Evaluación del fondo radiactivo natural de las Islas Canarias Orientales, implicaciones radiológicas sobre la población

¡;; 12 'O- ~ 24 ~ '" ,<o ::y 2. ¡;; !!' " 16 .¿, ;;, "O '" ~ ~ '" ., 12 ~ ~ 2. !!' S {' ;6 <O 12 'O- ;> "O '" .. 'b SALVADOR GALVÁN HERRERA, SECRETARIO DEL DEPARTAMENTO DE FÍSICA DE LA UNIVERSIDAD DE LAS PALMAS DE GRAN CANARIA CERTIFICA, Que el Consejo de Doctores del Departamento en su sesión de fecha 27 de marzo de 2014 tomó el acuerdo de dar el consentimiento para su tramitación, a la tesis titulada “Evaluación del fondo radiactivo natural de las Islas Canarias Orientales, implicaciones radiológicas sobre la población”, presentada por el doctorando D. Miguel Ángel Arnedo Ayensa y dirigida por el Doctor D. Jesús García Rubiano. Y, para que así conste, y a efectos de lo previsto en el Art. 73.2 del Reglamento de Estudios de Doctorado de esta Universidad, firmo la presente en Las Palmas de Gran Canaria, a 27 de marzo de dos mil catorce. Campus de Tafira. Edificio de Ciencias Básicas. 35017 Las Palmas de Gran Canaria – Tfno: 928 451288 Fax: 928 452922 UNIVERSIDAD DE LAS PALMAS DE GRAN CANARIA DEPARTAMENTO DE FÍSICA PROGRAMA DE DOCTORADO FÍSICA, MATEMÁTICAS, GEOLOGÍA Y CLIMA Evaluación del fondo radiactivo natural de las Islas Canarias Orientales, implicaciones radiológicas sobre la población. Tesis doctoral presentada por D. Miguel Ángel Arnedo Ayensa. Dirigida por el Dr. D. Jesús García Rubiano El director El doctorando Fdo.: Dr García Rubiano Fdo.: Miguel Angel Arnedo Ayensa A Nieves A mis hijos Miguel-Raquel, Irene y Nacho Al nieto o nieta que está por llegar Índice 3.3. Hoja de características del espectrómetro XtRa ............................................. 291 Apéndice 4 ........................................................................................................................ 293 Códigos geológicos ................................................................................................ 293 Apéndice 5 ........................................................................................................................ 305 Características geológicas y geográficas de los puntos de toma de muestras. .... 305 5.1. Gran Canaria ................................................................................................... 305 5.2. Fuerteventura .................................................................................................. 309 5.3. Lanzarote ......................................................................................................... 312 Apéndice 6 ........................................................................................................................ 315 Tablas de tasa exposición, dosis y dosis equivalente. ........................................... 315 6.1. Gran Canaria ................................................................................................... 315 6.2. Fuerteventura .................................................................................................. 323 6.3. Lanzarote ......................................................................................................... 327 6.4. La Graciosa...................................................................................................... 330 6.5. Hoja de campo ................................................................................................. 331 Apéndice 7 ........................................................................................................................ 335 Tablas de concentración de radionúclidos ............................................................. 335 7.1. Gran Canaria ................................................................................................... 335 7.2. Fuerteventura .................................................................................................. 340 7.3. Lanzarote ......................................................................................................... 344 Apéndice 8 ........................................................................................................................ 347 Tablas de concentración de radio equivalente, e índices de riesgo ....................... 347 8.1. Gran Canaria ................................................................................................... 347 8.2. Fuerteventura .................................................................................................. 351 8.3. Lanzarote ......................................................................................................... 354 Bibliografía. ...................................................................................................................... 357 Índice de figuras Figura 1.1 Dependencia de la dosis de radiación cósmica con la altitud. ......................... 4 Figura 1.2 Variación de la componente neutrónica con la latitud ...................................... 5 Figura 1.3 Cadena de desintegración del 238U. ................................................................ 13 Figura 1.4 235 92 U Cadena de desintegración del .............................................................. 15 Figura 1.5 232 90Th Cadena de desintegración del ............................................................. 19 Figura 1.6 Izquierda: Contribución de la radiación terrestre y radiación cósmica a la dosis equivalente efectiva anual. Derecha: Contribución de la radiación terrestre y radiación cósmica a la dosis equivalente efectiva anual. Adaptado de: (Suárez Mahou et al., 2000) ......................................................................................... 26 Figura 1.7 Contribución de las distintas fuentes a la dosis equivalente por irradiación externa efectiva anual (0,8 mSv/año). . Adaptado de: (Suárez Mahou et al., 2000) ............................................................................................................... 26 Figura 1.8 Contribución de las distintas fuentes de radiación interna a la dosis equivalente efectiva anual. Adaptado de: (Suárez Mahou et al., 2000) ......... 27 Figura 1.9 Radiación interna. Contribución de la serie del uranio 238 a la dosis equivalente efectiva anual. Adaptado de: (Suárez Mahou et al., 2000) ......... 27 Figura 1.10 Contribución de la serie del torio 232 como fuente de radiación interna a la dosis equivalente efectiva anual. Adaptado de: (Suárez Mahou et al., 2000) 27 Figura 1.11 Mapa del Archipiélago Canario. ...................................................................... 28 Figura 1.12 Mapa geológico de la isla de Gran Canaria. (Veiga et al., 2006) ................... 30 Figura 1.13 Mapa geológico de Fuerteventura. Fuente: (Vera, 2004a) ............................... 31 Figura 1.14 Mapa geológico de Lanzarote. (Vera, 2004a) ................................................ 33 Índice de figuras Figura 1.15 Mapa de tasa de exposición en aire elaborado en el marco del Proyecto MARNA del CSN. (CSN, 2001) ....................................................................... 35 Figura 2.1 Radiómetro portátil Ludlum Model 12S y detalles del panel de control. ......... 43 Figura 2.2 Sistema basado en sonda GammaTracer de Genitron-Saphymo. ................. 45 Figura 2.3 Espectrómetro portátil INSPECTOR-1000 de Canberra y detalles de sus posibilidades como radiómetro. ...................................................................... 46 Figura 2.4 . Radiómetro portátil ALNOR Gammameter 2414 .......................................... 47 Figura 2.5 Diagrama de bandas de energía para (a) aislantes, (b) semiconductores, (c) conductores. .................................................................................................... 50 Figura 2.7 (a) Semiconductor tipo N de silicio dopado con impurezas pentavalentes de antimonio (Sb) (b) Diagrama de bandas de un semiconductor tipo N. ........... 52 Figura 2.8 (a) Semiconductor tipo P de silicio dopado con impurezas trivalentes de Indio (In). (b) Diagrama de bandas de un semiconductor tipo P. ............................ 53 Figura 2.9 Unión PN en equilibrio .................................................................................... 54 Figura 2.10 (a) Polarización Directa de la unión PN. (b) Polarización Inversa. ................. 55 Figura 2.11 Detector de semiconductor ............................................................................. 55 Figura 2.12 Detector de unión compensado con litio. La compensación proporciona un volumen de interacción mayor. ....................................................................... 58 Figura 2.13 Detector HPGe Criostato y Dewar (adaptado de (Debertin and R.G., 1988b) 59 Figura 2.14 Modelo 7500SL Criostato con varilla vertical (Camberra) .............................. 60 Figura 2.15 Esquema simplificado de la instrumentación asociada a los detectores de radiación .......................................................................................................... 61 Figura 2.16 Diagrama funcional de bloques de un analizador multicanal (MCA). ............. 65 Figura 2.17 Secciones eficaces de interacción de fotones en Ge (Kovács et al., 2013) ... 67 Figura 2.18 Representación del efecto fotoeléctrico .......................................................... 68 Figura 2.19 Representación del efecto Compton ............................................................... 68 Figura 2.20 Interacción elástica entre un fotón y un electrón ............................................ 69 Índice de figuras Figura 2.21 Representación del proceso de creación de pares ........................................ 70 Figura 2.22 Espectro teórico de una radiación gamma en un detector Ge. ...................... 71 Figura 2.23 Energía de los fotones dispersados en función del ángulo para diferentes energías de los fotones incidentes. ................................................................ 72 Figura 2.24 Espectro correspondiente al 137Cs .................................................................. 73 Figura 2.25 Espectro correspondiente al 40K en el rango de energías 100 keV500 keV 74 Figura 2.26 Espectro correspondiente al 40K en el rango de energías 500 keV1600 keV .. ........................................................................................................................ 74 Figura 2.27 Detector coaxial de germanio XtRa (izquierda) y curva típica de eficiencia comparando un XtRa con ventana de Berilio y un detector coaxial típico para una distancia fuente detector de 2,5 cm (Derecha). Adaptado de Camberra Extended Range Coaxial Ge Detectors (XtRa) Data Sheet. .......................... 76 Figura 2.28 Detalles del panel frontal (izquierda) y trasero (derecha) del Analizador Multicanal Canberra DSA-1000. ..................................................................... 77 Figura 2.29 Blindaje del sistema de espectrometría gamma Modelo GX3518 7500 SL . . 78 Figura 2.30 Laboratorio de Radiactividad Ambiental del grupo GIRMA del Departamento de Física de la ULPGC. .................................................................................. 79 Figura 2.31 Espectro correspondiente al 40K ..................................................................... 82 Figura 2.32 Espectro correspondiente al 22Na y 155Eu ....................................................... 83 Figura 2.33 Recta de ajuste canal-energía. ....................................................................... 84 Figura 2.34 FWHM para el fotopico de 1460,8 keV ........................................................... 85 Figura 2.35 a) Dos picos perfectamente resueltos, b) Picos parcialmente solapados, c) Picos totalmente solapados. ........................................................................... 86 Figura 2.36 Recta de ajuste para el FWHM frente a E1/2 ................................................... 88 Figura 2.37 Curva de la R(%) frente a la energía .............................................................. 88 Figura 2.38 Diagrama de flujo del procedimiento de calibración mediante el programa LABSOC para detectores caracterizados. ...................................................... 92 Figura 2.39 Dimensiones y diseño del recipiente donde se ubica la muestra ................... 93 Índice de figuras Figura 2.40 Gráfica y polinomio de calibración generado por LABSOCS ......................... 94 Figura 2.41 Representación gráfica de la eficiencia para diferentes alturas ..................... 96 Figura 2.42 Representación gráfica del producto eficiencia por masa frente a la masa para diferentes energías. ........................................................................................ 97 Figura 2.43 Representación gráfica de la variación relativa de la eficiencia ..................... 97 Figura 2.44 Gráfica del ln(ef) frente a ln(E) ...................................................................... 103 Figura 2.45 Representación gráfica de la eficiencia frente a la energía .......................... 104 Figura 2.46 Espectro correspondiente al 60Co indicando los factores que intervienen en el cálculo de la Razón Pico-Compton. .............................................................. 104 Figura 2.47 Izquierda: Espectro correspondiente al 60Co desde 1040 a 1096 keV. Derecha: Espectro correspondiente al 60Co en el fotopico de 1332 keV ..... 105 Figura 2.48 Concentración de Rn del 6 al 18 de octubre en los años 2011/2012 ........... 111 Figura 2.49 Blindaje del detector. ..................................................................................... 112 Figura 2.50 Espectro fondo XtRa 0 -2800 keV obtenido con un tiempo de recuento de 2162872 s...................................................................................................... 114 Figura 2.51 Detalle del espectro fondo XtRa hasta 200 keV ........................................... 115 Figura 2.52 Detalle del espectro fondo XtRa desde 200 keV hasta 400 keV .................. 115 Figura 2.53 Detalle del espectro fondo XtRa desde 400 keV hasta 600 keV .................. 116 Figura 2.54 Detalle del espectro fondo XtRa desde 600 keV hasta 800 keV .................. 116 Figura 2.55 Detalle del espectro fondo XtRa desde 600 keV hasta 800 keV .................. 117 Figura 2.56 Detalle del espectro fondo XtRa desde 800 keV hasta 1000 keV ................ 117 Figura 2.57 Detalle del espectro fondo XtRa desde 1000 keV hasta 1200 keV .............. 118 Figura 2.58 Detalle del espectro fondo XtRa desde 1200 keV hasta 1400 keV .............. 118 Figura 2.59 Detalle del espectro fondo XtRa desde 1400 keV hasta 1600 keV .............. 119 Figura 2.60 Detalle del espectro fondo XtRa desde 1600 keV hasta 2000 keV .............. 119 Índice de figuras Figura 2.61 Detalle del espectro fondo XtRa desde 2000 keV hasta 2700 keV .............. 120 Figura 2.62 Espectro fondo XtRa desde 200 keV a 620 keV con blindaje y con la puerta abierta del blindaje ........................................................................................ 120 Figura 2.63 Diagrama de flujo del procedimiento de cálculo de la actividad mediante el programa GENIE-2000 (Gilmore and Hemingway, 1995) ............................ 122 Figura 2.64 Cálculo del área en un fotopico .................................................................... 123 Figura 2.65 Distribución de Poisson ................................................................................. 125 Figura 2.66 Límite crítico y límite de detección ................................................................ 126 Figura 2.67 Sistema GPS Garmin II plus. ........................................................................ 127 Figura 2.68 Balanza de precisión Cobos serie CB .......................................................... 128 Figura 2.69 Cedazos calibrados para tamización de muestras. ...................................... 128 Figura 2.70 Estufa de secado de muestras. .................................................................... 129 Figura 3.1 Situación de los puntos de medida en la isla de Gran Canaria. Coordenadas UTM-huso 28. ............................................................................................... 133 Figura 3.2 Situación de los puntos de medida en la isla de Fuerteventura. Coordenadas UTM-huso 28. ............................................................................................... 133 Figura 3.3 Situación de los puntos de medida en la isla de Lanzarote y La Graciosa. Coordenadas UTM-huso 28. ......................................................................... 134 Figura 3.4 Disposición de equipos en un punto de medida. .......................................... 135 Figura 3.5 Mapa de isolíneas de tasa de exposición en la Isla de Gran Canaria. en μR/h obtenido utilizando diversos métodos de interpolación. ............................... 140 Figura 3.6 Diagrama de distribución de frecuencias de los datos de tasa de exposición de la Isla de Gran Canaria. ........................................................................... 143 Figura 3.7 Isla de Gran Canaria. Diagrama de cajas y bigotes de los datos de tasa de exposición. .................................................................................................... 144 Figura 3.8 Mapa radiométrico de la isla de Gran Canaria. Izquierda: Datos de las campañas de 1996-97. Derecha: Datos parciales de la campaña de 2008. 144 Índice de figuras Figura 3.9 Mapa de radiación gamma natural a un metro del suelo de la isla de Gran Canaria corregido por fondo cósmico. Coordenadas UTM (huso 28). ......... 145 Figura 3.10 Mapa de radiación gamma natural a un metro del suelo de la isla de Gran Canaria corregido por fondo cósmico y con condición de contorno 0 μR/h en el contorno de la isla. .................................................................................... 146 Figura 3.11 Mapa geológico de la isla de Gran Canaria.(Carracedo, 1994) ................... 147 Figura 3.12 Diagrama de distribución de frecuencias de los datos de tasa de exposición de la Isla de Fuerteventura. .......................................................................... 149 Figura 3.13 Isla de Fuerteventura. Diagrama de cajas y bigotes de los datos de tasa de exposición ..................................................................................................... 149 Figura 3.14 Mapa de radiación gamma natural a un metro del suelo de la isla de Fuerteventura corregido por fondo cósmico. Coordenadas UTM (huso 28). 150 Figura 3.15 Mapa de radiación gamma natural a un metro del suelo de la isla de Fuerteventura, corregido por fondo cósmico elaborado con todos los datos disponibles y con condición de contorno nula en la costa. Coordenadas UTM (huso 28). ...................................................................................................... 151 Figura 3.16 Mapa geológico de Fuerteventura. (Vera, 2004b) ........................................ 152 Figura 3.17 Diagrama de distribución de frecuencias de los datos de tasa de exposición de las Islas de Lanzarote y La Graciosa. ...................................................... 153 Figura 3.18 Isla de Lanzarote. Diagrama de cajas y bigotes de los datos de tasa de exposición ..................................................................................................... 154 Figura 3.19 Mapa de tasa de dosis a un metro del suelo de la isla de Lanzarote. Coordenadas UTM (huso 28)........................................................................ 155 Figura 3.20 Mapa de tasa de exposición a un metro del suelo de la isla de Lanzarote con condición de contorno nulo. Coordenadas UTM (huso 28). ......................... 155 Figura 3.21 Mapa de tasa de exposición a un metro del suelo de la isla de La Graciosa ..... ...................................................................................................................... 156 Figura 3.22 Mapa geológico de la Isla de Lanzarote, (Vera, 2004b) ............................... 156 Figura 3.23 Niveles de tasa de exposición a la radiación gamma natural medidas a un metro del suelo de la Islas Canarias Occidentales. ...................................... 157 Índice de figuras Figura 3.24 Niveles de tasa de exposición a la radiación gamma natural medidas a un metro del suelo correspondiente a la España peninsular Fuente: Proyecto MARNA. Mapa de radiación gamma natural. CSN colección informes Técnicos 5.2000. ........................................................................................... 160 Figura 3.25 Niveles de tasa de exposición a la radiación gamma natural medidas a un metro del suelo de la Islas Canarias Orientales. .......................................... 161 Figura 3.26 Tasa exposición de las distintas provincias españolas. ............................... 163 Figura 3.27 Mapas de tasa de exposición media por de las islas Canarias Orientales- . 