los forma.

El agua desplaza el Uranio, el Torio y el Radio a grandes distancias, sin mantener el equilibrio secu- lar de sus cadenas, pues su comportamiento químico y sus formaciones cristalográficas son diferentes.

£1 Ra-££6 existe en la naturaleza ya que es un d e s - cendiente radiactivo del U-S38 y ambos se encuentran en equilibrio secular. El Ra-«223 forma parte de la cadena radiactiva del U-235. El Ra-2£4 y el Ra-¿£8 son descendientes del Th-£32 y están en equilibrio secular con él.

En el uranio natural, la actividad del U-23ÍJ es apro- ximadamente 15 veces superior a la actividad del U-£35. Al estar los elementos de sus series en equi- brio secular, la actividad del Ra-£C6 es también it>

veces superior a la del Ra-£23. En una muestra de origen natural que contenga Ra—2£6, también se encuentra el Ra-223.

Estos dos radioisótopos del radio son emisores alfa y por tanto, paré» pocer hacer una determinación cuanti- tativa precisa, se necesitan técnicas radioquímicas o espectrometría alfa.

£1 análisis por espectrometría gamma de las muestras, de suelD, solo nos oernite hacer una determinación ciantiíativa índirsztc- del Radio-¿¿fi a través» de sus desceñe lentes rao^artivos 'Pi_—¿IA V B I - ¿ 1 >.

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RESUL PAPOS;

Los resultados analíticos de las muestras de suelo expresados como concentración de actividad por unidad de peso (Bq/kg), se indican en las Tablas 9 y 10, y los puntos de maestreo estAn indicados con los núme- ros 1, £, 3, 4, o, 7, 3, 3, l<t!, 15, 16, 17, 18, 19,

¿i¿ v £1 en los roñsas de xas figuras 3 y 4.

Los resultados obtenidos en la espectrometría gamma de las muestras es suelo del interior del CADER, se indican en la Tabla 9. En ella se observa que en los puntos de muestreo 4 y 6, la concentración de activi- dad del Cs-137 es significativamente superior a la del resto de los auntos nuestreados en el interior del CADER.

También en esos mismos puntos la concentración de actividad para el Ra-£2fc, Pb-214 y Bi-214 son superiores a las de los o;ros puntos muestreados.

De las muestras as los alrededores del CADER, la del punto #18 <San Cristóbal Colhuac&n) supera el nivel de investigación derivado para el Ra-££fc en el suelo

(ver Tabla 1 ) .

Para los radionCic.idos restantes, las concentraciones de actividades en rodas las muestras son inferiores a

los niveles de re-erencia (Tabla i y ¿ ) .

MJESTREO V ANÁLISIS DE ¿SUA.

L.b. J. Equipo v Jétcdo ü= muestreo.

La seguridad de .:J Ce-->-ro= d: Almacenamiento Jb Desecho? RaiJiacc . :s <1spe~3e ze la forma en q>if lor

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residuos hayan sido acondicionados.

La dispersión de ios radionüclidos depende princioal- mente de agresiones externas, si el acondicionamiento es adecuado. Estas agresiones son causadas por el hombre o por agentes naturales como el agua y el viento.

La dispersión de radionúclidos naturales presente: en bajas concentraciones en grandes volúmenes de colas de mineral de uranio y desechos de las minas, puede controlarse 'mediante sistemas de almacenamiento en

zanjas o trincheras.

El concrol dosimétnco de la instalación de almacena- miento debe comprender la medición de la radiactivi- dad del agua superficial en la instalación y sus alrededores.

El material radiactivo podría entrar en los ríos o arroyos bien directamente como desechos liquido» o como material depositado a través de la atmósfera, o indirectamente como material depositado arrastrado por el agua de lluvia.

Las rutas de exposición más importantes en este caso serian:

interna debida a la ingestión de sgua contaminada.

- Exposición interna debida a la ingestión de alimen- tos irrigados con agua contaminada.