164 Figura 3.28 Mapa de tasa de dosis absorbida en aire elaborado en el marco del Proyecto MARNA del CSN. (Quindós Poncela et al., 2004a) ...................................... 165 Figura 3.29 Gran Canaria. Mapa de tasa dosis absorbida en aire. Coordenadas UTM. . 166 Figura 3.30 Fuerteventura. Mapa de tasa dosis absorbida en aire. Coordenadas UTM (huso 28). ...................................................................................................... 166 Figura 3.31 Mapa de tasa de dosis absorbida en aire de las islas de Lanzarote y La Graciosa. Coordenadas UTM (huso 28). ...................................................... 167 Figura 3.32 Mapa de tasa de dosis absorbida en aire de las islas Europa Occidental. (Green et al., 1992) ....................................................................................... 168 Figura 3.33 Mapa de tasa de dosis absorbida en aire, con la misma escala de colores que el mapa europeo de la figura 3.32 (La escala de La Graciosa no se corresponde con la escala de las otras islas) ............................................... 169 Figura 3.34 Tasa dosis absorbida en las diferentes islas del Archipiélago ..................... 171 Figura 3.35 Tasa dosis absorbida en las diferentes islas del Archipiélago ..................... 173 Figura 3.36 Diferencia relativa porcentual respecto a la media mundial de la tasa de dosis absorbida en las islas del Archipiélago Canario. .......................................... 173 Figura 3.37 Localización de la sonda GammaTracer para la medida horaria de la tasa de exposición durante el año 2007. ................................................................... 174 Figura 3.38 Serie temporal de tasa de exposición medida por la sonda GammaTracer durante el año 2007 en Los Pechos ............................................................. 175 Figura 3.39 Frecuencias de la tasa exposición durante el periodo de un año................. 175 Índice de figuras Figura 3.40 Serie temporal de tasa de exposición normalizada ...................................... 176 Figura 3.41 Potencia espectral de la serie temporal de tasa de exposición normalizada. .... ...................................................................................................................... 176 Figura 3.42 Serie temporal normalizada sin la componente verano-invierno .................. 177 Figura 3.43 Análisis espectral de la serie desestacionalizada y normalizada ................. 177 Figura 3.44 Coeficientes de correlación de la serie desestacionalizada y normalizada .. 178 Figura 4.1 Mapa de tasa de exposición de las Islas Canarias Orientales ..................... 181 Figura 4.2 Localización de los puntos de toma de muestras de suelo sobre el mapa geológico de la Isla de Gran Canaria para la elaboración de los mapas de concentración de radioisótopos .................................................................... 182 Figura 4.3 Localización de los puntos de toma de muestras de suelo sobre el mapa geológico de la Isla de Fuerteventura para la elaboración de los mapas de concentración de radioisótopos .................................................................... 182 Figura 4.4 Localización de los puntos de toma de muestras de suelo sobre el mapa geológico de las Islas de Lanzarote y La Graciosa para la elaboración de los mapas de concentración de .......................................................................... 183 Figura 4.5 Diagramas de frecuencias de las concentraciones de los distintos radioisótopos naturales (226Ra, 232Th, 40K) en la Isla de Gran Canaria. ........ 190 Figura 4.6 Izquierda: Clasificación petrológica de las rocas volcánicas. Derecha situación de las rocas de Canarias en el diagrama TAS. ............................................ 191 Figura 4.7 Mapa de concentración de 226Ra (Bq/kg) de la Isla de Gran Canaria. ......... 193 Figura 4.8 Mapa de concentración de 232Th (Bq/kg) de la Isla de Gran Canaria. .......... 193 Figura 4.9 Mapa de concentración de 40K (Bq/kg) de la Isla de Gran Canaria. ............. 194 Figura 4.10 Gran Canaria. Datos estadísticos correspondiente a la relación entre la concentración de 40K de los puntos de muestreo y el código geológico de la zona ............................................................................................................... 195 Figura 4.11 Gran Canaria. Datos estadísticos correspondiente a la relación entre la concentración de 226Ra de los puntos de muestreo y el código geológico de la zona. .............................................................................................................. 195 Índice de tablas Tabla 4.3.Fuerteventura. Indicadores estadísticos de la distribución de concentraciones de actividad (Bq/kg) de las muestras para los radionúclidos determinados..........197 Tabla 4.4.Fuerteventura. Matriz de correlación de Pearson entre las concentraciones de actividad de los radionúclidos determinados.........................................................202 Tabla 4.5.Lanzarote. Indicadores estadísticos de la distribución de concentraciones de actividad (Bq/kg) de las muestras para los radionúclidos determinados..........203 Tabla 4.6.Lanzarote. Matriz de correlación de Pearson entre las concentraciones de actividad de los radionúclidos determinados.........................................................208 Tabla 4.7.Medias aritméticas y rangos de variación de las concentraciones de actividad por isla y media ponderada del Archipiélago por superficie......................................209 Tabla 4.8.Medias geométricas y rangos de variación de las concentraciones de actividad por isla y media ponderada del Archipiélago por superficie......................................210 Tabla 4.9.Concentraciones madias de actividad en las diferentes autonomías españolas . .....................................................................................................................................212 Tabla 4.10.Concentración de actividad de radionúclidos en diferentes países del mundo.... .....................................................................................................................................216 Tabla 4.11.Tasa de exposición debida a rocas ígneas y sedimentarias..............................231 Tabla 4.12.Factores de conversión para dosis efectiva (nSv/h por Bq/kg).........................233 Tabla 4.13.Factores de conversión para dosis efectiva (nGy/h por Bq/kg).........................233 Medias insulares de la dosis equivalente en aire en las Islas Canarias..........251 Tabla 5.1 Medias provinciales y del archipiélago de la dosis equivalente en aire en las Islas Tabla 5.2 Canarias......................................................................................................................251 Datos provinciales de dosis equivalente (mSva-1) obtenidos del informe MARNA Tabla 5.3 del CSN Los datos de Melilla han sido medidos por nuestro grupo de investigación .....................................................................................................................................253 Gran Canaria. Indicadores estadísticos de la concentración de Radio equivalente Tabla 5.4 (Bq/kg) e índice de Riesgo de los radionúclidos determinados.........................258 Capítulo 1 Introducción 1.1. La Radiactividad Ambiental La principal aportación a las dosis de radiación ionizante recibidas por la humanidad procede de fuentes naturales que incluyen fuentes externas, como los rayos cósmicos y las sustancias radiactivas del suelo, y fuentes internas que pueden ser incorporadas al organismo humano por inhalación e ingestión. Las dosis procedentes de fuentes naturales de radiación dependen de varias condiciones entre las que pueden mencionarse el lugar geográfico, la altitud, el tipo de vivienda, etc. Estas condiciones hacen que los niveles de radiación natural puedan ser muy diferentes dependiendo de los suelos y las rocas de cada zona, la altitud sobre el nivel del mar, las condiciones meteorológicas, etc. En 1986 la Unión Europea (entonces CEE) a raíz del accidente de Chernobyl, alentó a los países miembros para que realizaran estudios sobre la radiactividad natural en sus territorios para poder evaluar los niveles de radiación y detectar así sus posibles incrementos por causas artificiales (IAEA, 1990). Los efectos biológicos de las radiaciones ionizantes son consecuencia de la interacción de la radiación a nivel celular, siendo un fenómeno complejo en el que es necesario estudiar los sucesos que se producen después de la absorción de energía procedente de las radiaciones ionizantes, los esfuerzos del organismo para compensar los efectos de esa absorción y las lesiones y reparaciones que se pueden producir en el organismo. La aparición de estos efectos va a depender, entre otros factores, del tipo de tejido y de la capacidad de reparación del mismo. También van a influir la edad del individuo en el momento de la exposición, su estado de salud y su predisposición genética. Por tanto, no todas las personas expuestas a radiaciones ionizantes tienen la misma respuesta. Los efectos biológicos asociados con la exposición a radiaciones ionizantes se pueden clasificar en dos categorías: • Efectos deterministas: se producen cuando la exposición a radiaciones ionizantes originan la muerte de tal cantidad de células de un tejido u órgano que da lugar a un mal funcionamiento del mismo. La aparición de estos efectos se produce sólo cuando la dosis supera un cierto valor denominado “umbral de dosis”. La gravedad del efecto va a depender de la dosis recibida. No todos los tejidos y órganos tienen la misma respuesta frente a las radiaciones 2 Capítulo 1 – Introducción ionizantes. Entre los más sensibles están los ovarios, testículos, cristalino y médula ósea, y entre los efectos deterministas se pueden destacar, las quemaduras y las cataratas. • Efectos estocásticos: Si debido a la exposición a radiaciones ionizantes, se producen transformaciones celulares, éstas pueden dar lugar a la aparición de cáncer o enfermedades hereditarias en los descendientes de las personas expuestas. Para estos efectos no existe umbral de dosis, pero la probabilidad de que aparezcan sí depende de la dosis. En el Apéndice 1 se muestran las unidades de dosis que se utilizan para cuantificar las dosis de radiación y los límites establecidos en España. En general se consideran tres posibles fuentes naturales, responsables de la emisión de radiación ionizante: a) La radiación cósmica, b) los radiación emitida por los radionúclidos presentes en la corteza terrestre y en el aire (radiación externa) y c) La radiación emitida por los radionúclidos incorporados al cuerpo humano por ingestión o inhalación (radiación interna). La potencial peligrosidad de la exposición a las radiaciones ionizantes depende, en todo caso, de la dosis de radiación recibida y es una de las principales razones por las que se desarrollan programas para cuantificar la cantidad de radiación que reciben los ciudadanos por diversas causas. De forma general, este trabajo de tesis se dedica fundamentalmente al estudio de la radiación natural en las Islas Canarias Orientales1. A continuación se analizarán las diversas fuentes que contribuyen a la dosis total recibida por los miembros del público en general, debido a la radiactividad ambiental. 1.1.1 Radiación Cósmica Se entiende por radiación cósmica, aquella cuyo origen se debe directa o indirectamente a la radiación que proviene del espacio exterior y que incide en la atmósfera terrestre. La radiación que proviene directamente del espacio exterior se denomina Radiación Cósmica Primaria. Cuando la radiación cósmica primaria interacciona con los núcleos atómicos de la atmósfera, las partículas secundarias y la radiación electromagnética generada se denomina Radiación Cósmica Secundaria, y los radionúclidos producidos se denominan Radionúclidos Cosmogénicos. 1.1.1.1 Radiación Cósmica Primaria La Radiación Cósmica Primaria (Draganić et al., 1993) debe su origen a la radiación ionizante que proviene de diversos cuerpos celestes de nuestra galaxia, incluyendo la que proviene del Sol. Tiene un elevado poder de penetración y una elevada energía cinética. Está constituida principalmente por: 1 También se estudiará la distribución del radioisótopo de origen artificial 137Cs que, desde mediados del siglo XX se encuentra de forma sistemática en nuestro entorno debido a la deposición (fallout) de los restos de los productos de fisión inyectados en la alta atmósfera debido a pruebas de armamento nuclear y accidentes en instalaciones nucleares (fundamentalmente Chernobyl y Fukushima). Capítulo 1 – Introducción 3 a) Protones de alta energía con una abundancia de aproximadamente un 89%. Su espectro energético se extiende entre 1 MeV y 1014 MeV, con un máximo que oscila alrededor de los 300 MeV. b) Iones de 4He. Su abundancia es del orden de un 9% respecto del total. c) Partículas pesadas, electrones, fotones, y neutrinos, en proporciones muy bajas. Se estima que los rayos cósmicos de energía inferior a 1014 MeV se originan en nuestra galaxia, mientras que los de energía superior se formarían fuera de la misma. Debido a las heterogéneas características de la Radiación Cósmica Primaria (masa, carga y energía) los distintos componentes de la radiación cósmica se suelen clasificar en función de su poder de penetración, distinguiéndose una componente blanda, capaz de atravesar algunos centímetros de plomo y de una componente dura, que puede llegar a atravesar espesores de un metro de plomo. La atmósfera equivale, respecto a la radiación cósmica, a un blindaje de hormigón de algunos metros de espesor. La densidad de flujo de los rayos cósmicos primarios varía con la distancia al Sol y ha variado muy poco (inferior a un factor 2) durante los últimos 109 años. Para los rayos cósmicos de energía inferior a 104 MeV se conocen dos factores responsables de la modificación de densidad de flujo: 1) el campo magnético terrestre, y 2) la existencia de ciclos solares. El campo magnético terrestre desvía hacia el espacio las partículas cargadas que inciden con energías por debajo de los 10 MeV. Este fenómeno depende de la latitud geomagnética, de forma que el flujo cósmico es mínimo en el ecuador geomagnético y aumenta con la latitud, siendo máximo en los polos. Las variaciones son del orden de un 10% en la baja atmósfera. La actividad solar sufre variaciones cíclicas con una periodicidad de 11 años, que afectan la densidad de flujo de los protones galácticos de baja energía E<104 MeV en las capas superiores de la atmósfera terrestre. Los cambios en la intensidad de la radiación cósmica total pueden ser de un 10%. Las tormentas solares se presentan con mayor frecuencia durante los periodos de máxima actividad solar y como consecuencia de ellas se emiten grandes cantidades de energía en forma de radiaciones visibles ultravioleta, rayos X y un gran número de protones, partículas alfa (α) y otras partículas cargadas, produciéndose cambios significativos de la radiación cósmica (Measurements, 1976) Frecuentemente se observa un aumento de flujo durante los minutos iniciales de la tormenta cuando se emiten protones de energía superior a 100 MeV, para luego producirse una disminución del flujo. Solo las grandes erupciones pueden aumentar la dosis absorbida en las capas superiores de la atmósfera (UNSCEAR, 1977), debido a que este fenómeno tiene lugar en las capas altas de la atmósfera (h > 10 km), su efecto es mínimo en lo que respecta a la dosis a la altura de la superficie terrestre. 4 Capítulo 1 – Introducción 1.1.1.2 Contribución de la radiación cósmica a la dosis anual en la superficie terrestre Como se ha venido comentando en párrafos anteriores, la exposición a los rayos cósmicos primarios está fuertemente relacionada con la altitud y una pequeña dependencia con la latitud. En los niveles inferiores de la atmósfera y al nivel del mar, la dependencia de los ciclos solares de 11 años es pequeña comparada con la incertidumbre en las estimaciones y en la actualidad no se tiene en cuenta. El método utilizado por el Comité para establecer la dosis, abarcando desde el fotón hasta los componentes directamente ionizantes de la radiación cósmica a nivel del mar, no ha cambiado sustancialmente en muchos años. En el informe UNSCEAR 1977 (Radiation, 2000) el valor que se establece para la tasa de dosis absorbida a nivel del mar es de 32 nGy h-1. Suponiendo, que la fracción de tiempo promedio que se pasa en el interior es de 0,8 la dosis efectiva anual de la componente ionizante de los rayos cósmicos equivale a 240 μSv a-1 a nivel del mar. Para obtener la dosis equivalente en puntos elevados sobre el nivel del mar se aplican las expresión publicadas por Bouville y Lowder (Bouville and Lowder, 1988) 34 1,64910 4,52810 ( ) (0)[0,2051 0,795 ] zz ll Hz H e e −− −⋅ ⋅ =+  [1.1] Figura 1.1 Dependencia de la dosis de radiación cósmica con la altitud. En donde (0) l H  es la tasa de dosis equivalente a nivel del mar, 240 μSv a-1, y z es la altura en metros. La ecuación [1.1] tiene en cuenta la contribución a la radiación cósmica debida a las partículas cargadas. La contribución debida a la componente neutrónica viene expresada por la ecuación [1.2]: 1,04 0,698 () 20 si 2 () 39,6 si 2 z N z N Hz e z km Hz e z km =< =>   [1.2] Capítulo 1 – Introducción 5 Tanto la tasa de dosis del fotón como las demás componentes ionizantes, dependen también de la latitud, pero en menor medida. Como se ha dicho, la tasa de dosis es de aproximadamente un 10% inferior en el ecuador geomagnético que en latitudes más extremas. Para la componente neutrónica de la radiación cósmica la exposición a la radiación y la estimación de la dosis efectiva ha sido más incierta debido a la falta de medidas. En la actualidad se acepta que la tasa anual de dosis efectiva de neutrones a nivel del mar se estima en 80 μSv a-1 que es sustancialmente mayor que el valor de 20 μSv a-1, utilizados en el informe UNSCEAR 1988 y sigue siendo objeto de gran incertidumbre. Con la aplicación de un factor de blindaje de 0,8 y un factor de ocupación de 0,8, la dosis efectiva anual promedio a nivel del mar para latitudes comprendidas entre unos 40 y 50º se estima en 65 μSv a-1. El flujo de neutrones que surgen de las colisiones de protones de alta energía en la atmósfera superior está fuertemente influenciado por la latitud geomagnética. Esta variación, para alturas habitables no se ha verificado de manera satisfactoria, ya que medidas realizadas en diferentes latitudes no siempre han sido comparables. Medidas recientes a gran altura han mostrado una variación en un factor de cerca de 4 (Goldhagen, 2000) con los valores más bajos cerca del ecuador. Estos resultados se basan en los cálculos de Florek et al., (Florek et al., 1996) que simularon la fluencia de neutrones en función de la latitud. Sus resultados se expresan en términos de k  coeficiente de latitud de la siguiente manera: ( ) (90) ( ) NN Hlat H klat    [1.3] Figura 1.2 Variación de la componente neutrónica con la latitud En donde k se le asignan los valores: (90) 1; (47) 0,8; (42) 0,6; (35) 0,4; (0) 0,2kk k k k       6 Capítulo 1 – Introducción 1.1.1.3 Radiación Cósmica Secundaria. Radionúclidos cosmogénicos. La Radiación Cósmica Secundaria debe su origen a las reacciones de espalación entre las partículas más energéticas de la Radiación Cósmica Primaria y los núcleos de los átomos del aire. Los productos de estas reacciones consisten en protones, neutrones, y piones, junto con los denominados radionúclidos cosmogónicos, como por ejemplo 3H, 7Be, 10Be, 22Na, y 24Na. La Radiación Cósmica Secundaria, puede interaccionar con otros núcleos del aire y formar nuevas partículas secundarias en un proceso denominado de cascada. En general, los piones sufren procesos de desintegración, generando muones y fotones, que a su vez generan nuevas cascadas, que pueden llegar hasta las capas inferiores de la atmósfera. Debido a que la sección eficaz de interacción de los muones con los núcleos atómicos es muy pequeña, y que se desplazan a velocidades relativistas, pueden penetrar hasta las capas inferiores de la atmósfera terrestre y atravesar los materiales de construcción. Por otro lado, también aparecen electrones por desintegración de muones, por ionización producida por partículas cargadas, y por cascada electromagnética (ver tabla 1.1). Tabla 1.1. Composición de la radiación cósmica primaria en capas altas de la atmósfera, y radiación cósmica secundaria al nivel del mar. (White, 1972) Primaria Secundaria H 89,0% Muones 70% He 9,0% e+ y e29% Li, Be, B 0,5% Iones C,N,O 0,5% pesados 1% Ne, Mg, Si 0,1% Fe 0,03% Como se ha explicado anteriormente, los radionúclidos cosmogénicos son los productos de las reacciones de espalación entre la radiación cósmica primaria y los núcleos de los átomos de aire. Se forman principalmente en altas capas de la atmósfera (estratosfera), sufriendo, más tarde, procesos de difusión que los desplazan hasta capas inferiores de la atmósfera (troposfera) siendo arrastrados a la superficie terrestre por precipitación y deposición gravitatoria En la tabla 1.2 se indican los principales radionúclidos cosmogénicos, junto con los modos de desintegración y energías de la radiación emitida. De todos ellos los únicos que tienen importancia, en lo que se refiere a efectos biológicos sobre el organismo, son el 3 1Hy el 14 6C, y en menor grado el 7 4Be y el 22 11 Na. Capítulo 1 – Introducción 7 El 14 6C se forma en la estratosfera principalmente mediante la reacción14 14 76 N(n,p) C . Es un radionúclido cosmogónico que tiene gran importancia en lo que se refiere a su relación con los organismos vivos. El 3 1H se genera en la atmósfera de forma natural por acción de la radiación cósmica (y también de forma artificial en los reactores nucleares y en las explosiones nucleares), su concentración en el aire troposférico es del orden de 1 mBq/m3 (Eisenbud, 1987) Respecto al 3 1Hpresente en la corteza terrestre, el 99% se halla en moléculas de agua (HTO), formando el agua tritiada. Debido a que tanto el 14 6C como el 3 1H son emisores de partículas beta ( β ) de baja energía (ver tabla 1.2), la fracción más importante de dosis depositada en los organismos vivos será de origen interno, siendo mínima su contribución a la dosis externa. Tabla 1.2. Principales radionúclidos cosmogénicos. (Eisenbud, 1987) Radionucleído Periodo Principales modos de desintegración y energías expresadas en keV. Entre paréntesis, la fracción de ramificación, en % γ β 3 1H 12.33 años 18.6 (100) ( β −) 7 4Be 5329 días 478[10.4) 10 4Be 1.6x106 años 556(100) ( β −) 14 6C 5730 años 156[100) ( β −) 22 11 a N 2.6 años 1274(99.94) 545[90.4) ( β +) 24 11 a N 14.66horas 1369(100);2754[99.9) 1393(99.9) ( β −) 32 14Si 172 años 224[100) ( β −) 32 15P 14.28 días 1710(100) ( β −) 33 15P 25.34 días 249[100) ( β −) 35 16S 87.51 días 167(100) ( β −) 36 17 Cl 3.0x105 años 709[98.1) ( β −) 38 16S 2.84 horas 1942(10.4) 995[83) ( β −) 38 17 Cl 37.24 minutos 1640(31);2170[42) 4920(57.6); 1110(32) ( β −) 39 17 Cl 55.6 minutos 250(47);1270[54.3); 1520(38.6) 1920[83) ( β −) 39 19 Ar 269 años 565(100) ( β −) El 7 4Be se detecta tanto en la atmósfera al nivel del suelo como en el agua de lluvia, en concentraciones que oscilan alrededor de los 10 mBq/m3 y 700mBq/m3 respectivamente (Eisenbud, 1987). El 22 11 Na se detecta en concentraciones del orden de 1μ Bq/m3 en capas inferiores de la atmósfera y 0,1 Bq/m3 en el agua de lluvia, según (Eisenbud, 1987). Debido a su comportamiento metabólico en el ser humano y a que las radiaciones emitidas son más energéticas, su contribución a la tasa de dosis será superior a la de otros radionúclidos cosmogénicos como por ejemplo el 3 1H. Los radionúclidos cosmogénicos contribuyen, de forma principal, a la radiación y dosis interna. En todo caso, su contribución a la dosis equivalente anual recibida por una persona en la 8 Capítulo 1 – Introducción Tierra es muy pequeña en comparación con la debida a la radiación cósmica primaria y a la radiación terrestre. 1.1.2 Radiación terrestre La radiactividad natural terrestre procede en su mayoría de los isótopos radiactivos, que de forma natural (radionúclidos primordiales), se encuentran en el medio ambiente (suelos, aguas superficiales y subterráneas, atmósfera) desde su formación. Entre los radionúclidos presentes en las rocas del suelo figuran los que pertenecen a las series radiactivas del uranio y el torio. En el origen de la Tierra se cree que existieron cuatro series radiactivas naturales, de las cuales sólo tres de ellas se encuentran presentes en la actualidad al estar encabezadas por un radionúclido con un periodo de semidesintegración del mismo orden de magnitud que la edad de la Tierra, que se denominan por el nombre del radioisótopo cabeza de la serie, estas son: • Serie del uranio 238U. • Serie del actinio 235U. • Serie del Torio 232Th. El último componente de las tres series radiactivas es un isótopo de plomo estable, o al menos con un periodo de semidesintegración superior a 1018 años. Las tres series naturales disponen de descendientes emisores de radiación alfa, beta y gamma, por ello, contribuirán tanto a los campos de radiación externa como interna. La energía de las partículas alfa emitidas por los radionúclidos de las series radioactivas oscila entre 4 MeV y 9 MeV. La energía máxima de la radiación gamma emitida es de 2614 keV. Existió una cuarta serie, denominada serie del neptunio, que tiene por radionúclido inicial al 241Pu, elemento con un periodo de semidesintegración de 13.2 años. Esta serie natural debe su nombre al descendiente que posee el periodo de semidesintegración más largo (1,62x105 años), el 237Np. Del conjunto de componentes de la cadena de desintegración sólo permanece en la Tierra, en cantidades significativas, el descendiente estable 209Bi, que es el último componente de la serie radiactiva. En la corteza se encuentran también otros radionúclidos primordiales que no forman parte de series entre los que se encuentran 40K, 87Rb, 113Cd, 115In, 138La, 50V, etc. siendo en total unos 60 radionúclidos. No obstante, el más importante desde el punto de vista de la radiación es el 40K, responsable de gran parte de la dosis natural y, en mucha menor medida le sigue el 87Rb con un contribución prácticamente despreciable. Los radionúclidos en los suelos son fuentes internas y externas de exposición a la radiación para el hombre y el medio ambiente. El reparto de estos isótopos radiactivos tanto en cantidad como en tipo, depende mucho de la naturaleza de las rocas (origen geológico), así como de los parámetros climáticos, hidrológicos e historia agrícola, particularmente por el uso de fertilizantes. Además, como se ha indicado también se encuentran en el medio ambiente radionúclidos cosmogénicos transportados desde la alta atmósfera. A continuación se describen de forma resumida las principales características correspondientes a los radionúclidos naturales más significativos que no presentan serie de Capítulo 1 – Introducción 15 Figura 1.4 Cadena de desintegración del 235 92 U ~ u L..:.:J 7, 037 X 10' años la 3, 276 x 10" años r! Th 1 fJ. 1~1 pa l 01 25,52 horas a 21,77 años 227 Ac ,LT1 227T hI 18 ' 718 días 89 ~ 9 0 a a 21,8 minutos 11, 43 días 1 a la WA ,LT r:::J R 54 segundos ~ ~ L::.:J 3,96 segundos a a 7,4 minut os 215 Bi 83 J!. 215 pO 84 ~ f :: At 1100 ~se~ u ndos la la 36 ,1 minutos 1 ':~ Pb 1 ~ 1 ~ B i 1 ~ 1 2~ po I 1 , 6 segundos a a 2,14 minu to l 1 4)7 minutos 1 '"¡1 T1 1 !!. 1 '::~ Pb 1 Estable 16 Capítulo 1 – Introducción Tabla 1.6. Modos de desintegración de los radionúclidos de la cadena de desintegración del 235 U y energía de la radiación generada. En el caso de partículas β se indica la energía máxima. . (Firestone, 1996) (Browne and Firestone, 1986) Radionúclido Periodo Principales modos de desintegración y energías expresadas en keV. Entre paréntesis, la fracción de ramificación en % α β γ 235 92U 7,037 x 108 años 4364 (11) 4395 (55) 578 (9,2) ----- 12,95 (22) 16,12 (15) 19,2(2,6) 89,86 (3,4) 93,4 (5,5) 105,36 (1,98) 109,18 (1,5) 143,79 (10,5) 163,38 (4,7) 185,74 (53) 202,14 (1,0) 205,33 (4,7) 231 90Th 1,0633 horas ---- 142,2(2,7) 206 (12,8) 287,2(12) 288,1(37) 305,3(35) 11,37(~3) 13,27 (~49) 16,56(37) 19,81 (7,4) 25,64 (14,6) 84,2 86,6) 231 91Pa 3,276 x 104 años 4950,5 (22,8) 5013,1 (25,4) 5029,2 (20) 5058,7 (11) ----- 10,87 (1,2) 12,64 (22) 15,66 (25) 18,61 (5,9) 27,4 (9,3) 283,67 (1,6) 300,1 (2,4) 302,67 (1,7) 330,07 (1,3) 227 89 Ac 18,718 días 5709,7 (8,2) 5714,2 (4,9) 5757,1 (20,3) 5977,9 (23,4) 6038,2 (24,5) ----- 12,33(17) 15,22(21) 17,99(4,8) 50,14(8,5) 79,72(2,1) 88,47(3,1) 235,97(11,2) 256,24(6,7) 299,97 (2,1) 329,84 (2,73) 223 87Fr 21,8 minutos 5340 (0,006) 914,3 (10) 1069,4 (16) 1099 (67) 12,33(16) 15,21(19) 50,14 (33) 79,72(8,9) 85,4(2,4) 88,47(4) 234,8(3,7) 223 88Ra 11,43 días 5606,9 (24,2) 5716,4 (52,5) 5747,2 (9,5) ----- 11,71(10,2) 14,3(9,8) 16,9(1,9) 81,07(15,2) 83,79(25,2) 94,68(8,9) 97,9(2,8) 269,4(13,6) 323,9(3,9) 338,3(2,8) 444,9(1,3) 219 86Rn 3,96 segundos 6425 (7,5) 6553,1 (12,2) 6819,3 (80,9) ---- 271,13(99) 401,7(6,64) 219 85 At 54 segundos 6275 (7,5) 1700 (3) 215 83Bi 7,4 minutos ----- 2250 215 84Po 1,78 ms 7386,4 (~100) 721 (~0,00023) 4438,8 (~0,04) 211 82Pb 36,1 minutos ----- 541 (6,3) 968,1 (1,5) 1373 (91,3) 404,9(3,8) 427(11,7) 831,9(3,8) 215 85 At 100μs 8023 (99,95) ----- 404,86(0,045) 211 83Bi 2,14 minutos 6279 (15,96) 6623 (83,77) 579 (0,276) 72,87 (12,8) 211 84Po 516 ms 7450,6 (98,92) ----- 569,15(0,53) 897,23(0,52) 207 81Tl 4,77 minutos ----- 1423 (99,73) 897,23(0,24) 207 82Pb Estable ----- ----- ----- El impacto en la dosis recibida por radiación natural de la serie del 235U es muy poco significativa, ya que, como se ha dicho, este elemento supone sólo un 0,72% en peso del uranio Capítulo 1 – Introducción 17 natural y no se encuentra en concentraciones significativas en las rocas siendo la relación de actividades 235U/238U menor que 0,05. No obstante, desde el punto de vista de la radiación artificial el 235U es muy importante porque se utiliza para la fabricación de elementos combustibles de las centrales nucleares y, en menor medida para el armamento. Esto implica procesos industriales de concentración que si tienen impacto radiológico. 1.1.5 El Torio El torio es un elemento más abundante en la naturaleza que el uranio, se encuentra también muy disperso en la corteza terrestre puesto que se localiza en los minerales como sustituciones isomorfas de otros elementos (Mahou and Amigot, 1996). El torio sólo se presenta en minerales con valencia +4, lo que hace que tenga un comportamiento similar al uranio tetravalente. De esta forma, acompaña al uranio cuando se trata de concentraciones de uranio 4 formando torianita (óxido de torio). Torita (silicato de uranio y torio) o torogumita (óxido de torio y uranio) que son minerales fundamentalmente de torio. Otras veces forma concentraciones que también pueden llevar uranio como sucede en la monazita, (fosfato de torio, cerio, lantano neodimio itrio, etc.). En la tabla 1.7 (Eisenbud, 1987) se muestran los valores típicos de concentración de 232Th en diversos tipos de roca. En la naturaleza, el torio y el uranio se encuentran según una relación promedio Th/U de 3/1 (entre 2/1 y 4/1), que domina en las rocas graníticas, sedimentarias y metamórficas derivadas. La relación Th/U varía, en general, según las condiciones de movilización del uranio, pudiendo ser alta si hay pérdida de uranio como ocurre en algunas arcillas residuales. En ciertas rocas sedimentarias y de deposición química la relación es mínima (aproximadamente 1 en sales y carbonatos). Los valores más altos de la relación (superiores a 4) se encuentran en las rocas ígneas básicas y ultrabásicas debido a su bajo contenido en uranio (<1 ppm). En las aguas superficiales y subterráneas el torio se disuelve como Th(OH)4, pero la escasa solubilidad de este compuesto hace que apenas emigre del lugar donde se originó. En las aguas marinas y continentales los contenidos de torio presentan valores generalmente inferiores 0.05 ppb. En la naturaleza se encuentran dos isótopos de vida larga del torio: 232Th y 230Th y cuatro de vida corta: 234Th, 231Th, 228Th y 227Th. De ellos el más importante es el 232Th que tiene un periodo de semidesintegración de 1,405x1010 años (tres veces mayor que el del 238U) y es cabeza de una serie de desintegración. El 230Th, que tiene un periodo de semidesintegración de 75400 años, es como se ha dicho, un producto intermedio en la cadena de desintegración del 238U, por lo que está generalmente presente en los minerales que contienen uranio. A continuación se detallan las principales características de la cadena de desintegración de 232Th. 18 Capítulo 1 – Introducción Tabla 1.7. Rangos y concentraciones medias de 40K., 232Th y 238U en suelos y rocas. Material 40K 232Th 238U % K total Bq kg-1 ppm Bq kg-1 ppm Bq kg-1 Rocas ígneas Basaltos 0,8 300 3-4 10-15 0,5-1 7-10 Máficos 0,3-1,1 70-40 1,6; 2,71 7 ; 101 0,5 ; 0,91 7 ; 101 Sálicos 4,5 1100-1500 16 ; 201 60 ; 801 3,9 ; 4,71 50 ; 8601 Granito >4 >1000 17 70 3 40 Rocas sedimentarias Areniscas 2,7 800 12 50 3,7 40 Cuarzo puro <1 <300 <2 <8 <1 <10 Cuarzo Impuro 2? 400? 3-6? 10-25? 2-3? 40? Arena de playa <1 <300 6 25 3 40 Carbonatadas 0,3 70 2 8 2 25 Resumen Rocas2l 0,3-4,5 70-1500 1,6-20 7-80 0,5-4,7 7-60 Corteza continental 2,8 850 10,7 44 2,8 36 Suelos en promedio 1,5 400 9 37 1,8 22 1.1.5.1 Serie del 232Th El 232Th se desintegra por emisión alfa generando una cadena de descendientes que se pueden agrupar en 3 subseries (ver figura 1.5). La primera está compuesta sólo por el propio 232Th y tiene poca significación desde el punto de vista dosimétrico. En zonas de fondo calificable de normal sólo supone un 0,12% de la dosis total. La segunda subserie tiene por elementos más significativos el 228Ra, antiguamente denominado mesotorio, de periodo relativamente largo (5,75 años). Es un emisor beta y gamma y está presente en los minerales que contienen torio, también se encuentra en mineralizaciones de uranio tetravalente. A partir de este elemento, y pasando por el 228Th se llega al 224Ra, uno de los isótopos del radio de corto periodo (3,66 días). 1 Media y mediana respectivamente. 2 Se especifica el rango basado en las filas anteriores. Según indica el autor se pueden encontrar ejemplos de materiales fuera de estos rangos pero en cantidades relativamente pequeñas. Capítulo 1 – Introducción 19 Figura 1.5 Cadena de desintegración del 232 90 Th 5,75 años 10,64 horas 1,913 años a ~Ra 3,66 días a =Rn 8G 56,6 segundos la 1 21SPO I 84 0,150 segundos 60,55 mi nutos 298 nsegundos jT r=:lBjT r::J p -~-~ la la 3,053 minutos I ~ , 1l I ~I ~~Pb l Estable 20 Capítulo 1 – Introducción Tabla 1.8. Modos de desintegración de los radionúclidos de la cadena de desintegración del 232Th y energía de la radiación generada. En el caso de partículas β se indica la energía máxima. . (Firestone, 1996) (Browne and Firestone, 1986) Radionúclido Periodo Principales modos de desintegración y energías expresadas en keV. Entre paréntesis, la fracción de ramificación en %. α β γ 232 90Th 1,405 x 1010 años 3952 (23) 4010 (77) ----- ----- 228 88Ra 5,75 años ----- 14,9 (40) , 39,23 (60) 12,76 (19) 13,5(100) 15,5 (10) 15,8 (13) 228 89 Ac 6,13 horas 4270 481,0 (4,2) 595,5 (8,1) 958,6 (3,5) 973,5 (5,6) 1004,1 (5,8) 1104,5 (3,0) 1730,1 (11,6) 2069,2 (10) 12,95 (15) 16,15 (20) 338,4 (12) 911,16 (29) 968,97 (17,4) 228 90Th 1,913 años 5340 (26,7) 5432 (72,7) ----- 12,33 (3,1) 15,23 (4,7) 94,26 (1,2) 215,75 (9,3) 224 88Ra 3,66 días 5449,1 (4,9) 5685,5 (95,1) ----- 240,76 (3,9) 220 86Rn 55,6 segundos 6288,29 (99,93) ----- 549,7 (0,07) 216 84Po 0,150 segundos 6778,5 (99,998) ----- 804,9 (0,0018) 212 82Pb 10,64 horas ----- 158,4 (5,2) 335,1 (82,5) 573,7 (12,3) 10,83 (6,6) 13,1 (6,0) 74,8 (10,5) 77,2 (17,7) 87,2 (6,3) 238,58 (43,6) 300,03 (3,3) 212 83Bi 60,55 minutos 6051 (25,23) 6090,1 (9,63) 1526,7 (4,4) 2254(55,5) 10,26 (3,0) 12,8 (3,5) 39,85 (1,1) 727,25 (6,7) 785,51(1,1) 1620,66 (1,5) 212 84Po 298 ns 8784,4 ----- ----- 208 81Tl 3,053 minutos ----- 1292,5 (24,5) 1525,8 (21,3) 1803,2 (48,7) 74,97 (3,6) 277,28 (6,8) 510,61 (21,6) 583,02 (86) 860,3 (12) 2614, 35 (99,79) 208 82Pb Estable ----- ----- ----- Capítulo 1 – Introducción 21 La tercera subserie comienza en el 220Rn, denominado también torón por proceder de la serie del torio. Este radioisótopo, descendiente del 224Ra, es el más abundante de los tres isótopos de radón. Su poder de emanación es unas 100 veces superior al 222Ra, pero desaparece rápidamente en la atmósfera debido a su corto periodo de semidesintegración de tan sólo 55,6 segundos. El 220Rn es emisor alfa y gamma y en su desintegración da lugar al 216Po. Por debajo del 220Rn la serie del torio no tiene términos de vida larga. Dada la importante contribución del radón a la dosis anual en la radiactividad natural, se dedica más adelante un epígrafe a tratar su problemática. El equilibrio entre el 220Rn y su progenie se alcanza a un ritmo dominado por el tiempo requerido para el crecimiento del 212Pb (vida media 10,6 h). Entre estos descendientes cabe destacar el 208Tl que en su desintegración presenta un pico gamma característico de 2615 MeV que se puede utilizar en medidas ambientales para determinar el torio equivalente. La serie finaliza en el 208Pb estable procedente el anterior por emisión alfa. 1.1.6 El Radón Según se ha descrito anteriormente, en las tres series radiactivas naturales, la serie del uranio, la del torio y la del actinio poseen entre sus elementos un isótopo radiactivo del radón, concretamente 222Rn, 220Rn y 219Rn, respectivamente. El isótopo que pertenece a la cadena del 238U se denomina radón, con un periodo de semidesintegración de 3,8 días, el que pertenece a la cadena del torio se denomina torón, que posee un periodo de semidesintegración de 55 segundos, y el que pertenece a la cadena del actinio se denomina actinión, con un periodo de desintegración de 4,0 segundos. Dichos isótopos del radón se encuentran en estado gaseoso en condiciones normales de presión y temperatura, y además su capacidad de reaccionar para formar compuestos moleculares es muy pequeña, al tratarse de un gas noble. Ello permite que una vez que se ha producido en el interior de la corteza terrestre, posea la capacidad de alcanzar la atmósfera por difusión molecular o por convección a través del terreno, de este modo será posible encontrar radón y torón mezclados con los gases atmosféricos y su distribución dependerá de los procesos atmosféricos y tipo del terreno. Debido a que los procesos de difusión y convección en el terreno, y los procesos atmosféricos tienen unos tiempos de evolución muy superiores al periodo de desintegración del torón, y en mayor grado del actinión, estos isótopos del radón no serán de gran interés radiológico en lo que respecta a su presencia en la atmósfera. Por tanto a la hora de evaluar la contribución a la dosis natural recibida por el público debido al radón solo se suele tener en cuenta el 222Rn. Los descendientes del 222Rn se pueden dividir en dos grupos (ver figura 1.3) en función del periodo de desintegración: el grupo de descendientes de vida corta formado por los isótopos radiactivos 218Po,214Pb, 214Bi, 214Po, y el grupo de los descendientes de vida larga constituido por 210Pb, , 210Bi y 210Po. En último lugar de la cadena de desintegración del radón se encuentra el 206Pb que es estable. En la cadena de desintegración del torón sólo existen radionúclidos de vida corta siendo el de vida más larga el 212Pb con un periodo de 10,6 horas. En último lugar se encuentra el 207Pb que es estable. La peligrosidad radiológica el radón está asociada 22 Capítulo 1 – Introducción fundamentalmente en sus descendientes de vida corta: en concreto el 218Po y 214Po. Existe también una exposición externa causada por la radiación gamma directa, pero el verdadero riesgo está en la radiación alfa. Si bien, la radiación alfa es relativamente poco peligrosa por irradiación externa ya que la epidermis proporciona un blindaje efectivo, cuando se inhala el Rn, las partículas radioactivas se adhieren al tejido del tracto pulmonar, donde someten a una irradiación alfa a las células broncopulmonares. La absorción de esta radiación provoca ionizaciones y excitaciones de las estructuras celulares provocando efectos lesivos: puede dañar directa e indirectamente el DNA y provocar mutaciones en el tejido pulmonar que pueden derivar en cáncer. En USA está considerada la segunda causa de muerte por cáncer de pulmón después del tabaco. Además, sus efectos son sinérgicos: fumar y vivir en una casa con alto contenido de radón aumenta el riesgo unas 46 veces más que de darse los 2 fenómenos por separado. El principal foco de radón (en la inmensa mayoría de los casos) es el terreno, y la causa es su contenido natural en uranio y torio, de los cuales se generará el 226Ra que engendrará el radón en su proceso de desintegración. Así, mientras que las rocas basálticas poseen 1 ppm de uranio y 4 ppm de torio, las areniscas, al igual que las carbonatadas poseen 0,5 ppm de uranio y 1,7 ppm de torio, las arcillosas poseen 3,5 ppm y 11 ppm respectivamente, las graníticas poseen 5 ppm de uranio y 12 ppm en torio, poseyendo un mayor potencial emisor de radón. Es por esto que durante las últimas décadas se han llevado a cabo numerosos estudios sobre la concentración de radioisótopos naturales en prácticamente todos los continentes, lo que justifica la pertinencia del estudio que se ha llevado a cabo en este trabajo de Tesis Doctoral. Dada la potencial peligrosidad de altas concentraciones de radón en las viviendas, la Comisión de las Comunidades Europeas, emitieron la Recomendación (Europeas, 1990) relativa a la protección de la población contra los peligros de una exposición al radón en el interior de edificios. En ella se recoge la recomendación de que se establezca un sistema adecuado para limitar toda exposición a las concentraciones de radón en el interior de edificios, prestando especial atención a la adecuada información al público. Así mismo, establece un nivel de actuación en edificios ya existentes de 400 Bq/m3, y para edificios de nueva construcción de 200 Bq/m3. 