La calidad del ag< a potable desde el punte :.=• v ra radiactivo, requiere medí-" e identificar la :». ;

4

v..o¡.

de 1=>3 emisiones $lts>, oera y gamma.

17 \$&¿

i n s t i t u t o n a c i o n a l d e i n v e s t i g a c i o n e s n u c l e a r e s I N I N

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Los >'a;ionúcl :oos emiscres alfa, como el Ra-£¿ó, U-ó'3^ . U-£38 que son de c i g e n natural, se detectan fácilmente en las aguas de pozos y manantiales.

Antes ce romer.zar el análisis de la actividad alfa total son el i s m a d o s tanto el Rn-¿'¿¿ como el Rn-¿'¿'iZi, con ozjeio ce minimizar la c o n t n o u c i ú n de los d e s c e n d e n t e s solíaos ds cirho gas radiactivo. Ello se log a deja-do ^ssar -; .ntervalo de dos días desde la tersinaciór de la preparación de la muestra hasta el comienzo de la medida.

En las m e s t r a s de agua es frecuente la presencia de potasio y por lo tanto las emisiones beta y gamma de su isótopo K—4-0.

Las nuestras Ce agua reouieren de un tratamiento pre- vio a su análisis con el fin de concentrar los radio—

núclicios de ínteres.

Cada muístra ce agua (5<Z>B ni) es acidulada con 3 mi de H(v*O_ 1:3 y evaoorada durante tres días en una pla- ca calefactora hasta que queden 10 mi de muestra.

Dichs rssiduo se coloca en una caja de Lucita cuyo diámetro es igual al del detector y se evapora lenta- mente hasta sequedad (¿1).

i_a caja de Lucita una vez sellada, se envía al labo- ratorio de coirreo par=< el análisis de actividad alfa

•> bera :ot;al c:n el detector proporcional de bajo -onde * =• cescr.to.

Ion la *icnic9 de esoect-^onetría Qeimma se ouerje o e -

a."le d¿l s:;-

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tsma empleado.

ü~<a vez que la muestra original de 3 litros es evapo- rada hasta 400 ni., se envía en un Marine 1li de 500 mi. al laboratorio de ccnteo, donde se realiza el enclisis, mediante espectrometría gamma con el detec- tor de germanio hiperpuro descrito anteriormente.

C 5 . £ PE3ULTODDS:

En la Tabla 11 se indica la actividad alfa y beta total en a gira superficial para los diferentes puntos de muestreo del interior del CADER indicados con los

# 2, 3, 4, 5, 6 / 7 en el mapa de la figura 1. Como puede observarse la actividad alfa y Deta total en las muestras del punto 2 son superiores a la de los puntos restantes.

Los resultados del análisis mediante espectrometría gamma de las mismas muestras de agua superficial se indican en la Tabla 1£. En ella se observa que en el punto # 5, la concentración de actividad de Co-fctf es superior a la de los otros puntos.

En las Tablas 13 y 14 aparecen los resultados de los análisis de actividad alfa y beta total, asi como de espectrometría gamma en las muestras de agua potable del interior y los alrededores del CADER, localizados z-c-i los # 1 , £, 3 y 4 en el mapa de la figura 4.

_a» concentraciones de actividad (Bq/lí, para el C5-1J7 y Co-60 son raacno Tenores que los niveles de a calculados p5-a ía instilación (ver Tabla:»

_s í c : i v n a a de lo; c.5::?ntí'.ents; radiactivos del

mstitutü nacional de investigaciones nucleares ININ

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ke-ciclfc ( P b - £ 1 4 y B i - £ 1 ^ > , en las n u e s t r a s de a g u a p o - t a b l e a n a l i z a d a s es i n f e r i o r a O . * B a / _ .

u. & l U E E ^ A S V A N Á L I S I S M E D I A N T E E S P E C T R O M E T R Í A GAMMA E N N O P A L r l"5JN-i.

1. 6._ ¿ g u i p o v m é t o d o de m a e s t r e o :

L a s m u e s t r a s d e a l i m e n t o s son de c<-an i m p o r t a n c i a en la V i g i l a n c i a R a d i o l ó g i c a A m b i e n t a l , por s e r la r u t a más d i r e c t a p a r a la e s t i m a c i ó n d e d o s i s p o r i n g e s - tión.

L a c a n t i d a d d e n u e s t r a f r e s c a q u e se t o a a d e 4 a 5 k i l o g r a m o s a p r o x i m a d a m e n t e .

C a d a t i p o d e m u e s t r a se r e g i s t r a y p r p p a r a i n d i v i - d u a l m e n t e s e g ú n los P r o c e d i m i e n t o s c o r r e s p o n d i e n t e s

(24, £5).

La totalidad de la muestra es homogeneizada en un mo- lino, hasta obtener un polvo de aproximadamente 40 mallas, registrándose su peso.

Posteriormente se seca a 1£5 C en estufa durante 48 horas o hasta peso constante y se pesa nuevamente.

=.1 factor de humedad de la muestra se calcula de la

siguiente manera:

PtH)

F . •=

h P(S)

es el factor oe t '-JPS far - Í C I 6 - de r-3 = 5 ser? a

i n s t i t u t o n a c i o n a l d e i n v e s t i g a c i o n e s n u c l e a r e s I N I N

(24)

¿ <H> es el peso númedo de la muestra utilizada el secaao.

F;S) es el peso seco de la muestra.

•_>-ia alícuota de 450 gr. de la muestra seca v molida se coioca en un rtamnelli de 500 mi y se envía al la- boratorio de conteo para su análisis por espectrome- tría £5mma, con el detector de germanio niperpuro, cescrito en el punto C. 1.3.

La actividad se calcula en base húmeda de la siguien- te forma:

A(base húmeda) - A(base seca)/F

donde:

A(base seca) es la actividad de la muestra en base seca.

F es el factor de transformación de base n

seca a húmeda.

C. &.£ RESULTADOS:

Los resultados de los análisis de las muestras de nopal y tuna, tomadas en el interior del CAD£R, se indican en la Tabla 15.

La local ización de los puncos de maestreo está indi - cada con los # 1 y ¿ en el mapa de la figura 3,.

ds acb: /i:ad cs-s 135 radionuclido- , 'e;ent; ::fef«r¡ri5í signiriOtíiva c":-e » D S a os pi -.üús o> mi. ?sbr?c.

instituto nacional de investigaciones nucleares ININ

(25)

t./ Lb'ilMñC-GN D£ "TííSrt _£ DO^lS SAtifrA EN AIRE CÜN CAIWRA DE IL <1ZAC: >« A<"BI

C. 7. i Equipo y métoco de medida.

L; c&mara de yonización utilizada es marca deneral t.ecíric, Modelo rteuter-Stokes, la cual lleva asocia- d; un monitor portAtil RSS-11¿.

Ej:a cámara consta de una esfera de acero inoxidable as ¿5 cu de diámetro, que contiene gas Argón ultra pu-'o, a una 'presión de ¿5 atmósferas. Tiene dos electrodos cilindricos asilados mediante un anillo de guarda, entre los aue se aplica una diferencia de po- tencial de 30© V.

La respuesta a la radiación gamma es de 3 /A por niSy/h v la tensión de saturación es de 5V/cm.

Pa-^a llevar a caoo la comparación de las medidas ocTenidss mediante la dosimetría termoluminiscente ce- las de la c¿..Tiara de ionización, se coloco esta üi~ima en cada una de las catorce estaciones de moni — to-^eo del interior del CADER, en las que se realiza la dosimetría termoluminiscente (ver ountos # 1, a iA en al mapa de la figura 1 ) .

de 30 niñatos de meaida, se xee en el monitor R55-ll¿ d? la cámara de ionización, el valor promedio y .3. dssviacior standar de la ta»3 ne oosis gamma en ai ?, e-vpresada ei fJEy/n.

r~i ¿i Íi & jt.-""1. zi p. P J r.<oa ana ce .-5 5 :a:;''ce es.acior.er >:* ti<< .cin> d e . in:e.'ior

instituto nacional de investigaciones nucleares ININ

(26)

del CflDER, se indican er la Tabla 16.