1.1.7 El 137Cs Como se indicó en la introducción, además de los radioisótopos primordiales y radiogénicos, en el ambiente se pueden encontrar radioisótopos artificiales, procedentes de la actividad industrial del ser humanos. Desde el inicio de la era nuclear a mediados del siglo XX, ha habido tres fuentes de contaminación radiactiva a gran escala: las pruebas atmosféricas de armamento nuclear y los accidentes de las centrales nucleares de Chernobyl (UNSCEAR, 1988), (UNSCEAR, 2000) y Fukushima. Estas fuentes han producido depósitos radiactivos en los suelos en diferente grado, dependiendo de su localización en la Tierra. Capítulo 1 – Introducción 23 Las pruebas de armamento nuclear han sido, con diferencia, la fuente principal de introducción de radioisótopos en el medio ambiente. Entre todos los radionúclidos emitidos, el 137Cs es el que contribuye principalmente la dosis a largo plazo entre la población (UNSCEAR, 1982), (NCRP, 2007) y por eso es importante conocer el contenido y el comportamiento de este radionúclido en aire, suelos y agua. El 137Cs es un isótopo radiactivo de cesio que se produce principalmente por fisión nuclear. Tiene un periodo de semidesintegración de 30,23 años, y decae emitiendo partículas βal isómero nuclear metaestable 137mBa. Este último radioisótopo tiene una vida media de 2,55 minutos y es el responsable de todas las emisiones de rayos gamma decayendo finalmente en el 137Ba estable. Se genera como producto de fisión del 235U en las pruebas nucleares de armamento a un ritmo de 6,3 PBq por megatón. También se produce de forma regular en los reactores comerciales siendo un componente traza de sus efluentes líquidos de bajo nivel. El comportamiento biológico de 137Cs es similar al del potasio. Después de entrar en el organismo, se distribuye uniformemente por todo el cuerpo, con mayor concentración en el tejido muscular y menor en los huesos. La vida biológica media del cesio es corta, aproximadamente de 50 días. A partir del año 1954 el 137Cs empieza a ser detectable a nivel global como consecuencia de los ensayos nucleares llevados a cabo, dichas pruebas se intensifican entre los años 19581959 produciendo una mayor concentración de este radionúclido, hasta que, posteriormente, en 1963 se produce un máximo que es el responsable de la mayor parte de la actividad de 137Cs detectada. Se ha calculado que la actividad de 137Cs incorporada al ambiente hasta 1980 fue de 9,6×1017 Bq, de la cual el 76% fue depositado en el hemisferio norte y el 24% restante en el sur (UNSCEAR, 1982). En 1986 el accidente de Chernobyl se estima que supuso una emisión total a la atmósfera de entre 4 y 7×1016 Bq (UNSCEAR, 1988) originando una densidad de deposición de unos 555 kBq/m2 de 137Cs (Balonov, 2007),(Saenko et al., 2011), principalmente en Europa Central. El impacto de Fukushima se estima, en estos momentos, en un orden de magnitud inferior al de Chernobyl (UNSCEAR, 2013). En las últimas décadas, se han llevado a cabo numerosos estudios a escala mundial para analizar la distribución de 137Cs y su comportamiento en suelos agua y aire. (Arnalds et al., 1989), (Blagoeva and Zikovsky, 1995), (Bunzl and Kracke, 1988), (Isaksson et al., 2000), (Kiss et al., 1988). En España los estudios se han centrado fundamentalmente en el estudio de la distribución superficial en suelos de la Península Ibérica (Baeza et al., 1991), (Elejalde et al., 1996), (Navas et al., 2007), (Sanchez-Cabeza et al., 2007). 1.1.8 Exposición a las radiaciones naturales. Los niveles de radiactividad ambiental resultarán, según lo explicado con anterioridad, ser motivo de estudio de los correspondientes niveles en suelo, aire y aguas, a lo que habría que añadir los debidos a la actuación del hombre: materiales de construcción, industria, etc. En diferentes países se han llevado y se llevan a cabo determinaciones tendentes a conocer los 24 Capítulo 1 – Introducción valores de concentraciones de los isótopos radiactivos presentes en el medio ambiente. También la exposición dentro de los edificios, depende básicamente del tipo de material de construcción que se utilice y de su procedencia. Los materiales de construcción actúan como fuentes radiactivas, al tiempo que atenúan la radiación procedente del exterior. En las casas de ladrillo, hormigón o piedra, la tasa de dosis absorbida en su interior depende en mayor medida de las concentraciones de actividad de los radionúclidos presentes en los materiales de construcción, los cuales, si son de procedencia local, tendrán concentraciones de radionúclidos iguales a las que se dan en el suelo o en el pavimento que rodean al edificio. A este respecto, hay que señalar, como se ha indicado anteriormente, la gran importancia que tiene la presencia de radón responsable de la mayor parte de la dosis recibida por la población por causas naturales; por ello, se suele separar el impacto radiológico debido al radón del resto de las fuentes de radiactividad ambiental. En condiciones normales, el 222Rn constituye la mayor fuente de exposición natural a las personas (50% del total de radiación natural) (Quindós, 1995). En lo que se refiere a las aguas, como se ha comentado, éstas pueden llevar en disolución o suspensión radionúclidos en concentraciones variables y deben ser analizadas y tratadas para el consumo humano. En España, el Real Decreto 140/2003 (del Estado, 2003) sobre la calidad de las aguas destinadas al consumo humano incorpora la directiva 98/83/CE del Consejo de la Unión Europea, de 3 de noviembre (Europea, 1998), en la que se establece para la radiactividad en aguas potables unos valores de 100 Bq/l para el tritio y 0,10 mSv/año para la “Dosis indicativa total” (DIT). El Real decreto español mantiene como parámetros a controlar, la actividad α total, con un valor de 0,1 Bq/l, y la actividad β total, con un valor de 1Bq/l, manteniendo lo que ya recogía la reglamentación española anterior. En relación con la exposición de los individuos a los radionúclidos que se encuentran en las aguas, habría que considerar el consumo de pescados y otros animales acuáticos, así como la ingestión de vegetales cultivados en régimen de regadío. La mayor parte de los radionúclidos naturales que se encuentran en la atmósfera son isótopos del radón y sus descendientes. El radón es emitido desde los suelos, las rocas, las aguas y los materiales de construcción, variando sus concentraciones considerablemente con el lugar y el momento de la medida, al igual que con el régimen de lluvias y vientos. Otra fuente de contaminación atmosférica puede provenir de los radionúclidos artificiales procedentes de la actividad humana (pruebas nucleares, accidentes, etc…) que son suspendidos y transportados por las corrientes de aire. La ruta seguida por los radionúclidos atmosféricos puede provocar una incorporación de radiactividad por las personas a través de los pulmones, el tracto gastrointestinal o la piel. Tanto la absorción como la subsiguiente distribución en el cuerpo humano dependerán del tamaño de la partícula y de las características físicas y químicas del radionúclido. Por otra parte, como ya se ha comentado, la interacción entre los rayos cósmicos procedentes del espacio exterior con la atmósfera terrestre produce neutrones, protones e iones, así como una gran variedad de productos de reacción como el tritio, 10Be, 22Na, 24N, etc. Capítulo 1 – Introducción 31 1.2.2 Isla de Fuerteventura Fuerteventura, con una superficie de 1660 km2 es la segunda isla por extensión de las Islas Canarias. Junto a Lanzarote y al Banco de La Concepción forma un gran edificio volcánico de orientación SSO-NNE que corre paralelo a la costa del continente africano, a una distancia de 97 km. Sus latitudes extremas en el hemisferio se alcanzan en Punta de la Tiñosa en Corralejo (28º 45’ 04’’) y en Punta del Matorral en Morrojable (28º 02’ 16’’). Sus longitudes extremas se alcanzan en Punta del Bajo (13º 49’ 12’’) y Punta de Jandía (14º 30’ 24’’). Es la cuarta isla en población del archipiélago (I.N.E., 2013) (106456 habitantes), aunque presenta muy baja densidad de población debido a su tamaño (57 habitantes/km2). Es junto a Lanzarote la isla más antigua del archipiélago (22 millones de años), habiendo experimentado numerosas erupciones volcánicas. La isla exhibe extensas planicies, fruto de un intenso proceso erosivo a lo largo de su historia. En la zona central se encuentra el macizo de Betancuria, con una cota máxima de 762 m en el Pico de la Atalaya. Al sur se hallan el istmo de la Pared y la península de Jandía, con el Pico de la Zarza a 812 m de altitud, el monte más elevado de la isla. Figura 1.13 Mapa geológico de Fuerteventura. Fuente: (Vera, 2004a) En la figura 1.13 se muestra el mapa geológico simplificado de Fuerteventura. Como se puede apreciar, se distinguen dos unidades geológicas (Fuster et al.): la unidad del Complejo Basal y la del Vulcanismo subaéreo. El Complejo Basal que está constituido por rocas plutónicas, volcánicas y sedimentarias de la litosfera oceánica y de la etapa submarina de la isla, con edades que van desde el Jurásico hasta el Mioceno y sus materiales afloran principalmente en los macizos de Betancuria y Esquinzo. Asociadas al complejo basal, se encuentran las rocas 32 Capítulo 1 – Introducción plutónicas y volcánicas más diferenciadas (sienitas, ijolitas, traquitas, fonolitas y carbonatitas) que contienen una alto porcentaje en minerales con potasio (feldespatos potásicos, amfibol y biotita, entre otros) y elementos incompatibles (Th, U, K y tierras raras). La unidad de Vulcanismo subaéreo está constituida por materiales volcánicos mioceno-cuaternarios que se distribuyen por la superficie de toda la isla. Los procesos geológicos externos (erosión, transporte y sedimentación) que han afectado y afectan a los materiales de la isla, han dado lugar a numerosos depósitos sedimentarios y a diferentes morfologías, destacando las formaciones sedimentarias de la península de Jandía en el Sur y las del Cotillo-Corralejo en el norte. Por lo tanto, el paisaje actual que se observa en la isla es el resultado tanto de los procesos constructivos magmáticos y de sedimentación como de los procesos erosivos destructivos desarrollados a lo largo del tiempo. 1.2.3 Islas de Lanzarote y La Graciosa Lanzarote es la más septentrional y oriental de las islas del Archipiélago Canario. Es la cuarta isla en extensión (846 km2) y la tercera en número de habitantes 142.132 habitantes según el padrón de 2012 (I.N.E., 2013) . La morfología de Lanzarote, está caracterizada por cinco formaciones geológicas (Carracedo and Rodríguez-Badiola, 1993) (Fúster, 1968) dos macizos montañosos de gran antigüedad, ubicados cada uno de ellos en el extremo norte y sur de la isla (Famara-Guatifay y Los Ajaches, respectivamente); dos áreas de vulcanismo más reciente, que conforman la zona de volcanes de Timanfaya, en el centro-sur, y el volcán y malpaís de La Corona, al norte; y finalmente, una lengua de arenas de origen marino que atraviesa el centro de la isla, en el área conocida como El Jable. La altura mayor de la isla se encuentra en la zona del risco de Famara denominada las peñas del Chache con una altura de 671 m. En la figura 1.14 se muestra el mapa geológico simplificado de Lanzarote. Su historia geológica se divide en tres fases (Carracedo et al., 2002).: Una primera fase, hace 11 millones de años, durante el Mioceno, aparecen los restos más antiguos en la zona de Famara, al norte de la isla, y en los Ajaches, al sur. Actualmente, los procesos erosivos han desmantelado estas formaciones. Su morfología es la de edificios erosionados que han evolucionado barranqueras con una buena red de drenajes caracterizados por valles en forma de “U” hoy en día secos y áridos. La segunda fase abarca desde el Mioceno hasta el Pleistoceno y se caracterizó por los procesos erosivos de las dos formaciones, Famara y Los Ajaches. Posteriormente, han existido emisiones importantes de material magmático que han dado lugar a la unión de las dos formaciones antiguas. Se trata sobre todo del sector central de la isla que se caracteriza por la existencia de alineaciones de edificios formando los ejes estructurales de la isla, que coinciden con los ejes de formación de Fuerteventura con dirección NE-SO, algunos con avanzado estado de desmantelamiento. La tercera fase, es muy reciente y de poca importancia geológica. Son erupciones acaecidas en los siglos XVII y XVIII con emisiones alineadas paralelas a las de la anterior fase y edificios que no superan los 200 m. pero muy bien conservados, debido a la poca Capítulo 1 – Introducción 33 pluviosidad que se da en la isla. Los materiales acumulados por los distintos ciclos volcánicos son fundamentalmente basálticos (rocas negras y pesadas). Los suelos sedimentarios, de muy poco espesor, son sobre todo arenas y arcillas. Las arenas voladoras están formadas por pequeños granos calizos y caparazones de moluscos marinos; el oleaje los arroja en el sector de Soo, Bahía de Penedo y en las playas de Órzola. Los vientos hacen que estas arenas, conocidas localmente como jables, crucen la isla hasta la costa oriental. Las arcillas de origen eólico son tierras rojas procedentes del Sáhara que el viento trae en forma de nubes de polvo. De esta forma se depositan hasta 2 Kg por m² al año, contribuyendo en la formación de suelos que se usan para el cultivo. Frente al risco de Famara se encuentra la isla de La Graciosa, que depende administrativamente del municipio de Teguise. Figura 1.14 Mapa geológico de Lanzarote. (Vera, 2004a) La Graciosa con 27 km2 es la mayor de las islas e islotes que componen el Archipiélago Chinijo situado al norte de Lanzarote. Comenzó a formarse durante de pleistoceno, formando parte de la Serie III en la historia geológica de Lanzarote (Fúster et al., 1966), (De la Nuez et al., 1998). La geografía de La Graciosa está dominada por los edificios volcánicos de Montaña Amarilla (178 m), Montaña de Pedro Barba (64 m), Agujas Grandes (266 m), Agujas Chicas (257 m) y Montaña del Mojón (185 m), alineados en un eje noreste-suroeste, y la Montaña Bermeja (157 m), situada al noroeste de la isla. Al sur de la isla, predominan amplias playas de arenas rubias. También en el litoral sur se localizan sus dos asentamientos urbanos: Caleta de Sebo y Pedro Barba; el primero constituye el núcleo de población originario, mientras que el segundo es una pequeña urbanización turística. Su población es de 640 habitantes (I.N.E., 2009), llegando a triplicarse debido al turismo 34 Capítulo 1 – Introducción 1.3. Antecedentes y estado actual del tema Como se indicó en la introducción, desde la década de los ochenta del siglo XX, se han incrementado notablemente los estudios sobre la radiactividad ambiental en Europa y en el Mundo. Dada la amplitud del tema, esta sección se centra en primer lugar en los estudios sobre radiactividad natural llevados a cabo en España, con especial énfasis en el proyecto MARNA del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN). A continuación se realiza una revisión detallada de los estudios radiológicos previos en la región de estudio de esta Tesis Doctoral, las Islas Canarias Orientales. 1.3.1 La Radiactividad Natural en España. El proyecto MARNA Como se ha indicado, en España a finales de los años 80, el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) inició una serie de actividades encaminadas a determinar la exposición a las fuentes naturales de radiación; así, en 1989 el CSN puso en marcha el proyecto RADON para medir, en línea con la Recomendación 90/143/Euratom, las concentraciones de este isótopo en viviendas españolas, habiéndose realizado hasta 2002 medidas en unas 5.000 viviendas. En 1991 se inició el proyecto MARNA, desarrollando un MApa de la Radiación (gamma) NAtural en España (Mahou and Amigot, 1996), cuya última fase peninsular concluyó en 2004 y en la actualidad se está finalizando en las regiones no peninsulares de España. El principal objetivo de MARNA es la determinación de los niveles de radiación a los que está expuesta la población española debido la radiación natural. Estos niveles se reflejan en un mapa (figura 1.15) que constituye un documento de carácter permanente que puede ayudar a valorar variaciones de la radiación de fondo debidas a causas naturales y no naturales. Para la elaboración del mapa de radiación natural en MARNA inicialmente se utilizó la información radiológica de la antigua Junta de Energía Nuclear y de la Empresa Nacional del Uranio (ENUSA). Estos organismos durante el periodo 1968-1982 realizaron sucesivas campañas de prospección aérea de minerales radiactivos, en las que se obtuvieron medidas de calidad tanto de la radiación gamma total como de espectrometría gamma para la identificación de radioisótopos. Los datos aéreos cubrían el 60% de la superficie peninsular, pero además se contaba también con abundantes medidas terrestres sobre buena parte de España. No obstante, fue necesario realizar nuevas medidas durante la ejecución del proyecto con el fin de establecer correlaciones entre las medidas de radiometría terrestre obtenidas anteriormente y entre medidas aéreas y terrestres. También se buscó obtener correlación entre la geología y la radiometría y cubrir aquellas zonas en las que no existía una red suficiente de datos y, como consecuencia de sucesivas fases del proyecto se ha ido cubriendo todo el territorio peninsular. Como resultado se ha generado una gran base con datos radiológicos y se ha elaborado un mapa base de tasa de exposición gamma natural a un metro del suelo a escala 1/1.000.000 de la España peninsular además de mapas más detallados (escalas 1/200.000) para todas las provincias de la península. Además se elaboraron mapas a escala y 1/50.000 para algunas regiones entre las que se Capítulo 1 – Introducción 35 encuentran Extremadura, Castilla y León y Galicia (que son en las que se mide una mayor tasa de exposición). A partir de los datos de MARNA se han obtenido los valores de las medias provinciales de tasa de exposición y se han elaborado mapas de dosis absorbida en aire. En el proyecto MARNA colaboraron, además grupos de investigación de varias universidades entre las que cabe destacar la Universidad de Extremadura, Universidad de Salamanca, Universidad Politécnica de Madrid, Universidad de Vigo, Universidad de Cantabria y la Universidad Politécnica de Cataluña. Figura 1.15 Mapa de tasa de exposición en aire elaborado en el marco del Proyecto MARNA del CSN. (CSN, 2001) Los resultados principales del proyecto se recogen en el informe del CSN 5.2000 “Proyecto Marna. Mapa de radiación gamma natural” de la colección del de Informes técnicos del Consejo de Seguridad Nuclear y en un gran número de publicaciones en revistas especializadas. (Baeza et al., 1992) (Baeza et al., 1997) (Suarez Mahou and Fernandez Amigot, 1993) (Quindos et al., 1993) (Quindos et al., 1992). Como un producto añadido, a partir de los datos de MARNA se están desarrollando metodologías para el cálculo del riesgo de exposición al radón indoor y outdoor y se han elaborado los mapas correspondientes (Quindós Poncela et al., 2004b), (Quindós Poncela et al., 2004a), (García-Talavera et al., 2013), (CSN, 2013). Además de los trabajos realizados para MARNA, las universidades y centros de investigación llevan a cabo numerosos estudios sobre radiactividad natural en España, con fines 36 Capítulo 1 – Introducción fundamentalmente dosimétricos (Rosell et al., 1991), (Bolívar et al., 1998), (Quindós et al.,2003), (López et al., 2004), (González-Chornet and González-Labajo, 2004), (Baeza et al., 2004), (Ródenas et al., 2008) o medioambientales (Martinez-Aguirre and García-León, 1994), (Blanco et al., 2005, Gonzalez-Labajo et al., 2001), (Pujol and Sanchez-Cabeza, 2000) (Bolivar et al., 2000), (Gascó et al., 2002),(Vallés et al., 2009, Elejalde et al., 1996), (Blanco et al., 2005). 