Cono pueoe observarse, estos valores son muy simila- res a los obtenidos mediante la dosimetría t e r m o l u m - niscenre indicados en la Tabla 3.

En la nayoria de las estaciones la tasa de dosis ga- mma en aire fluctúa entre O. OS /j6y/h y W. lt> ¿niy/n, except: en la número 8, en la que la tasa de dosis gamma fu* de 8.89

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(27)

DISCUSICN

1. De los análisis efectuados en partículas suspendidas en aire, ss observa que:

- La actividac alfa y beta total en los filtros analizador no presenta diferencias significativas entre los puntos de raues- treo. i_os valores obtenidos para la actividad alfa y deta total en partículas suspendidas en aire son inferiores a los reportados por otros autores (18).

— El análisis mediante espectrometría gamma efectuado en los filtros de los primeros meses del a fío, en un sólo punto de

•uestreo del interior del CADER, indica valores de concentra- ción de actividad de U-£35 y Ra-££6 superiores a ios del res- to del afío, debido probablemente a que el viento en esos me-

ses levanta las partículas de polvo del suelo.

A partir de junio se colocó otro punto de muestrso en el pue- blo de Maquilco el Pito, encontrándose concentraciones de actividad para U-¿35 y Ra—££6, similares a las obtenidas en el interior del CftDER.

En noviembre se colocó otra estación de maestreo en el inte- rior del CftDER y durante 1992 se colocarán nuevas estaciones en el interior y en los alrededores de la instalación.

_a determinación con precisión de las actividades de U-£35 v

=?a-2i=:6 no es oosiole con el método utilizado. Generalmente el gran número de radionúclidos existentes enmascara la D O Í i — Dle presencia ds otros radionúcl idos con actividades más»

sajas, C3uCi rué sa eleva el limite de detección ce Jos mismo-»

:or .a ^rese-Ci-i de los Compton de los fotopicos de energla-

•aás altas existertes en el espectro-

instituto nacional de investigaciones nucleares INiN

(28)

CJA =e cuiei'E c e : s-m :r: c.-~;s -«rti c-uc ^ ico; ccr < ,? . c - L '.-C.

C3ún e* D.-ecj=c .~i!i-='- fr. íé" -o de fepcríriór C : Í . ...i- u . en £jr"i-o£ O Í f I?r¿-':c.: i-cc! .-"te ••==.-.-s c- iniercícicj'. leTiic.

c o m o c o m p l e m e n t e :e .; ^éfc-.ca c-r t s ^ c t r o m e t r l ó q=»n-i.i = ; o:e- ei a n á l i s i s ii&r _* TÍ-e t-pect -cnst'ls <=Ifa.

£. Las medidas de concentración za Racón-iI2i_ en aire * =.. :i..ielc indican q u e :

- La concentración de Recón-¿i.£ en aire es la reportada en is bibliografía como valones apDientales normales

- En los puntos localizados con los # 1, 7, 8 y 9 e" ei

la figura ^i, la concen:raci6"i de Rad6n—££¿ en el subsuelo e~

el interior del CADER es sucerior a la oel resto de los pun- tos nuiss'reados u e r Tsbla i . Ello es debido a *.OE cesechos de minerales radiactivas (jóles} depositados hace afios en e~

Área este del CADER (puntos localizados con los # 8 y *r en el

mapa de la figura 3 ) , v que han sido concentrados en algunas zonas debido a las características del suelo (arenoso con li- mo y arcilla), a la redistrioución de los desechos radiacti- vos por los distintos agentes de erosión del terreno y a 1*

diferencia del relieve topográfico del sitio.

3. De la dosimetría termoluBiniscente llevada a cabo, asi como de

la me'dida de tasa de dosis gam-a er< aire con la cámara de ioni- zación se observa que:

- El promedio de exposición irregrada anuel oor estación repor- tada por otros autores \C.'WJ es de 8Ó±lc'mR, que es equi1. si'uts al fondo natural y similar s. obtenidc en la ms.o.-is zs lo = puntos ae muestreo del interior del C P D E ^ y en :oc;s lc= d o - siuetros colocaoos en los s.^edeoores del CftDEF.

- Existe or airea en el i-:eri: - oel C'-iLC^ .nci:sce c;n e. v ¿ en el mapa de figura l, en '.s. que la rasa de dcsis c a m a e~

r :*

i n s t i t u t o n a c i o n a l d e i n v e s t i g a c i o n e s n u c l e a r e s I N I N

(29)

3Í-"E F E s u p e r i o r en A%> c " : e " c e i ¿ : " . : : : . c í _ * _ v. <• r u c e

lo e n

ve: '

4. Del análisis de las muestres ze íyelc reoif u ? esoec:ro-ijci"ls , se ob'.ervs qut;

- En la zona este del ínteno-" del C H D E K hay p».nt:s

indicados con I o s # 4 y 6 e - * e l mapa ce la t'. gu "a J, en los que la concentración de actividad para el C s — 1 2T et signifi- cativamente superior a la oe los restantes puntes muest"eadoí en el interior del CfiDER.

Tamoién las concentraciones ae activ:;sd osr& e. Ra-£¿:fc v e^

Pb-214 y Bi ¿14 (descena-entes »'fc:act:vcs ael hA-L'cibj.

presenten valores s ignif icé: ivaraente s ..iper. ores . lo que .indi- ca la presencia de res+os de minera^ oe U-¿35.

Es necesario hacefr determinaciones de Ra-£¿6. Ré-££3. U-c35 v U-£38 en muestras de suelo, mediante espectrometría alfa v técnicas radioquímicas, con el fin de obtener determinaciones cuantitativas más precisas ce dichos radionüclicos.

De las nuestras de los alrecedores del CfiDER, 1& de San L n s - tóbal Colhuacán superó el r;vel de :nvestigación ae^i^sdo para el Ra-££6 W e r Tabla i .

Sin embargo, para los radiorQzl icos -eiTsrrss. _?s conr -.-.r-a- cio~es cs actividad en todas las nué-: "a= £^<= _ í-í^as c: i;r slrededc-'es del CADE.R, son ^ - f e n o r e s ? A O Í -_*e.e= c H • ti e- rencia.

b. Del e^Alisis de las muestras ce at¡>.>&. se :bst ve o.e:

- _as concentraciones de acti'. :asa Dfré el Cs-;17 . Co-é>>' so-

i n s t i t u t o n a c i o n a l d e i n v e s t i g a c i o n e s r, v e t e a r e s I M N

(30)

- 1 e >• . : >• 5 ? í- 1 :•: - i v e . e s d*- r e r * r e n c : a

¿ cr;1. . e . t ' £-: J:- i c e . r u a c o s M £ _ > l i » &•-. e J. í.-t|ll<=- .5 c ó r s i » ; ; t i t d a d a ] f <* v o e t a t o t a l =>oi. ¿ . i _^q • J. v r;5p«ctA varen te.

- «_a ceteririnació'" con rayor precisión de las actividades de U-c!35 <. Ra-£¿6 en muestras de agua, requiere de seoaracionei»

r a d i o c i n c o í > espectrometría alfa.

- Las actividades ce los descendientes radiactivos del Ra-££fc

<Pb-£l- y Bi-£l4.. determinadas por espectrometría gamma, en las muestras ae ¿gua potable de los alrededores del CADER, son inferiores a (».1 Bq/1).

ó. Dei anadiáis ce la= muestras de nooal y tuna del interior del CftDER se observa qi. e:

- Les raríonúclidos Ra—¿£6 y Cs—137 que están presentes en el suelo, fueron asinilacos y retenidos por las plantas de no- pal. Eichas pla~-as, sobre todo cuando crecen en terrenos pobres er sustancias nutritivas, pueden absorber este tioo de radionúclidcs con mayor facilidad que las plantas cultivadas.

i_o disponibi lidac biológica de los radionúcl idos y su trans- 'erencis « . e io-p. =r,ta. cepende e-tre otros factores de las caracte-isíicas cel s«..elo <pH, contenido ae materia orgánica.