1.3.2 Estudios sobre Radiactividad Natural en las Islas Canarias Como se muestra en el mapa de la figura 1.15, las Islas Canarias no se incluyeron en las fases previas del proyecto MARNA. No obstante sí existen algunos estudios radiométricos realizados, fundamentalmente, por equipos de las Universidades de La Laguna y de Las Palmas de Gran Canaria. Así, el Laboratorio de Física Médica y Radiactividad Ambiental de la Universidad de La Laguna (FIMERALL), asociado al Consejo de Seguridad Nuclear ha realizado estudios sobre la radiación natural en aire y suelos fundamentalmente en las Islas Canarias Occidentales (Fernández de Aldecoa et al., 1992) (Fernández de Aldecoa, 2000) (Hernandez et al., 2004) y sobre la distribución de radón en la Islas (Duque and Elvira, 1998) (Pinza et al., 1997, PinzaMolina et al., 1999). Otro aspecto interesante tratado por este grupo es el trasporte de 137Cs y 40K por el polvo sahariano (calima) en la isla de Tenerife,(Hernández et al., 2005) ,(Karlsson et al., 2008) (López-Pérez et al., 2013). Tenerife es, quizás, la Isla más estudiada y se pueden destacar los trabajos llevados a cabo por el grupo de Edafología y Geología de la Universidad de La Laguna sobre la concentración de radón en cuevas y galerías con fines de radio protección, pero también focalizando su interés en su aplicación como indicador de actividad volcánica (Martin, 1999), (Martin-Luis et al., 2002), (Viñas et al., 2004), (Viñas et al., 2007). En este último aspecto también son de destacar los trabajos realizados el Instituto Tinerfeño de Energías Renovables (ITER) y el Instituto Volcanológico de Canarias (INVOLCAN) (Pérez et al., 2007), (Padilla et al., 2012). La reciente erupción volcánica de la isla de El Hierro ha hecho que se realicen algunos trabajos sobre las implicaciones radiológicas de dicha erupción (Padilla et al., 2013). Al comenzar este trabajo de Tesis Doctoral, las Islas Canarias Orientales (Gran Canaria, Fuerteventura y Lanzarote) estaban bastante menos estudiadas, desde un punto de vista radiológico, que la provincia occidental. Esta circunstancia es particularmente comprometedora teniendo en cuenta la vulnerabilidad de la zona bajo estudio a la entrada de masas de agua y, particularmente, de aire, procedentes de la costa occidental africana, así como la baja intensidad de los controles específicos en esta materia. Entre los pocos estudios se pueden destacar los que el laboratorio FIMERALL de la ULL llevó a cabo, durante la década de los noventa, sobre las concentraciones de radón en viviendas (Pinza-Molina, 1999) (Pinza et al., 1997). Por otra parte, desde un punto de vista geológico, se han realizado algunos trabajos sobre elementos radiactivos presentes en las carbonatitas del complejo basal de Fuerteventura (Mangas et al., 1996). Capítulo 1 – Introducción 37 Nuestro grupo de investigación1 durante el periodo 1992-2008 realizó, en el marco de algunos convenios con Cabildos Insulares y ayuntamientos, estudios previos sobre radiactividad gamma ambiental en Gran Canaria (Doreste et al., 1998), Fuerteventura (Rubiano et al., 2006a) y Lanzarote (Rubiano et al., 2006b). A partir de 2008 y con financiación concedida por el Consejo de Seguridad Nuclear y el Gobierno de Canarias nuestro grupo de investigación ha desarrollado un estudio completo de la radiactividad ambiental en las Islas Canarias Orientales, parte de cuyos resultados constituyen el núcleo fundamental de este trabajo de Tesis Doctoral. Estos trabajos forman parte de la última fase de MARNA en la que completará el mapa radiométrico de todo el territorio nacional, para lo que ha sido necesario elaborar los mapas radiométricos de las Islas Baleares, las Islas Canarias y las Ciudades Autónomas de Ceuta y Melilla2. Además se está llevando a cabo un extenso estudio de la distribución de radón en suelos y viviendas de las Islas Canarias Orientales. Los resultados parciales de estos trabajos se han presentado a la comunidad científica en diversos informes (Rubiano, 2012, Rubiano, 2013, Rubiano, 2008), congresos (Alonso et al., 2011b), (Arnedo et al., 2011a), (Arnedo et al., 2011b), (Alonso et al., 2011a) y publicaciones (Alonso et al., 2010b),(Alonso et al., 2010a), (Alonso et al., 2012) (Arnedo et al., 2012, Arnedo et al., 2013). 1.4. Objetivos y estructura del trabajo de Tesis Doctoral Como se ha visto en el apartado anterior, la información disponible sobre la zona oriental del Archipiélago Canario en el momento de comenzar esta Tesis Doctoral, resultaba insuficiente para poder aclarar aspectos clave sobre su situación desde el punto de vista radiológico3. Por eso este trabajo se ha planteado con el fin de corregir dichas lagunas de conocimiento realizando un estudio detallado de la radiactividad ambiental en las Islas Canarias Orientales completando, además, el mapa de MARNA. Esta actividad permitirá, también, establecer el nivel de referencia a través del cual identificar cualquier evento debido a contaminación procedente de zonas adyacentes o del transporte a larga distancia. Entre las razones que justifican la necesidad realizar este estudio se pueden destacar las siguientes: 1.-Permitirá conocer los valores normales de radiación en cada isla, lo que posibilitará la detección de anomalías radiológicas que puedan presentarse, ya que sin una referencia de lo que es normal no se pueden detectar desviaciones. Esta posibilidad es muy importante en una región archipielágica y fronteriza. Se debe tener en cuenta que las Islas Orientales son las más cercanas al continente africano en el que varios países (y entre ellos el más cercano, Marruecos) tienen la intención de desarrollar la Energía Nuclear para la producción de electricidad y desalación de 1 Grupo de Investigación en Interacción Radiación Materia, (GIRMA) del Departamento de Física de la Universidad de Las Palmas de Gran Canaria. 2 El mapa radiométrico de Melilla se ha llevado a cabo también por nuestro grupo de Investigación. 3 En especial en el caso de las islas las menos pobladas (Fuerteventura, Lanzarote, La Graciosa) 38 Capítulo 1 – Introducción aguas. Este hecho en sí mismo no tiene por qué ser alarmante, pero resulta conveniente conocer lo que es normal desde el punto de vista radiológico en el archipiélago1. 2.- Se podrá evaluar la probabilidad de que se produzcan consecuencias nocivas para la salud de la población debido a la exposición de las radiaciones naturales. 3.- El establecimiento de las condiciones de fondo de la región permitirá generar una amplia base de datos, con vistas a su posible utilización en futuros estudios de trazado y caracterización de procesos ambientales, en los que las metodologías de caracterización isotópica se utilizan cada vez con mayor frecuencia. Con el fin de cumplir con los objetivos generales que se han formulado, los objetivos concretos planteados para esta Tesis Doctoral son los siguientes: a. Medidas “in situ” de las dosis externas por radiación gamma del suelo en un mallado fino para la elaboración mapas radiométricos detallados para las islas. El interés de este objetivo radica en la obtención de los mapas radiométricos de las islas de Gran Canaria, Fuerteventura, Lanzarote y La graciosa con el fin de establecer niveles de referencia y tener un marco de comparación con el resto de España y del mundo. b. Puesta en marcha de un sistema de espectrometría gamma de alta resolución para el análisis de muestras ambientales. c. Determinación de las concentraciones de radionúclidos naturales (al menos 238U, 232Th y 40K,) y de 137Cs de cada tipología de suelo (según las características litológicas de la roca madre). Éste es uno de los principales objetivos, ya que permitirá establecer las concentraciones normales de radionúclidos en las Islas Canarias Orientales y su dinámica, así como la posible presencia de radioisótopos no naturales procedentes de la contaminación externa o interna. d. Comparación de los datos obtenidos con modelos empíricos de las dosis externas por radiación gamma del suelo. El interés de este objetivo es encuentra en la validación de modelos teóricos con los datos experimentales y en la adaptación de los modelos existentes a la tipología de suelos de las Islas Canarias Orientales. e. Realización de un estudio de la dosis recibida por la población de las Islas Canarias Orientales debido a la Radiación Natural. Los resultados de la investigación llevada a cabo para cumplir estos objetivos se recogen en esta memoria de Tesis Doctoral. 1 Además, desde un punto de vista económico, es un hecho demostrado que el conocimiento de los parámetros ambientales de una región es un valor cada vez más apreciado por la ciudadanía de los países desarrollados. Por esto, Canarias cuya primera industria es el turismo, no puede descuidar su control ambiental en este aspecto. Capítulo 1 – Introducción 39 En el capítulo 2 se describe la instrumentación utilizada y los procedimientos de medida. Dada su importancia, se dedica gran parte del capítulo a la descripción, calibración y puesta en marcha del Equipo de Espectrometría gamma de alta resolución Canberra XtRa modelo GX3518 7500SL con el que se han realizado gran parte de las medidas de esta Tesis. El capítulo 3 está dedicado al proceso de elaboración de los mapas de Radiación Gamma Natural a un metro del suelo de las Islas Canarias Orientales. Se describen las campañas de medida “in situ” de tasa de exposición, los procedimientos de interpolación utilizados para elaborar los mapas y se discuten los resultados obtenidos comparándolos con estudios similares llevados a cabo a escala regional, nacional e internacional. En el capítulo 4 se recogen los resultados la extensa campaña de medida de la concentración de radioisótopos ambientales (238U, 232Th y 40K, y 137Cs) llevada a cabo. Se detallan los procedimientos de toma de muestras y de análisis y se discuten los mapas de distribución de radioisótopos de las islas. En este caso, también se comparan los valores obtenidos en las Islas Canarias con los de estudios similares nacionales e internacionales publicados en la literatura. El capítulo 5 se dedica al estudio de las consecuencias dosimétricas sobre la población a partir de los datos expuestos en los dos capítulos anteriores. Se determinan las Tasas de dosis equivalente y dosis equivalente anual a la que está sometida la población de las Islas Canarias Orientales y se levantan los correspondientes mapas. Se calculan los distintos índices de riesgo del territorio y se discuten las consecuencias radiológicas comparando con el territorio peninsular y europeo en general. Finalmente se comparan los resultados obtenidos en las Islas Canarias con las medias mundiales. En el capítulo 6 se detallan las conclusiones más relevantes derivadas de este trabajo de Tesis Doctoral, en los apéndices se recogen las hojas características de los distintos equipos, los datos experimentales de todas las campañas, algunos procedimientos de calibración, los códigos geológicos de la región bajo estudio y los datos calculados de los diversos índices de riesgo. Finalmente, se recopila toda la bibliografía utilizada en el trabajo. Capítulo 2 – Material y métodos 47 mediante su propia unidad INSPECTOR1000 conectada a un ordenador fijo. Puesto que la espectrometría con detector de centelleo presenta una resolución en energía muy pobre, en relación a un detector de Germanio, es necesario utilizar líneas que presenten poca interferencia para determinar la actividad específica de los radioisótopos que se desean estudiar. Para los radioisótopos naturales y suponiendo equilibrio secular se utiliza la línea de 2,62 MeV del 208Tl para estimar la concentración de actividad del 232Th, la línea de 1,76 MeV del 214Bi para el 238U además de la línea de 1,46 MeV del 40K. Las muestras se analizan en geometría Marinelli o bote de orina. Este tipo de detectores se ha utilizado favorablemente en el estudio de la radiactividad natural en islas volcánicas (Chiozzi et al., 1998, Chiozzi et al., 2000a, Chiozzi et al., 2001, Chiozzi et al., 2000b). Para la calibración se utiliza un procedimiento empírico (Pérez-Moreno et al., 2002a) que se detalla en el Apéndice 2. Como con posterioridad al inicio del proyecto de Tesis Doctoral, se contó con financiación para adquirir un espectrómetro gamma de alta resolución, las medidas espectrométricas se realizaron con el nuevo detector, no obstante los procedimientos de análisis de espectros y calibración empleados con el INSPECTOR, fueron de gran utilidad para la puesta en marcha y calibración del nuevo espectrómetro, razón por la que se ha incluido el Apéndice 2. 2.3.4 Radiómetro ALNOR Gamma meter 2414 En algunas medidas de campañas anteriores a este trabajo e incluidas en esta tesis, se utilizó también este detector. El radiómetro ALNOR 2414 es un detector de centelleo portátil adecuado para la medida de bajos niveles de radiación. No es un equipo compacto y consta de una sonda de centelleo plástico (polivinitolueno) con un volumen de detección cilíndrico de tres pulgadas y de un equipo electrónico en el que se muestra la medida en un display analógico. Está diseñado para proporcionar directamente la tasa de dosis equivalente. Tiene dos escalas semilogarítmicas de 10 nSv/h a 104 nSv/h, y de 10 μSv/h a 104 μSv/h lo que permite un amplio rango de medidas. La respuesta en energía es de 50 KeV a 4 MeV Figura 2.4 . Radiómetro portátil ALNOR Gammameter 2414 48 Capítulo 2 – Material y métodos 2.4. Espectrometría gamma de alta resolución 2.4.1 Espectrometría gamma. Detectores de semiconductor La espectrometría de rayos gamma es un método analítico que permite la identificación y cuantificación de la emisión gamma de isótopos radiactivos en una variedad de situaciones. En una sola medida y con una simple preparación de la muestra, permite detectar varias emisiones gamma de los radionúclidos que se encuentran en la muestra. La medida da un espectro de líneas; la altura de las mismas es proporcional a la actividad del radionúclido y su posición en el eje horizontal da una idea sobre su energía. Entre sus aplicaciones se pueden citar: la vigilancia de instalaciones nucleares, la salud ambiental, la medicina nuclear, la investigación de materiales, las ciencias ambientales o los usos industriales de radioisótopos. Una estimación conservadora (Reguigui, 2006) permite afirmar que más de 200.000 espectrómetros de rayos gamma están en uso en laboratorios académicos e industriales en todo el mundo. Hasta los años setenta los espectrómetros más utilizados eran de centelleo, pero a partir de los años ochenta se generalizó el uso de sistemas de espectrometría basado en semiconductores (normalmente de germanio ultra puro o HPGe) por su alta resolución energía (Gilmore and Hemingway, 1995). Un sistema típico de espectroscopia gamma consiste el propio detector de semiconductor, una fuente de alimentación de alto voltaje, un preamplificador (que generalmente forma parte del detector), un amplificador, un convertidor analógico digital (ADC) y un analizador multicanal (MCA). La función del sistema electrónico consiste en procesar los pulsos producidos por los electrones y ordenarlos por altura y energía. Frente a los detectores gaseosos este tipo de detectores presenta las siguientes ventajas: • Presentan una mejor resolución en energía respecto a los detectores de centelleo o de ionización gaseosa, debido a que la ionización primaria producida en un semiconductor es mucho mayor que en un medio gaseoso. • Se pueden construir con un volumen activo de detección mucho menor que los detectores gaseosos o de centelleo debido a que el poder de frenado de un sólido es mucho mayor que el de un gas. Esto permite efectuar medidas en intervalos de tiempo muy reducidos, con resolución de nanosegundos. Así, para la radiación gamma se dispone de mejor eficiencia en la detección con detectores de semiconductor que con detectores gaseosos. No obstante, este tipo de detectores presenta también algunos inconvenientes que se resumen a continuación: • Se degradan con relativa facilidad debido al impacto de la radiación (daño en la estructura cristalina debido a la irradiación del material). • Al aumentar la temperatura la conductividad de los semiconductores aumenta, lo que provoca que a temperatura ambiente aparezcan en el cristal corrientes parásitas que enmascaran la señal debida a la ionización en el volumen sensible, que involucra, incluso en este tipo de Capítulo 2 – Material y métodos 49 detectores, pequeñas cantidades de carga. Esto provoca que este tipo de detectores deba ir acompañado de un importante sistema de refrigeración. A continuación se explican las bases físicas de funcionamiento y las características principales de este tipo de detectores. 2.4.2 Bases Físicas de funcionamiento de los detectores de semiconductor 2.4.2.1 Semiconductores intrínsecos y extrínsecos Para comprender el funcionamiento de los detectores de semiconductor es preciso analizar la estructura de la materia y su comportamiento ante la conducción de la corriente eléctrica. Los niveles de energía de los electrones en los átomos que forman parte de un cristal no coinciden con los niveles de energía de los electrones para átomos aislados. A diferencia de un gas, en el que se pueden despreciar las influencias de unos átomos con otros, y los niveles de energía no se ven modificados, en un sólido cristalino, los electrones se ven sometidos no sólo al campo eléctrico creado por su propio ion, sino también a los campos eléctricos creados por todos los átomos de su alrededor. De esta forma, los niveles de energía de los electrones interiores no se ven apenas modificados mientras que los niveles de los electrones exteriores cambian extraordinariamente, ya que estos electrones están solicitados por más de un átomo del cristal. El acoplamiento entre las capas exteriores de electrones de los átomos da como resultado una banda de estados de energía muy próximos entre sí, en lugar de los niveles de energía discretos muy separados del átomo aislado. Por tanto, un solo nivel energético atómico en el caso de un átomo aislado se divide en una banda de un gran número de niveles energéticos que están muy próximos en su valor de la energía. Debido a que el número de niveles en la banda es tan grande, se encuentran espaciados de un modo casi continuo dentro de la misma. Existe una banda separada de niveles para cada nivel energético particular del átomo aislado. Las bandas de energía correspondientes a estos niveles individuales, en el caso de un número grande de átomos en un sólido, pueden estar ampliamente separadas en energía, pueden ser cercanas o incluso pueden solaparse dependiendo del tipo de átomo y del tipo de enlace en el cristal. La resolución de la ecuación de Schrödinger para potenciales periódicos de una red cristalina predice que entre bandas adyacentes de energía hay regiones o bandas prohibidas donde no se tienen niveles permitidos de energía. La naturaleza de las bandas de energía determina si el material es un conductor, un semiconductor o un aislante. En los aislantes y semiconductores en el cero absoluto de temperatura los electrones más externos (llamados electrones de valencia) llenan completamente la banda ocupada más alta, llamada por esto banda de valencia. La siguiente banda más alta, llamada banda de conducción, está completamente vacía a esta temperatura. La figura 2.5 muestra tres tipos posibles de estructura de bandas para un sólido. 