3CTivic=a fflicrooiilógica del suelo...).

i n s t i t u t o n a c i o n a l d e i n v e s t i g a c i o n e s n u c l e a r e s I N I N

(31)

-i. ti-.al.iSii. de r a ü i s c t i v i d c : a n c i e - i é i je ^ c : nn.it .rrss t o m a d a i

este -'rograma de V i q U a n c i c R a c i C i ó g i c a hr o: ental es ce u t i l '

•jtfi> cet e -ni; n¿"- ] ft exp.ori = -£?r c . Ó -c.c; acic-- ce .- oc vivt en e_ área de int i viene :s de _= í n s t a i a c ó n , zo<nc oe .a operación normal de ic misma.

be analizó la concentración de actividad en diferentes tipos de muestras oara cubrir las principales rutas d= expcsición al hombre asociadas con los desechos ^adiéct: vos tratados e~ el CfiDiJft. i_<=<

actividad medida en el laboratorio se comparó con ios niveles de r-eferencia establecidos para aire, agua, sue.o v vegetales en los alrededores de la instalación.

Ninguna de las muestras analizadas Drocedentes de .os alrededores ael CñDER superó los niveles de intervención derivados correspon- dientes, por lo que no fue necesario establece* ninguna acción con el fin de limitar el impacto radiológico en el poclico que vive en el entorno del CADER.

Se concluye que el detrimento producido por .a irstalación sobre el medio ambiente se mantiene dentro de los limites establecidos en el marco del "Sistema de limitación de Dcsis" •2, 5. fe, H

11

ir?'

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(32)

L _ r i_ • • _ J — -•

i ^ a - i-iaciünal G t í n a s r c ; AF'= 1 1 r u ~ e. ~-'e.~fr••"ínce. v e s l j n i a r d p r o :eo"..i a J s o e c i - _ccr- i o. : - a r t-.e •"":•_. TI-. •• . = z e n c t c u . * Pie t r y

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3 1

i n s t i t u t o n a c i o n a l d e i n v e s t i g a c i o n e s n u c l e a r e s I N I N

(35)

TftBLft 1 . - NlvE_EE> £•=. .AjvES". I t - Z Z UN L=.«-!l .'-.IMJÍ:.

ISÓTOPO Cs-137 Co-60 S r - 9 0 U-¿35 Ra-¿£fc

SUELO Bq/kg 9 . 7 E + 0 2

1.8E+03 3. 6E+01

£.8E+03 5.6E+01

CEREALES Bq/kg 4.0E+01 8. 3E+01

£.0E+01 8.4E+00 1.7E+00

V£GETftl_E¿

Ba/kc 6.0E+C1

1.6E+e=:

2. 0E+i? 1

i.fcE+ei 2 . 1E+CCI

H 6 U A

ñ q / 1 1.1E+01

£.€iE+01

4 . v0E+0(¿i

£ . lE+13©

^. 1E-01

rtíRfc Bq/m9

7. SE-01 1. SE+0tS

£ . 0 t - 0 1

4 . 0 E - 0 H

4 . W t - 0 o

i n s t i t u t o n a c i o n a l de i n v e s t i g a c i o n e s n u c l e a r e s .SIN

(36)

_ft Ü . - M ^ L E S DE INTERVENCIÓN DERIVADOS.

ISÓTOPO Cs-137 Co-b®

Sr-90 U-¿¿5

SUELO Bq/kg 4. 8E+03 9.0E+03 1.8E+©¿

1.4E+04 1.3E+0£

CEREALES Bq/kg 5.£E+0£

4.£E+®£

6.1E+O1 4.£E+01 6.5E+00

VEGETÓLES Bq/kg 4.0E+d¿

7.8E+0S 1.5E+0£

8 . lE-t-01

1.5E+01

ftGUft B q / 1 5.5E+01 a.0E+0¿

2.0E+01 1.0E+01 a. 0EI+00

AIRE Bq/ma 3. 6E-MA0 7.4E+00 1.0E+00

£.0E-03

£.0E-0£

i n s t i t u t o n a c i o n a l d e i n v e s t i g a c i o n e s n u c l e a r e s »NIN

(37)

TABLA 3 . - CONCENTRACIONES ANIMAS DEIECTABLLS <CMD;

RAD1ONUCLIDO Cs-137

CO-60 Sr-90 U-£35 Ra-££6 K-40

SUELO Bq/kg

10

3.4

wi D

10 6.4

£3. £

CEREAES Bq/k

£.3

£.8 5.0 6.5 5.4 6.5

VEGETLES Bq/g

£.5

£.5

£.6 6.5 b 30

AGUA Bq/1

1 1 1.0 1.0

0. 1

1.7

AIRE Bq/m

9

7 E-04 1 E-03 30.5<E-05>

4 E-03 3 E-03

i n s t i t u t o n a c i o n a l d e i n v e s t i g a c i o n e s n u c l e a r e s ININ

(38)

OOCOOOCOGOC:CO3COCÜ:OS

I t\ ( j j Ijj ^ j fw f ^ "s f ^ P^ f _f ^w *w " «^ »-» f-_ *_» ^m. * _ . — «-- | - _

I I I I I I ' I I > I 1 • I I I I I I ' I I i C i I I I T I I

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(39)

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(40)

TftbLA 6.- CUNCENTRACIGN DE Rn-£¿¿ EN GAS DEL SUBSUELO CADER (MAQUIXCO)

PUNTO DE MUESTREO

1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 0 11 1 2 1 3 1 4 1 5

PRIMER 1 3 - 1 1

4 7 4 7

7 4

3 8 0 1 2 9 2 0 7 7 5 6 6 6 1 8 2

7 7 2 8 3 1

CONCENTRACIÓN TRIMESTRE

A

±

-

± -

±

±

±

±

±

± -

±

±

±

1 3 - 1 1 1

454

254

254 354 4%

454 354 454 354

£54 454 254

SEGUNDO 1 3 - I V

3 1 5 5 5 6 1 4 9 2 8 4

¿ 1 6 9 6 6 3 6 7 9 4 7 2 2 1 5 4 3 9 9

1 6 5 5 7

DE ACTIVIDAD B q / n TRIMESTRE

A

±

±

±

±

±

±

±

±

±

±

± -

±

± -

2 0 - V I

254 654 454 254 654 654 454 554 354 654 654

354 654

9

TERCER TRIMESTRE 9 - V I I A

2 3 6 6 4 4 1 8 0 3 1 3 7 5 3 2 5 0 2 4 7 2 2 2 3 8 6 9 2 5 6 4 1 3 3

©7 8 2 1 6 0

8-VIIÍ

±

±

±

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454 454 554 454 4%

454 3%

254 254 554 654 454 654 654 654

i n s t i t u t o n a c i o n a l d e i n v e s t i g a c i o n e s n u c l e a r e s IN1N

(41)

TABt_A 7 . - C O N C E N T R A C I Ó N D E R n - ¿ ¿ ¿ E N A I R E

PUNTO DP"

MUESTREO

1

£ 3 4 5 6 7 8 9 1 0 11

1 3 14 1 5

CONCENTRACIÓN PRIMER

1 3 - 1

£ £

£ 7

6 4

3 6 7 6 3 6 8

4 5

TRIMESTRE I A 1 5 - I V

± 454 - -

± 3%

- -

± £54 -

± £54

± 3%

± £54

± £54 - -

± 454

DE ACTIVIDAD TERCER

9-VII 5 4

£ 1 5 8 1 4 1 4 1 9 7 8 9 1

1 6

8 8

<Bq/mS

TRIMESTRE A 8 - V I I I

+1

±

±

1+

±

+1

±

l-fl-f

-

± -

-

±

454 554 654 354 454 4%

654 454 454

654

354

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Referencias

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