50 Capítulo 2 – Material y métodos Las diferencias de comportamiento en los sólidos frente a la conducción eléctrica pueden explicarse a partir de su diagrama de bandas de energía. En los aislantes, la distancia energética (o Gap) entre la banda de valencia (que se pueden considerar como estado energéticos que implican la ligadura del electrón a su ion) y la banda de conducción (donde hay una gran cantidad de estados energéticos libres) es muy grande. Hay que hacer notar que cuando se dice que la distancia entre bandas es grande, significa, que se debe aportar una gran cantidad de energía a los electrones para que cambien de estado. Esta situación se muestra en la figura 2.5 a. En contraposición, la figura 2.5c corresponde a un material conductor. Como se observa, en este tipo de materiales, las dos bandas están superpuestas y el fenómeno de la conducción se da siempre, no siendo necesario ningún aporte adicional de energía para que exista la conducción. (a) (b) (c) Figura 2.5 Diagrama de bandas de energía para (a) aislantes, (b) semiconductores, (c) conductores. Si la distancia entre las dos bandas energéticas es pequeña significa que aportando al material una pequeña cantidad de energía, habrá electrones que puedan pasar de la banda de valencia a la de conducción, o lo que es lo mismo, que dejen de estar ligados a sus respectivos átomos y pueden contribuir a la conducción. Esta situación, reflejada en la figura 2.5b, es la que presentan los semiconductores. La anchura de la banda prohibida (o energía del Gap) es en estos casos del orden del 1 eV frente a la de 10 eV o más típica de los aislantes. Así, por ejemplo, el germanio, que es un semiconductor muy utilizado para construir detectores de radiación, tiene un gap de 0.7 y el silicio, posiblemente el semiconductor más utilizado, lo tiene de 1.1 eV. El aporte de energía adicional puede conseguirse aumentando su temperatura, irradiando el material o aplicando un campo eléctrico. En esta situación, no sólo los electrones que han pasado a la banda de conducción contribuyen a la conducción, ya que éstos dejan un hueco en la banda de valencia que puede ser ocupado por otro electrón de la banda de valencia. Los elementos semiconductores más utilizados son el silicio y el germanio aunque existen otros elementos como el estaño, y compuestos, como el arseniuro de galio que se comportan Eg=10 eV Eg=1 eV Capítulo 2 – Material y métodos 51 como tales. El germanio y el silicio pertenecen al grupo IVA de la tabla periódica por lo que poseen cuatro electrones de valencia, Esto hace que los átomos de estas sustancia se asocien mediante enlace covalente para formar el sólido cristalino. En este tipo de enlace cada átomo de silicio se encuentra rodeado de cuatro vecinos próximos con los que comparte sus cuatro electrones de valencia completando así, en cierto sentido, su última capa. La figura 2.6a se representa un modelo bidimensional de la red cristalina del silicio (la del germanio sería análoga). Figura 2.6 (a) Modelo bidimensional de los enlaces en un cristal puro de silicio a temperaturas muy próximas al cero absoluto. (b) Mecanismo de formación de un par electrón – hueco. (c) Diagrama energético del mecanismo de formación de pares electrón hueco. Un electrón absorbiendo energía (térmica, radiación) pasa a la banda de conducción dejando un hueco en la banda de valencia. A temperaturas próximas al cero absoluto, todos los electrones hacen el papel de enlace y tienen energías correspondientes a la banda de valencia, que está completa, se comporta como un aislante perfecto. A temperaturas superiores al cero absoluto, algunos electrones de la banda de valencia pueden adquirir suficiente energía térmica, y al superar la banda prohibida, pasar a la banda de conducción, lo cual quiere decir que estos electrones han dejado los enlaces y se han convertido en electrones libres en el sentido de que pueden moverse por el cristal bajo la influencia de cualquier campo exterior aplicado. Cuanto más elevada sea la temperatura, mayor será el número de electrones que alcanzan la banda de conducción, a temperatura ambiente ese número es suficiente como para poder decir que el semiconductor conduce la corriente eléctrica. Como se muestra en la figura 2.6b, un electrón de valencia que se ha convertido en electrón de conducción, deja una vacante, de forma que, si se aplica un campo eléctrico al semiconductor, ésta puede ser ocupada por otro electrón de valencia que deja, a su vez, una nueva vacante en la región donde se encontraba. El efecto es el de una carga positiva con la misma carga que el electrón moviéndose en la dirección del campo eléctrico, ésta vacante que se desplaza por la red se denomina hueco y se considera como un portador de carga que contribuye a la conducción. El concepto de hueco como partícula cargada es un artificio que permite describir 52 Capítulo 2 – Material y métodos de forma sencilla el proceso complejo de movimiento de los electrones de valencia en una capa incompleta. Paralelamente al proceso de generación térmica de pares electrón hueco se produce el de recombinación; algunos electrones de la banda de conducción pueden perder energía (emitiéndola en forma de radiación luminosa, por ejemplo) y pasar a la banda de valencia ocupando un nivel energético que estaba libre, es decir, recombinándose con un hueco. Si la temperatura se mantiene constante, los procesos de generación y recombinación están equilibrados de forma que existirá el mismo número de huecos en la banda de conducción que en la banda de valencia. A un semiconductor puro, como el descrito se le denomina semiconductor intrínseco. La conductividad de un semiconductor intrínseco como el germanio o el silicio, se puede mejorar si añade un pequeño porcentaje de átomos trivalentes o pentavalentes. A un semiconductor de este tipo, se le denomina semiconductor extrínseco y el proceso de adicción de estas impurezas se suele denominar dopado del semiconductor. Los semiconductores dopados con impurezas pentavalentes se denominan semiconductores tipo N, mientras que los que incorporan impurezas trivalentes se denominan de tipo P. En un semiconductor del tipo N los átomos de la impureza desplazarán algunos átomos de silicio (o germanio) del cristal. Cuatro de los cinco electrones de valencia ocuparán enlaces covalentes, y el quinto quedará inicialmente sin enlace (figura 2.7a). Este electrón sobrante del átomo pentavalente no ejerce ninguna función sobre el enlace covalente, es decir, no contribuye a mantener unido el cristal y estará débilmente unido al átomo de forma que la energía requerida para liberarlo es mucho menor que la necesaria para romper un enlace covalente. Este hecho se traduce, desde el punto de vista energético, en la aparición de niveles energéticos permitidos a muy poca distancia de la banda de conducción como se muestra en la figura 2.7b. Figura 2.7 (a) Semiconductor tipo N de silicio dopado con impurezas pentavalentes de antimonio (Sb) (b) Diagrama de bandas de un semiconductor tipo N. A bajas temperaturas el electrón estará ligado a su átomo, pero al aumentar la temperatura pasará fácilmente a la banda de conducción, posibilitando así, la conducción eléctrica, Capítulo 2 – Material y métodos 53 sin que se hayan formado pares electrón hueco, ya que no se ha roto ningún enlace. Estas impurezas que ceden electrones se denominan impurezas donadoras y los niveles energéticos que introducen, niveles donadores. Si se aumenta lo suficiente la temperatura comenzarán a romperse los enlaces y a formarse, por tanto, pares electrón-hueco de forma que la conducción se llevará a cabo por ambos tipos de portadores, no obstante, la concentración de electrones de conducción será mucho mayor que la de huecos en la banda de valencia de forma que los electrones son los portadores mayoritarios y los huecos minoritarios. Dado que las impurezas están presentes en cantidades siempre muy pequeñas, a temperaturas elevadas el número de pares de portadores formados puede llegar a ser mucho mayor que el número de átomos de impurezas y el semiconductor se comportará como intrínseco. Las impurezas pentavalentes que se suelen emplear son antimonio, fósforo y arsénico. Figura 2.8 (a) Semiconductor tipo P de silicio dopado con impurezas trivalentes de Indio (In). (b) Diagrama de bandas de un semiconductor tipo P. En los semiconductores tipo P las impurezas son átomos con tres electrones de valencia que al intercalarse en la red cristalina dejan un enlace por átomo sin completar (figura 2.8a). Esto da como resultado la aparición de niveles energéticos próximos a la banda de valencia (figura 2.8b), que se denominan niveles aceptores. A temperaturas próximas al cero absoluto, estos niveles están vacíos, al aumentar la temperatura algunos electrones de la banda de valencia se promocionarán hasta estos niveles provocando la aparición de un hueco. Los electrones situados en los niveles aceptores no contribuyen a la conducción ya que forman parte de un enlace. Sin embargo, los huecos que han dejado en la banda de valencia sí contribuyen, de forma que aunque la temperatura sea suficientemente alta para que se produzcan pares electrón–hueco, la conducción en los semiconductores tipo P se debe fundamentalmente a huecos. De la misma forma que en el caso de los semiconductores tipo N, a temperaturas elevadas la concentración intrínseca llega a enmascarar a la extrínseca y el semiconductor se comporta como si fuese puro. 54 Capítulo 2 – Material y métodos 2.4.2.2 La unión PN La unión PN es una estructura formada por un cristal semiconductor intrínseco en el que una parte se ha dopado con impurezas donadoras dando lugar a un semiconductor extrínseco tipo N, y la otra parte se ha dopado con impurezas aceptoras dando lugar a una parte tipo P. Una unión de este tipo se puede construir, por ejemplo, difundiendo impurezas aceptoras sobre substrato tipo N para convertir ciertas zonas de interés en tipo P. Los métodos para realizar esta difusión son muy diversos y se pueden consultar en cualquier manual de electrónica integrada como por ejemplo en (Delfiner, 2009). En circuito abierto, a una temperatura determinada, en la zona N existirá una cierta concentración de electrones procedentes de la ionización de las impurezas y, en menor proporción, de la generación térmica de pares electrón – hueco, asimismo existirá una pequeña concentración de huecos procedentes de la generación térmica exclusivamente. Se dice, por tanto, que en la zona N los electrones son los portadores mayoritarios y los huecos los minoritarios. En la zona P, por el contrario, serán mayoritarios los huecos y minoritarios los electrones. Figura 2.9 Unión PN en equilibrio Esta diferencia de concentración de los portadores de carga, provoca la difusión de electrones de la Zona N a la P y de huecos de la zona P a la N. Como consecuencia de esta difusión los electrones que pasan a la zona P se recombinan con los huecos existentes en ella produciendo iones negativos mientras que dejan iones positivos en la zona N cercana a la unión. Este proceso no alcanza la totalidad de ambas regiones debido a que, conforme los electrones se difunde de la zona N a la P, aparece un campo eléctrico debido a iones fijos de la red que se opone a la difusión y merced a la cual se alcanza el equilibrio, es decir, una vez que un número suficiente de electrones se ha desplazado de la zona N a la P los siguientes se verán repelidos por la carga negativa de los que llegaron con anterioridad y atraídos por los iones positivos de la zona N que quedaron vacantes. Por lo tanto a ambos lados de la unión aparece una zona en la que sólo existen iones fijos de la red y no hay apenas portadores de carga libre, esta zona se denomina Zona de Carga Espacial o también Zona de Transición. La anchura de esta región es del orden de la longitud de Zona Neutra P Zona de Transición Zona Neutra N Terminales Capítulo 2 – Material y métodos 55 onda de la luz visible (0.5 micras). Como se ha dicho, en el interior de esta estrecha franja de carga espacial no existen portadores móviles. Una vez alcanzado el equilibrio, a ambos lados de la zona de transición se recupera la neutralidad eléctrica. En la figura 2.9 se muestra una unión PN en equilibrio identificando las distintas zonas. Figura 2.10 (a) Polarización Directa de la unión PN. (b) Polarización Inversa. Una unión PN se polariza aplicando una diferencia de potencial externa a sus terminales. Se dice que se ha sometido la unión a una polarización directa cuando se conecta el polo positivo de la batería al semiconductor P y el negativo al semiconductor N (figura 2.10a). En estas condiciones existe un campo eléctrico a lo largo de todo el dispositivo que favorece la difusión de portadores mayoritarios. Como consecuencia disminuye la zona de transición y se obtiene una corriente de portadores mayoritarios en ambos sentidos que crece rápidamente para incrementos pequeños de la tensión externa. La polarización es inversa si el lado P está a potencial negativo respecto al N (figura 2.10b). En este caso el campo externo se opone a la difusión de portadores mayoritarios que son alejados de la unión con lo que la anchura de la zona de transición aumenta. Incrementando la tensión externa desde cero, es suficiente un valor muy pequeño para que el campo resultante en el semiconductor anule completamente la difusión de portadores mayoritarios a través de la unión. Existe, no obstante, una pequeña corriente de portadores minoritarios (corriente inversa de saturación) mantenida por la producción de pares electrón - hueco en todo el cristal, que es prácticamente independiente de la tensión inversa. Los valores típicos de la corriente inversa están, a temperatura ambiente, en el orden de los microamperios. Figura 2.11 Detector de semiconductor 56 Capítulo 2 – Material y métodos Una vez explicadas las propiedades de la unión PN se está en condiciones de explicar su uso para construir detectores de radiación. El mecanismo básico es el siguiente: si se polariza inversamente la unión, se consigue una zona de carga espacial relativamente ancha en la que no existen portadores de carga libres, la incidencia de radiación en esta zona provoca que algunos electrones de la banda de valencia adquieran suficiente energía para pasar a la de conducción (por mecanismos de interacción radiación-materia que se detallan más adelante) originando pares electrón hueco en la zona de transición. Estos portadores son acelerados por el campo existente en la unión (dirigido de la zona N a la P) y captados rápidamente por los electrodos de polarización, así, la zona de transición actuaría de forma análoga al volumen sensible de una cámara de ionización. En la figura 2.11 se muestra el proceso de formación de un par electrón – hueco en un detector como el descrito. Al llegar la carga generada a los electrodos de polarización se detecta un pulso de corriente en el amperímetro. 2.4.3 Tipos de detectores de semiconductor Como se acaba de comentar, se pueden construir detectores de radiación con una unión PN inversamente polarizada. Estos detectores son denominados detectores de unión. Bajo esta denominación común se agrupan tres tipos de detectores llamados, de unión difusa, de barrera de superficie, compensados con litio, y variantes de éstos. Se describirán, en lo que sigue, las configuraciones básicas de los distintos tipos de detectores de unión. La discusión que sigue está extraída de (Aramburu and Bisbal, 1996) a) Detectores de unión difusa La fabricación de este tipo de detector se inicia a partir de un cristal homogéneo de material de tipo P. A continuación, una de sus superficies se expone a un vapor de una impureza donadora, generalmente fósforo, convirtiendo una cierta región del cristal próxima a dicha superficie de tipo P a tipo N. Se forma por tanto una unión P-N a una distancia de la superficie donde las impurezas N y P invierten sus concentraciones relativas. Para penetrar en la zona sensible de un detector de semiconductor (zona de carga espacial o zona de vaciamiento), una partícula nuclear debe, por lo general, atravesar una zona previa (denominada capa muerta o ventana del detector) insensible a la detección, es decir, la energía perdida por las partículas en esta zona no contribuye a la formación del impulso eléctrico resultante de la detección. La existencia de una ventana o capa muerta en el detector contribuye de forma sustancial al deterioro de la resolución del sistema de detección. La resolución será tanto mejor cuanto menor sea el espesor de la ventana o capa muerta del detector. La principal desventaja de estos detectores es la existencia de una capa muerta entre la superficie y la zona de carga espacial, que debe ser atravesada por la radiación, con el consiguiente deterioro del espectro obtenido. Capítulo 2 – Material y métodos 63 2.4.4.3 Discriminadores y conformadores de impulsos. Contadores e integradores Los impulsos que proceden del preamplificador no sólo necesitan ser amplificados, sino que también tienen una forma y duración poco adecuados para su procesamiento directo ya que se trata de pulsos de subida rápida y bajada muy lenta. Para que los impulsos procedentes del contador puedan ser contados de forma fiable, es necesario tratar la señal de forma que presente una amplitud adecuada y una duración bien definida. El dispositivo encargado de esta tarea es el conformador de impulsos. Por otra parte, como el ruido electrónico está constituido por un gran número de impulsos de pequeña amplitud, éstos podrían ser interpretados en las etapas posteriores como debidos a radiaciones de baja energía. Para evitar la presencia de estos impulsos parásitos los conformadores de impulsos, además de su función conformadora, suelen tener la posibilidad de descartar todos los impulsos procedentes del detector que estén por debajo de un determinado umbral. En este caso se dice que se trata de un discriminador-conformador de impulsos. Típicamente estos dispositivos entregan a su salida un impulso lógico (básicamente un pulso cuadrado de 5 V de amplitud y 50 μs de duración) cada vez que se recibe a la entrada un impulso de amplitud superior a un umbral ajustable. El nivel de discriminación variable permite obtener las condiciones óptimas de eliminación de impulsos parásitos sin pérdida apreciables de impulsos genuinos. Los impulsos debidamente conformados se envían a distintos tipos de dispositivos para ser analizados. El más elemental es el contador de impulsos (o escala de recuento) que son dispositivos que permiten totalizar los impulsos de detección conformados a lo largo de un intervalo de tiempo determinado. Mediante este dispositivo se obtiene una indicación digital del número de impulsos que arriban al detector. No obstante, en ocasiones se prefiere una indicación analógica de la tasa de recuento de impulsos en lugar de la indicación digital que proporcionan los contadores. Esto se consigue mediante dispositivos que, de forma no del todo correcta, reciben el nombre de integradores de impulsos. En realidad son convertidores frecuencia - tensión que proporcionan a la salida una tensión continua proporcional a la frecuencia de los impulsos aplicados a la entrada. En algunos equipos la relación de proporcionalidad tiene lugar entre la tensión de salida y el logaritmo de la tensión de entrada, por lo que cabe distinguir entre integradores lineales e integradores logarítmicos de impulsos. Los integradores de impulsos resultan especialmente útiles para obtener registros gráficos de la tasa de recuentos. 2.4.4.4 Medida del espectro de amplitudes. Analizadores multicanal Los impulsos que proceden de un detector de radiación nuclear pueden presentar una gran diversidad de amplitudes. En ocasiones la razón principal de este hecho es que la fuente radiactiva que se está observando emite partículas con un espectro continuo de energías, como es el caso de los emisores (β, o con varias energías discretas como es el caso de muchos emisores α 64 Capítulo 2 – Material y métodos y γ). Sin embargo, aun en el caso de que el emisor sea rigurosamente monoenergético, los mecanismos de detección introducen efectos secundarios que contribuyen a esa variedad de amplitudes que se ha mencionado. Un análisis preciso de las características de la radiación requiere, en estos casos, que la cadena de detección pueda funcionar selectivamente totalizando únicamente los impulsos cuyas amplitudes estén comprendidas entre límites bien definidos que puedan ser fijados por el operador. El selector de amplitudes más sencillo que se utiliza en la instrumentación nuclear es el llamado analizador monocanal. Estos dispositivos emplean simultáneamente dos discriminadores fijados a distinto nivel de discriminación para obtener por diferencia entre los resultados de ambos en un mismo intervalo de tiempo, el número de impulsos de amplitud comprendida entre los dos niveles. Al intervalo energético definido por los dos niveles de discriminación se le denomina canal. La anchura del canal (ventana) suele ser variable de forma que se puedan obtener espectros más finos o más groseros, además para poder medir en todo el espectro de amplitudes debe ser posible poder variar la situación (centro) del canal. Mediante un analizador de este tipo variando la posición del canal se obtiene la curva diferencial de distribución de amplitudes. La mayor o menor resolución del espectro dependerá de la anchura del canal que se seleccione. Evidentemente cuanto menor sea la anchura del canal mayor será la resolución un mayor el número de medidas que será necesario realizar. Las salidas de los discriminadores que definen el canal suelen enviarse a un dispositivo de anticoincidencia de forma que a la salida del mismo, y mediante una escala de recuento, se obtiene directamente el número de impulsos de amplitud comprendida dentro de un canal. Existen analizadores de un canal automáticos, en los que la situación de la ventana recorre muy despacio y a velocidad constante la zona a explorar. El inconveniente que presenta este tipo de analizador de amplitudes es que al trazar con ellos un espectro completo de energías y mientras se cuentan los impulsos de amplitud correspondientes a una determinada posición del canal, se ignoran todos los demás impulsos que está suministrando el detector. En muchos casos, esta considerable pérdida de información es inadmisible. Así, cuando la muestra a analizar es de actividad muy débil el tiempo de recuento en cada posición del canal debe ser muy grande para poder conseguir una precisión estadística aceptable. De forma que la medida de todo el espectro precisará muchas horas sobre todo si la resolución requerida exige una pequeña anchura del canal. Otro ejemplo, aún más evidente, se tiene cuando la actividad de la muestra no puede considerarse constante durante la duración de la medida, sino que decae con un período relativamente corto. Se deberá entonces medir simultánea y continuamente, con otro detector, la actividad relativa de la muestra y normalizar respecto de dicha actividad las medias obtenidas en cada posición del canal. De lo expuesto se deduce que, en múltiples ocasiones, será necesario registrar al mismo tiempo los impulsos correspondientes a todos los canales en los que se desea dividir el espectro total a analizar, aprovechando así al Capítulo 2 – Material y métodos 65 máximo la información proporcionada por el detector. Esta posibilidad la ofrecen los llamados analizadores multicanal de amplitud de impulsos. Los primeros analizadores multicanal estaban constituidos por una agrupación conveniente de analizadores monocanal ya que de la misma forma que dos discriminadores definen un canal, n+1 discriminadores polarizados de forma oportuna, definirán n canales. En la práctica, este tipo de analizadores adolece de algunos defectos importantes, entre los que destaca la dificultad de mantener constantes los umbrales preajustados de un gran número de discriminadores durante largos intervalos de tiempo. Este efecto, inevitable en la práctica, conduce a distorsiones importantes en los espectros medidos. Estas desventajas, unidas a las ventajas el tratamiento informático para el procesado y almacenamiento de información, han dado lugar al desarrollo de un nuevo tipo de analizador multicanal basado en la conversión analógico – digital de los impulsos analógicos recibido por el detector en trenes de impulsos lógicos cuya longitud es proporcional a la amplitud del impulso de detección y su posterior recuento por un sistema informatizado. Este es el tipo de equipo utilizado en la actualidad por la mayoría de los sistemas y en este trabajo de Tesis Doctoral. Los analizadores multicanal actuales (MCA por su siglas en inglés) son dispositivos multifuncionales. Recolectan y ordenan los pulsos procedentes del amplificador (mediante una tarjeta de conversión analógico-digital o ADC por su sigla en inglés), almacenan y ordenan datos, los muestran e incluso pueden realizar análisis de los datos y preparar los resultados para distintos tipos de salida. El diagrama de bloques de un MCA típico se muestra en la figura 2.16. Figura 2.16 Diagrama funcional de bloques de un analizador multicanal (MCA). Entre las características principales que definen a un MCA se pueden destacar las siguientes: a) Linealidad. En un MCA ideal debería haber una relación lineal entre la altura del pulso de entrada y el número del canal al que se asigna el contaje correspondiente al pulso. La relación de linealidad normalmente presenta un pequeño “offset” en cero (hay una cierta amplitud mínima a la que no se asigna ningún canal) que es ajustable en el ADC de forma que se asegure que los pulsos pequeños de ruido no se procesan. En los 66 Capítulo 2 – Material y métodos MCA reales se producen desviaciones del comportamiento ideal causadas por fluctuaciones en la ganancia del amplificador debido a variaciones en la temperatura o de la tensión de alimentación de los equipos (entre otras causas) que puede provocar un desplazamiento de los picos del espectro en varios canales. En las especificaciones de los sistemas de espectrometría el fabricante proporciona su grado de linealidad indicando bien la no-linealidad integral o la no-linealidad diferencial. La no-linealidad integral mide la desviación respecto a la respuesta ideal del sistema que por lo general se especifica en porcentaje sobre el rango de medida (por ejemplo <±0,05% sobre el 99% del rango). Las desviaciones suelen ser mayores en los extremos del rango. Un valor aceptable puede ser <±0,05% (que correspondería a 2 canales en un espectro de 4000 canales). Por otra parte, la nolinealidad diferencial mide la constancia de la anchura de los canales, al ser una medida más sensible que la lineal un valor de <±1% es bastante aceptable. b) Número de canales. Los sistemas actuales se fabrican con un gran número de canales (típicamente entre 2000 y 16000), pero un buen sistema de espectrometría debe trabajar con un número óptimo de canales, no siendo necesario utilizar todos los disponibles. Si se utiliza un gran número de canales, es evidente que las cuentas por canal disminuirán, perdiéndose los detalles del espectro debido a una excesiva “rugosidad” del continuo que aumenta la incertidumbre de las medidas. El número óptimo de canales dependerá de la resolución del detector y del rango de energías que se desea estudiar. Un criterio frecuente es realizar la asignación FWHM1=4 canales. Relacionado con el número de canales hay varios términos que suelen utilizarse: el rango de conversión es el rango de altura de pulsos que el MCA puede aceptar (típicamente de 0 a ±10V), la resolución del sistema ADC es el número total de canales disponibles (típicamente 16384, 8192 o 4096) y por último, la ganancia de conversión ADC que es el número real de canales que se utilizan en una aplicación concreta. 2.4.5 Respuesta de los detectores de semiconductor a la radiación gamma Una vez descrito de forma general un sistema de espectrometría, se analiza cómo se forma un espectro. Para comprender la respuesta de los detectores a la radiación y obtener resultados, es fundamental conocer los procesos básicos de interacción de los fotones con la materia que forma el volumen activo del detector. 1 FWHM (“Full widht at half máximum”). Es el ancho de un fotopico a la mitad de su altura máxima, y se explica en la sección 2.4.7. Capítulo 2 – Material y métodos 67 Figura 2.17 Secciones eficaces de interacción de fotones en Ge (Kovács et al., 2013) En el rango de energía de interés (10 keV a 3000 keV) son tres los procesos básicos mediante los cuales los fotones interactúan con los materiales, pudiendo entregar toda su energía o parte de la misma en eventos discretos. Estos procesos son: el efecto fotoeléctrico, dispersión inelástica y la producción de pares. Aunque pudiese existir otro cuarto suceso, la dispersión coherente (Rayleigh) éste no contribuye a la entrega de energía a los electrones del medio, y por otro lado, el efecto de la dispersión coherente de los fotones incidentes tiende a cancelarse. (Debertin and R.G., 1988a). Cada uno de ellos predomina en un determinado rango de energías del fotón incidente. Como muestra la figura 2.17, para bajas energías el proceso más probable es el fotoeléctrico, mientras que a energías intermedias predomina la dispersión inelástica (efecto Compton) y a altas energías, la producción de pares. 2.4.5.1 Efecto fotoeléctrico En este proceso el fotón es totalmente absorbido (cede toda su energía) por el átomo con el cual interacciona y se transfiere toda su energía al electrón atómico. Este electrón escapa del átomo con una energía cinética que será la diferencia entre la energía del fotón incidente y la energía de enlace del electrón: cenl EhE ν =− [2.2] Si la energía del fotón incidente es superior a la energía de la capa K del átomo (11,1 keV para Ge), la interacción ocurrirá muy a menudo en esa capa. Dado que el átomo queda con un defecto de electrones en la capa donde ocurrió el efecto fotoeléctrico, se producirá una emisión característica de rayos X o de electrones Auger al completarse la capa con otros electrones de capas superiores. Como esto ocurre en un tiempo muy inferior al tiempo de respuesta del detector, por lo que si los rayos X característicos son absorbidos junto con otros efectos fotoeléctricos, la 68 Capítulo 2 – Material y métodos energía del fotón incidente se absorbe por completo, produciendo, por tanto, una señal única, que será proporcional a dicha energía. Figura 2.18 Representación del efecto fotoeléctrico La probabilidad de que se produzca el efecto fotoeléctrico está en relación directa con la sección eficaz microscópica f σ , la cual viene dada por: () 3 n f Z kh σν = [2.3] En donde, kes una constante de proporcionalidad; Zes el número atómico del átomo en el cual ocurre el efecto fotoeléctrico; n es un parámetro que dependiendo de la energía del fotón, varía entre 3 y 5h ν es la energía del fotón incidente en MeV. A la vista de la expresión anterior, queda claro que la probabilidad del efecto fotoeléctrico será importante para fotones de pequeña energía interaccionando con átomos pesados. (Vidal-Cuadras and Ortega, 1986) 2.4.5.2 Efecto Compton Este proceso es el proceso más importante y es el que predomina en el rango de energía de la mayoría de las fuentes radiactivas (Compton, 1923). En la figura 2.19, puede observarse que es el suceso de mayor probabilidad en el Ge para energías de los fotones comprendidas entre 200 keV y las unidades de MeV. El proceso se esquematiza en la figura 2.19 Figura 2.19 Representación del efecto Compton Para el estudio cinemático del proceso, se supone que el electrón está libre y en reposo, aplicando la conservación de la energía y del momento se obtiene la ecuación que nos permite Capítulo 2 – Material y métodos 69 obtener la energía del fotón dispersado (Compton, 1923) en función del ángulo con el cual sale el fotón dispersado: Figura 2.20 Interacción elástica entre un fotón y un electrón () 2 0 11cos h hh mc ν ννθ ′= +− [2,4] en donde h ν y h ν ′son las energías del fotón incidente y dispersado respectivamente, θ es el ángulo con el cual se dispersa el fotón y 2 0 mc es la energía en reposo del electrón. La energía cinética del electrón emitido, se calcula como la diferencia entre la energía del fotón incidente y la energía del fotón dispersado: () 2 0 11cos c h Eh h mc ν ννθ =− +− [2.5] Y según se deduce de la ecuación [2.5], su valor está comprendido entre 0 ( 0º θ =) y () 2 2 0 2 0 2 22 1 h h hhmc h mc ν ν νν ν −= + + , para ( 180º θ =) [2.6] A modo de resumen, puede decirse que como resultado del efecto Compton queda un átomo residual ionizado que, a diferencia del efecto fotoeléctrico, crea un vacío electrónico en una de las capas externas (con menor energía de enlace) y por consiguiente provoca una emisión de radiación gamma más baja que en el efecto fotoeléctrico. La probabilidad de interacción del efecto Compton, se expresa mediante la fórmula de Klein-Nishina la cual depende del ángulo de dispersión, de la energía del fotón incidente y de la naturaleza del átomo dispersor: C Z kh σ ν = [2.7] 70 Capítulo 2 – Material y métodos en donde: k es una constante de proporcionalidad; h ν es la energía del fotón incidente; Z el número atómico del átomo con el cual interaccionan los fotones. Al igual que ocurría con el efecto fotoeléctrico, la probabilidad aumenta con el número atómico del átomo con el cual interaccionan los fotones y disminuye con la energía de los fotones incidentes, pero en este caso esta disminución es menos acentuada. 2.4.5.3 Creación de pares El proceso de creación de pares tiene lugar cuando la energía de un fotón se transforma en par partícula-antipartícula, en este caso un electrón y un positrón. Figura 2.21 Representación del proceso de creación de pares Al aplicar las leyes de conservación de la energía y la cantidad de movimiento, se demuestra que este proceso sólo es posible si el fotón está en las cercanías de una masa M, y al menos posee una energía mínima: () 20 0 21 mín m hmc M ν  =+   [2.8] si ≪, entonces () 2 0 2 mín hmc ν ≈ . Si se materializa un par electrón-positrón, como mínimo, la energía del fotón incidente debe de ser: () 2 511 1022 mín h keV keV ν ≈× = [2.9] La sección eficaz del proceso y por consiguiente la probabilidad de que ocurra, se puede expresar de forma aproximada, mediante la siguiente expresión: () 2 1,022 pp kZ h σν =− [2.10] en donde, k es una constante proporcionalidad; Zes el número atómico del elemento con el cual interacciona el fotón y h ν es la energía del fotón expresada en MeV. Capítulo 2 – Material y métodos 71 2.4.6 Componentes de un espectro de radiación gamma El espectro gamma emitido por una fuente está constituido por líneas discretas muy estrechas y prácticamente juntas, sin embargo, el espectro mostrado y medido en un espectrómetro aparece una distribución continua en la cual se superponen componentes discretos (picos) con forma que, como podrá verse, se pueden aproximar mediante gaussianas. En realidad, esto no constituye un espectro de fotones, sino más bien, está constituido por el espectro de la energía cinética comunicada por los fotones emitidos por la fuente a los electrones del detector. En la figura 2.22 se mostraban las componentes típicas del espectro en un detector de Ge en el cual incide una radiación gamma con una energía de 1460,8 keV (emisión emitida por el radionúclido 40K), en dicha figuras se pueden observar los tres tipos fundamentales, de interacción que ocurren en el detector, los cuales han sido comentados en los apartados anteriores: dispersión inelástica, efecto fotoeléctrico y formación de pares Cuando toda la energía de los fotones que inciden en el detector es absorbida por el volumen activo del mismo, se crea un pico que en la figura 2.22 se indica como A, en el caso del 40K corresponde a una energía E1=1460,8 keV esta absorción total ocurre cuando los fotones interaccionan mediante efecto fotoeléctrico. El pico que resulta de esta absorción total de energía se denomina fotopico y constituye la característica del espectro. El canal donde se encuentra, posición en el eje x y su intensidad (número de cuentas en cierto tiempo t) son las magnitudes que se utilizan para determinar la energía e intensidad de la radiación gamma. Debido al escape de rayos X se crean pequeños picos a la izquierda del fotopico; zona D de la figura 2.22. Figura 2.22 Espectro teórico de una radiación gamma en un detector Ge. Debido a la interacción de los fotones, mediante dispersión inelástica (efecto Compton), con el volumen activo del detector, se produce una absorción parcial de la radiación incidente E1, con lo cual se forma el continuo, que en la figura se denota por B. En este caso, teniendo en 72 Capítulo 2 – Material y métodos cuenta la ecuación [2.4] se deduce que la energía depositada en el detector mediante este proceso, estará comprendida entre 0 (correspondiente a 0º θ =) y, () 2 0 1 12 1mc E E+ (aplicando la ecuación [2.4] con 180º θ =). Para la radiación gamma del 40K, en donde E1 = 1460,8 keV se obtiene ECMáx = 1243,3 keV. Este número determina el extremo del continuo, y se denomina borde Compton, que se ha denotado con la letra C. La zona D de la figura 2.22, se conoce como zona de dispersión múltiple, y se debe, fundamentalmente, al proceso de dispersión inelástica. El punto E del espectro de la figura 2.22 se produce cuando fotones incidentes interactúan mediante el proceso de creación de pares electrón-positrón y escapan algunos fotones de aniquilación, se conoce como pico de escape simple, el cual se encuentra desplazado unos 511 keV a la izquierda del fotopico, en este caso E1 = 950 keV. El pico marcado con la letra F se forma cuando los dos fotones de aniquilación se escapan, se denomina pico de escape doble, el cual se encuentra desplazado 511 keV a la izquierda del E, o lo que es lo mismo 1022 keV a la izquierda del fotopico , esto es E4 = 339 keV. Es característico de los picos de escape el no poseer barrera Compton a su izquierda. Debido al hecho de que el sistema de detección se rodea de con un blindaje adecuado, (15 cm de hierro en el caso del detector utilizado en este trabajo de Tesis Doctoral). Este contribuye con una fuente relativamente importante de radiación dispersada, la cual incide en el detector. Esta dispersión también ocurre en los materiales que soportan el detector, los materiales que rodean al mismo así como los materiales que contienen la muestra. Contribuyen a formar el pico de retrodispersión, punto H de la figura. Este “pico” se encuentra en regiones que vienen determinadas por la ecuación de dispersión Compton (Compton, 1923). El pico surge por el hecho de que la energía de los fotones que aparecen debido a la dispersión prácticamente es la misma a partir de un ángulo de dispersión cercano a 120º, según se muestra en la figura 2.23. Figura 2.23 Energía de los fotones dispersados en función del ángulo para diferentes energías de los fotones incidentes. Capítulo 2 – Material y métodos 79 otro local por debajo, debido al elevado peso de los blindajes de los detectores (1700 kg). Además, el edificio apantalla parcialmente la radiación cósmica. La superficie construida es de 52 m2 y se han instalado medidas de ventilación forzada para la evacuación de radón. Figura 2.30 Laboratorio de Radiactividad Ambiental del grupo GIRMA del Departamento de Física de la ULPGC. 2.5.2 Calibración del espectrómetro Para determinar la actividad de una muestra, mediante cualquier detector, debe conocerse previamente la eficiencia de detección de los rayos gamma en el rango energético de interés. Así mismo, se ha de calibrar en energías el detector para cada espectro medido, de forma que se pueda identificar el origen de los fotopicos que en él aparecen. La calibración y puesta en marcha del espectrómetro ha sido uno de las principales tareas llevadas a cabo en este trabajo de Tesis Doctoral. En este apartado se describen los métodos empleados para calibración en energía y en eficiencia del espectrómetro y se verifican dos de sus parámetros característicos: la Resolución en Energía del detector y su Razón Pico-Compton. 2.5.2.1 Patrones y fuentes utilizadas en la calibración Para la determinación experimental de la eficiencia y para la calibración en energía del detector, es necesario disponer de patrones de radiación gamma cuya actividad se conozca con gran precisión y cuyas líneas de emisión estén distribuidas, de la forma más homogénea posible, a lo largo de la zona de interés en el espectro (300 – 2700 keV en nuestro caso). Estos patrones, además tienen que estar certificados por instituciones de referencia (NIST, IAEA, NRPB, Ciemat). A partir de dicho patrón, pueden prepararse fuentes secundarias de actividad conocida, con las mismas geometrías y sustratos que se utilizan para la medida de muestras ambientales. En este trabajo de Tesis Doctoral, para la calibración en energía se ha utilizado una fuente de calibración encapsulada suministrada por CANBERRA (MODEL ISOX SRCE Nº de serie 7F06- 80 Capítulo 2 – Material y métodos 9/10138) conteniendo 155Eu y 22Na con una actividad de 1μCi (23/04/2009)1. Las características de esta fuente se resumen en la tabla 2.1. Tabla 2.1. Relación de nucleídos incluidos en la fuente patrón para la calibración en energía. El 40K corresponde al patrón IAEA. Núclido Energía keV Intensidad % 155Eu 43 6,7 155Eu 86,55 30,7 155Eu 105,31 21,1 22Na 511 180,76 22Na 1274,54 99,44 40K 1460,82 10,66 La calibración en eficiencia del detector se ha llevado a cabo mediante dos procedimientos distintos, uno numérico basado en el método de Montecarlo y otro experimental para confirmar los resultados numéricos. Para la calibración experimental, se han utilizado tres muestras patrón suministradas por la Agencia Internacional de la Energía Atómica (IAEA), Las características de dichas muestras patrón están resumidas en las tablas 2.2 a 2.4. Tabla 2.2. IAEA-RGK-1, Potassium Sulfate Núclido Magnitud Unidad Incertidumbre 95% C.I. 40K 14000 Bq/kg 13600-14400 K 448000 mg/kg 445000-451000 Th 6744 -- -- U 7390 -- -- El patrón para el potasio OIEA-RGK-1 se produce a partir de material de alta pureza (99,8%), sulfato de potasio (H2SO4) suministrado por la empresa Merck. El contenido de potasio, así como la actividad y sus incertidumbres se obtuvieron mediante un gran número de medidas realizadas en los laboratorios de la Agencia de Seibersdorf y los resultados confirmaron el valor 1 Esta actividad para una fuente encapsulada permite clasificarla como exenta según la normativa vigente. Esto es extensivo, también a los patrones preparados por la IAEA: Capítulo 2 – Material y métodos 81 certificado por la empresa Merck. Los contenidos de uranio y torio fueron estimados por Agency’s Laboratories Seibersdorf utilizando fluorimetría y análisis por activación. Tabla 2.3. IAEA-RGU-1, Uranium Ore Núclido Magnitud Unidad Incertidumbre 95% C.I. 232Th <4 Bq/kg -- 235U 228 Bq/kg 226-230 238U 4940 Bq/kg 4910-4970 40K <0,63 Bq/kg -- K <20 mg/kg -- Th <1 mg/kg -- U 400 mg/kg 398-402 Tabla 2.4. IAEA-RGTh-1, Thorium ore Núclido Magnitud Unidad Incertidumbre 95% C.I. 232Th 3250 Bq/kg 3160-3340 235U 3 Bq/kg 3,3-3,9 238U 78 Bq/kg 72-84 40K 63 Bq/kg 3,1-9,5 K 200 mg/kg 100-300 Th 800 mg/kg 784-816 U 6,3 mg/kg 5,9-6,7 Los materiales de referencia IAEA-RGU-1 y IAEA-1-RGTh se prepararon para la Agencia Internacional de la Energía Atómica por el Centro Canadiense de Tecnología Mineral y Energética por dilución de mineral de uranio BL-5 (7,09% U) y un mineral de torio OKA-2 (2,89% Th, 219 μg U/g) respectivamente. El BL-5 se certificó para el uranio, confirmando que el 226Ra y 210Pb están en equilibrio secular radiactivo. El acuerdo entre las mediciones radiométricas y químicas de torio y uranio en OKA-2 demostró que las dos series están en equilibrio radiactivo. 82 Capítulo 2 – Material y métodos 2.5.2.2 Calibración en energía El objeto de la calibración en energía es obtener una relación entre la posición de los picos del espectro y la energía de emisión gamma correspondiente. Para realizarla se obtiene el espectro de una fuente conocida con gran precisión y se compara la posición de los picos obtenida con las energías que deben tener. En general, es necesario que la medida del espectro sea lo suficientemente larga para obtener una buena precisión estadística para los picos utilizados para la calibración. De forma práctica, la calibración consiste en marcar una serie de picos en el espectro patrón y asignarles las energías reales que les corresponden. En el sistema de espectrometría que se utiliza, el proceso de asignación se realiza de forma automática mediante la utilidad de calibración en energía del programa Genie-2000 que busca el pico seleccionado, detecta su posición con un error de una fracción de canal y deduce la relación energía/canal. Esta asignación se lleva a cabo mediante un ajuste lineal de varios puntos de valores energía-canal. Figura 2.31 Espectro correspondiente al 40K En este trabajo de Tesis Doctoral para la calibración en energía se utilizaron los espectros de la fuente encapsulada de calibración de Canberra 155Eu y 22Na y de la muestra patrón de sulfato de potasio IAEA-RGK-1, que se muestran en las figuras 2.31 y 2.32. Los picos seleccionados para la calibración cubren un amplio rango de energía entre la línea de 43 keV de 155Eu y la línea de 1460,82 keV del 40K tal y como se indicaba en la tabla 2.1. 0 500 1000 1500 2000 2500 3000 3500 4000 0 100 200 300 400 500 600 700 800 Cuentas Canal Espectro K2SO4 40K Capítulo 2 – Material y métodos 83 Figura 2.32 Espectro correspondiente al 22Na y 155Eu A partir del análisis de los dos espectros mostrados, se elabora la tabla 5 en la que se recogen los puntos energía-canal que corresponden a los picos seleccionados. Tabla 2.5. Relación energía-canal Canal Energía (keV) 37 43 115 86,55 140 105,31 678 511 1691 1274,54 1938 1460,82 Realizando un ajuste por mínimos cuadrados se obtiene la siguiente relación lineal entre el número de canal y la energía: ( ) 0,7507 4,76E keV Canal=×+ [2.12] En figura 2.33 se representan los puntos experimentales y la recta de ajuste, junto con sus indicadores estadísticos. El coeficiente de correlación del ajuste es prácticamente 1 lo que nos indica, además de la extraordinaria bondad del ajuste, que el detector presenta una gran linealidad. 84 Capítulo 2 – Material y métodos Figura 2.33 Recta de ajuste canal-energía. Esto se puede comprobar si se utiliza la no-linealidad integral del detector que, según las especificaciones, es menos de 0.025% en todo el rango utilizado (en nuestro caso aproximadamente 0-2600 kev si se quiere utilizar la línea 2614 keV del 208Tl para estudios ambientales). Con estos valores el máximo error en energía en el espectro será de 0.65 keV que se producirá, en todo caso, en los extremos del intervalo, siendo en todo el rango de energías mucho menor. 2.5.2.3 Resolución en Energía del detector Una de las características más importantes de los equipos de espectrometría es la resolución en energía, que puede definirse como la capacidad que tiene el detector para distinguir entre dos energías muy próximas. La correcta determinación de este parámetro es crucial para el cálculo de las áreas de los picos de un espectro gamma. Teóricamente podría medirse enviando un haz monoenergético de radiación al detector y observar el espectro que se obtiene. Idealmente, debería observarse un pico muy definido semejante a una función delta de Dirac, pero en realidad, lo que se obtiene es un pico con cierta anchura, en forma de distribución estadística picuda que, en espectroscopía gamma, se aproxima por una función gaussiana1, tal y como se muestra en la figura 2.34. 1 Reamente, y sin contar otros efectos. los fotones gamma emitidos por un radionucleido, ya tienen una cierta anchura debido a las anchuras de los dos niveles cuánticos involucrados en la transición de la que provienen (ensanchamiento natural). Este ensanchamiento energético intrínseco tiene un perfil Lorentziano. No obstante el pulso provocado en el detector de germanio es en la práctica gaussiano con una anchura que excede la anchura intrínseca del fotón gamma. Aunque rigurosamente la combinación de los dos perfiles debería ser descrita por una función de perfil de Voigt el comportamiento gaussiano es tan dominante que se puede despreciar la componente Lorentziana. Esto no ocurre, con los rayos X. A modo de ejemplo, para el pico de 661,7 keV del 137Cs la anchura intrínseca (Lorentziana) es de Capítulo 2 – Material y métodos 85 Figura 2.34 FWHM para el fotopico de 1460,8 keV La anchura de la distribución se debe a fluctuaciones en el número ionizaciones, excitaciones y desexcitaciones que se producen al pasar la radiación por la materia, así mismo, contribuyen a la anchura del pico el ruido electrónico introducido por perturbaciones en el detector, cables, amplificadores, multicanal, etc. Para cuantificar la resolución, se utiliza la anchura a la semialtura del pico (FWHM) Full Width at Half Maximum, que se muestra en la figura 2.34. A su vez la expresión de la FWHM se relaciona con la desviación estándar (σ) de la distribución gaussiana mediante la ecuación FWHM= 2,355σ. Para que dos picos, próximos en energía, puedan resolverse separadamente sus centroides deben estar separados una distancia típica de 3× FWHM ya que, a igual área de los picos, se produce un solape despreciable. Si la distancia es de tan sólo 1×FWHM en el espectro aparecerán como un multiplete y utilizando técnicas de deconvolución se pueden resolver con buena precisión. Este efecto se muestra en la figura 2.35 y nos indica que cuando más pequeño sea el FWHM mejor resolución en energía tendrá el detector ya que podrá resolver picos más próximos energéticamente. La resolución del detector no es constante en todo el intervalo energético ya que el FWHM no lo es. De hecho el software de control GENIE-2000 utiliza una función lineal para determinar la dependencia entre la anchura de los picos y la energía. Las especificaciones del detector que se estudia, indican que el valor de la FWHM es de 0,875 keV a 122 keV y de 1,8 keV a 1,33 MeV lo que permite obtener una recta de calibración de anchura energética de los picos. aproximadamente 3×10-18 eV mientras que la anchura debida a la interacción con el detector (gaussiana) es de el orden del KeV. 86 Capítulo 2 – Material y métodos Figura 2.35 a) Dos picos perfectamente resueltos, b) Picos parcialmente solapados, c) Picos totalmente solapados. La resolución en energía está condicionada por las incertidumbres en los procesos que ocurren tanto en el detector como en el sistema de procesado electrónico. Estas incertidumbres se agrupan normalmente en tres factores que pueden considerarse no correlacionados entre sí: la incertidumbre estadística del número de portadores de carga que se produce por unidad de energía depositada en el detector (p), la variación en la eficiencia de recolección de carga (c), y la contribución del ruido electrónico (e) (Knoll, 2010),(Debertin and R.G., 1988b), (Gilmore and Hemingway, 1995). Estas incertidumbres pueden describirse individualmente mediante distribuciones de Gauss o Poisson de forma que se puede expresar la FWHM total mediante la siguiente expresión ()()()() 2222 pce F WHM FWHM FWHM FWHM=++ [2.13] El primer término corresponde a la fluctuación estadística en el número de portadores de carga creados en el detector y viene dada por la expresión (Gilmore and Hemingway, 1995): () ( ) 1 2 2.355 p FWHM F E ε =××× [2.14] donde F es el factor de Fano (que describe la estadística del proceso de creación de portadores de carga y da cuenta de en qué medida esta estadística se desvía de la distribución de Poisson.), ε la energía necesaria para crear un par electrón-hueco (2,96 eV/par electrón-hueco, para el Ge a 77 K ), y E la energía de la radiación incidente. La contribución del segundo término se debe a la recolección incompleta de carga, es decir, de portadores debido a impurezas y defectos del cristal de germanio. Este término depende del volumen del detector y del campo eléctrico aplicado, originando una cola de baja energía en el fotopico de la radiación incidente. La medida de este término se realiza variando el voltaje aplicado y midiendo la FWHM para cada voltaje. Si se representan las FWHM medidas frente a la inversa del voltaje aplicado, y se extrapola el valor de FWHM para voltaje infinito se obtiene una cuantificación de esta contribución. Cualitativamente la dependencia de dicho término con respecto a la energía sería lineal (Gilmore and Hemingway, 1995). El tercer factor representa el efecto de ensanchamiento producido por los componentes de la cadena electrónica del detector. Esta contribución se puede medir introduciendo una señal estable desde un generador de impulsos en el preamplificador. El efecto principal de este término consiste en añadir un ruido constante a cualquier señal de la cadena electrónica, por lo que sería Capítulo 2 – Material y métodos 87 proporcional a una constante (Gilmore and Hemingway, 1995). Así, la importancia relativa de los tres factores depende de la energía y a bajas energías predominan los efectos de ruido electrónico y recolección incompleta de carga, mientras que a altas energías el ensanchamiento de los dos picos se debe fundamentalmente a las fluctuaciones estadísticas en la creación de pares electrónhueco. T abla 2.6. Datos de energía-canal y resolución del espectrómetro para diversas líneas del espectro gamma. Canal Energía (keV) E (keV)1/2 FWHM (keV) 217 163,4 12,8 0,97 466 351,9 18,8 1,17 774 583,2 24,1 1,58 808 609,3 24,7 1,55 1142 860,6 29,3 1,80 1209 911,6 30,2 1,75 1486 1120,3 33,5 1,85 1938 1460,8 38,2 1,99 2341 1764,5 42 2,24 3469 2614,5 51,1 2,82 En este apartado se determinan experimentalmente la resolución en energía del detector y su factor de Fano y así se comprueba el acuerdo con los datos proporcionados por el fabricante. Para ello, se ha determinado el FWHM de cada uno de los fotopicos correspondientes a las energías que se muestran en la tabla 2.6, procedentes de emisiones de radionúclidos naturales de los patrones de la IAEA ya descritos. Al realizar un ajuste lineal del FWHM frente a la raíz cuadrada de la energía se obtiene la siguiente relación lineal empírica: () 0,0457 0,379FWHM keV E=+ [2.15] Que proporciona la función de calibración entre la anchura de los picos frente a la energía Esta forma funcional es la que mejor se ajusta a los fenómenos físicos que se han explicado en los párrafos anteriores, si bien se pueden encontrar otras en la literatura. En la figura 2.36, se representa esta función, mostrando los parámetros estadísticos del ajuste realizado. Para corroborar los datos del fabricante se sustituyen en la ecuación [2.15] las energías indicadas y se obtienen los resultados siguientes: Tabla 2.7. Resolución experimental y teórica del detector. Energía FWHM calculada FWHM Fabricante. 122 keV 0,9±0,1 keV 0,875 keV 1332 keV 2,0±0,2 keV 1,8 keV 88 Capítulo 2 – Material y métodos como se puede comprobar, los valores proporcionados por el fabricante están dentro del intervalo de error de la resolución experimental. Figura 2.36 Recta de ajuste para el FWHM frente a E1/2 Cuando se evalúan detectores o tipos de detectores, no se suele utilizar la resolución absoluta si no la resolución relativa a una determinada energía definida por () F WHM RE E = [2.16] Que, como se observa en la figura 2.37, es una función inversa de la energía y así, la resolución en energía relativa disminuye (picos más anchos) a medida que se desplaza hacia valores crecientes del espectro gamma. Figura 2.37 Curva de la R(%) frente a la energía Capítulo 2 – Material y métodos 95 tanto se ha medido y caracterizado geométricamente y en composición un contenedor “bote de orina” genérico, que se ha utilizado como base del trabajo y se han adaptado, a partir de la base de datos de LabSOCS, varios ficheros con las características de los tipos de suelo y arenas Canarias. Una vez que se decidió utilizar la geometría tronco cónica “bote de orina” (cuyas dimensiones fijas son el radio inferior y superior), se realizó un estudio para determinar la altura óptima de la muestra que nos permita obtener los mejores resultados. Para ello, se ha determinado mediante LabSOCS la eficiencia para muestras con distintas alturas que varían desde 5 mm hasta 60 mm, en incrementos de 5 mm, así pues, se disponen de 12 alturas distinta con sus correspondientes eficiencias. El material utilizado ha sido el referenciado como DRYDIRT, cuya composición química es: 49, 62% de O, 27,38% de Si, 7,1% de Al, 4,04% de Fe, 1,6% de Mg, 4,21% de Ca, 0,84% de Na, 0,36% de H, 2,37% de K, 0,34% de Tl y 2,14% de C. En la tabla 2.9 se muestran los resultados obtenidos. Tabla 2.9. Bote de orina. Eficiencias obtenidas para las diferentes alturas. h (mm) 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 E (keV) Eficiencia 46 0,134 0,081 0,057 0,043 0,034 0,028 0,024 0,021 0,018 0,016 0,014 0,013 63 0,181 0,128 0,096 0,076 0,062 0,052 0,044 0,038 0,034 0,030 0,027 0,025 80 0,200 0,153 0,121 0,099 0,083 0,071 0,061 0,054 0,048 0,043 0,038 0,035 100 0,201 0,159 0,130 0,109 0,092 0,080 0,070 0,062 0,055 0,049 0,045 0,041 143 0,180 0,148 0,124 0,106 0,092 0,081 0,072 0,064 0,058 0,053 0,048 0,044 186 0,153 0,127 0,108 0,094 0,082 0,073 0,065 0,058 0,053 0,048 0,044 0,040 295 0,100 0,085 0,073 0,064 0,056 0,050 0,045 0,041 0,037 0,034 0,031 0,029 338 0,088 0,074 0,064 0,056 0,050 0,045 0,040 0,036 0,033 0,030 0,028 0,026 352 0,084 0,072 0,062 0,054 0,048 0,043 0,039 0,035 0,032 0,029 0,027 0,025 500 0,060 0,052 0,045 0,040 0,035 0,032 0,029 0,026 0,024 0,022 0,020 0,019 583 0,052 0,045 0,039 0,035 0,031 0,028 0,025 0,023 0,021 0,019 0,018 0,017 609 0,050 0,043 0,038 0,033 0,030 0,027 0,024 0,022 0,020 0,019 0,017 0,016 661 0,047 0,040 0,035 0,031 0,028 0,025 0,023 0,021 0,019 0,017 0,016 0,015 727 0,043 0,037 0,033 0,029 0,026 0,023 0,021 0,019 0,018 0,016 0,015 0,014 911 0,036 0,031 0,027 0,024 0,021 0,019 0,018 0,016 0,015 0,014 0,013 0,012 1001 0,033 0,029 0,025 0,022 0,020 0,018 0,016 0,015 0,014 0,013 0,012 0,011 1120 0,030 0,026 0,023 0,020 0,018 0,017 0,015 0,014 0,013 0,012 0,011 0,010 1239 0,028 0,024 0,021 0,019 0,017 0,015 0,014 0,013 0,012 0,011 0,010 0,009 1460 0,024 0,021 0,018 0,016 0,015 0,013 0,012 0,011 0,010 0,009 0,009 0,008 1765 0,020 0,017 0,015 0,014 0,012 0,011 0,010 0,009 0,009 0,008 0,007 0,007 En la figura 2.41 se representan las curvas de eficiencia para cinco alturas. En función de la energía en el rango 0-1600 keV. 96 Capítulo 2 – Material y métodos Figura 2.41 Representación gráfica de la eficiencia para diferentes alturas Como se muestra en la figura 2.41, debido a que al aumentar la altura, la masa de la muestra aumenta linealmente, la eficiencia decrece, o bien por la propia autoabsorción de la muestra o por efectos geométricos. Tabla 2.10. Eficiencias por masa, obtenidas para las diferentes alturas m(g) 13,86 28,05 42,58 57,45 72,66 88,23 104,14 120,41 137,03 154,03 171,38 189,12 h(mm) 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 E(kev) Eficiencia x masa 46 1,86 2,28 2,41 2,45 2,47 2,47 2,47 2,47 2,47 2,47 2,48 2,48 63 2,51 3,58 4,10 4,36 4,49 4,56 4,60 4,63 4,64 4,65 4,65 4,66 80 2,77 4,28 5,16 5,70 6,03 6,24 6,37 6,46 6,52 6,56 6,59 6,61 100 2,79 4,46 5,53 6,23 6,71 7,03 7,25 7,41 7,53 7,61 7,67 7,72 143 2,49 4,14 5,29 6,11 6,71 7,16 7,49 7,74 7,94 8,09 8,21 8,31 186 2,11 3,57 4,61 5,38 5,96 6,40 6,74 7,01 7,22 7,39 7,53 7,64 295 1,39 2,38 3,11 3,67 4,10 4,44 4,71 4,93 5,10 5,25 5,37 5,47 338 1,21 2,09 2,74 3,23 3,62 3,93 4,17 4,37 4,54 4,67 4,79 4,88 352 1,17 2,01 2,63 3,12 3,49 3,79 4,03 4,22 4,38 4,51 4,62 4,72 500 0,84 1,45 1,92 2,28 2,56 2,79 2,98 3,14 3,26 3,37 3,46 3,54 583 0,73 1,26 1,67 1,99 2,25 2,45 2,62 2,76 2,87 2,97 3,05 3,13 609 0,70 1,22 1,61 1,92 2,16 2,36 2,53 2,66 2,77 2,87 2,95 3,02 661 0,65 1,13 1,50 1,79 2,02 2,21 2,37 2,49 2,60 2,69 2,77 2,84 727 0,60 1,04 1,39 1,66 1,87 2,05 2,19 2,31 2,41 2,50 2,57 2,63 911 0,49 0,86 1,15 1,38 1,56 1,71 1,83 1,94 2,03 2,10 2,17 2,22 1001 0,46 0,80 1,07 1,28 1,45 1,59 1,71 1,81 1,89 1,96 2,02 2,07 1120 0,42 0,73 0,98 1,17 1,33 1,46 1,57 1,66 1,74 1,80 1,86 1,91 1239 0,39 0,68 0,90 1,08 1,23 1,35 1,46 1,54 1,61 1,68 1,73 1,78 1460 0,33 0,58 0,78 0,94 1,07 1,17 1,26 1,34 1,41 1,46 1,51 1,55 Capítulo 2 – Material y métodos 97 Se define la eficiencia-masimétrica como el producto de la eficiencia por la masa de la muestra, se observa, como la eficiencia así definida, se aproxima a un valor asintótico conforme aumenta el tamaño, y por consiguiente la masa de la muestra. Se observa en la figura 2.42, como al aumentar la masa de la muestra, la eficiencia masimétrica, se aproxima asintóticamente a un valor fijo y cómo esta aproximación es más rápida para bajas energías (como se ve en el caso de 46,5 keV). En la figura 2.43, se representa la variación relativa de la eficiencia masimétrica en tanto por ciento frente a la masa. Figura 2.42 Representación gráfica del producto eficiencia por masa frente a la masa para diferentes energías. Figura 2.43 Representación gráfica de la variación relativa de la eficiencia Se muestra como a partir de 100 g ( 35 hmm=) las diferencias relativas quedan por debajo del 5%. 98 Capítulo 2 – Material y métodos 2.6.5.4. Búsqueda de una función empírica para la eficiencia De acuerdo con el método de calibración seguido por (Pérez-Moreno et al., 2002b) puede conseguirse una función de ajuste para los valores obtenidos y mostrados en la tabla 2.11. Según estos autores, la eficiencia para cada energía sólo depende de la masa/altura de la muestra y de la energía de emisión gamma. El procedimiento a seguir consiste en encontrar la relación existente entre la eficiencia de cada fotopico con la masa/altura de la muestra. A continuación se determina la relación de los diferentes parámetros que aparezcan en la relación anterior con la energía. Dispuesta la tabla 2.11 de forma que aparezca para cada energía la dependencia de Ln(ef) con la masa, se tiene: Tabla 2.11. Ln(ef) para cada energía en función de la masa. Masa ef(46) ef(63) ef(80) ef(100) ef(143) ef(186) ef(295) ef(338) ef(352) ef(500) 14 -2,01 -1,71 -1,61 -1,60 -1,72 -1,88 -2,30 -2,44 -2,48 -2,81 28 -2,51 -2,06 -1,88 -1,84 -1,91 -2,06 -2,47 -2,60 -2,64 -2,96 43 -2,87 -2,34 -2,11 -2,04 -2,09 -2,22 -2,62 -2,74 -2,78 -3,10 57 -3,15 -2,58 -2,31 -2,22 -2,24 -2,37 -2,75 -2,88 -2,91 -3,23 73 -3,38 -2,78 -2,49 -2,38 -2,38 -2,50 -2,88 -3,00 -3,04 -3,34 88 -3,58 -2,96 -2,65 -2,53 -2,51 -2,62 -2,99 -3,11 -3,15 -3,45 104 -3,74 -3,12 -2,79 -2,66 -2,63 -2,74 -3,10 -3,22 -3,25 -3,55 120 -3,88 -3,26 -2,93 -2,79 -2,74 -2,84 -3,20 -3,32 -3,35 -3,65 137 -4,01 -3,39 -3,05 -2,90 -2,85 -2,94 -3,29 -3,41 -3,44 -3,74 154 -4,13 -3,50 -3,16 -3,01 -2,95 -3,04 -3,38 -3,50 -3,53 -3,82 171 -4,24 -3,61 -3,26 -3,11 -3,04 -3,13 -3,46 -3,58 -3,61 -3,90 189 -4,34 -3,70 -3,35 -3,20 -3,13 -3,21 -3,54 -3,66 -3,69 -3,98 Masa ef(583) ef(609) ef(661) ef(727) ef(911) ef(1001) ef(1120) ef(1239) ef(1460) ef(1765) 14 -2,95 -2,99 -3,06 -3,14 -3,33 -3,41 -3,50 -3,58 -3,73 -3,92 28 -3,10 -3,14 -3,21 -3,29 -3,48 -3,56 -3,65 -3,73 -3,87 -4,05 43 -3,24 -3,27 -3,34 -3,43 -3,61 -3,69 -3,78 -3,85 -4,00 -4,18 57 -3,36 -3,40 -3,47 -3,55 -3,73 -3,81 -3,89 -3,97 -4,11 -4,29 73 -3,48 -3,51 -3,58 -3,66 -3,84 -3,91 -4,00 -4,08 -4,22 -4,40 88 -3,58 -3,62 -3,69 -3,76 -3,94 -4,02 -4,10 -4,18 -4,32 -4,49 104 -3,68 -3,72 -3,78 -3,86 -4,04 -4,11 -4,20 -4,27 -4,41 -4,58 120 -3,78 -3,81 -3,88 -3,95 -4,13 -4,20 -4,28 -4,36 -4,50 -4,67 137 -3,86 -3,90 -3,96 -4,04 -4,21 -4,28 -4,37 -4,44 -4,58 -4,75 154 -3,95 -3,98 -4,05 -4,12 -4,29 -4,36 -4,45 -4,52 -4,66 -4,83 171 -4,03 -4,06 -4,13 -4,20 -4,37 -4,44 -4,52 -4,59 -4,73 -4,90 189 -4,10 -4,14 -4,20 -4,27 -4,44 -4,51 -4,59 -4,67 -4,80 -4,97 Capítulo 2 – Material y métodos 99 Para cada energía de calibración se realiza un ajuste de la eficiencia con la masa de muestra, mediante una relación de tipo exponencial: ln( ) f eABm=− [2.39] Los parámetros A y B tienen una dependencia con la energía que se ajustan mediante las funciones: 0 ln E Apq E  =+   [2.40] 00 ln ln B E rs B E    =+       [2.41] En donde p,q,r,s son los parámetros que se obtienen del ajuste, y 1 01 Bg − =, 01 E keV=se introducen para que las ecuaciones [2.40] y [2.41] sean dimensionalmente correctas. Realizados los ajustes para cada una de las energías, para las cuales se realiza la simulación, los parámetros A y B obtenidos se muestran en la tabla 2.12, así como el coeficiente de correlación de cada ajuste: Ajustando los parámetros de la tabla 2.12 mediantes las ecuaciones [2.40] y [2.41], se obtienen, para los parámetros p, q, r y s, los siguiente valores: p=2,73714, q=-0,89141, r=- 4,41703, s=-0,09734. Por tanto, la ecuación de ajuste que aparece en la ecuación [2.39] se escribe en, función de la masa como: 4,41 0,097ln( ) (2,74 0,892ln( ) ) E Eme f ee −− −− = [2.42] y en función de la altura: () 0,097 0,38447 0,891 15,443 E h f eEe − − − = [2.43] Teniendo en cuenta que al ser el número de cuentas (N) proporcional a la actividad específica y a la eficiencia, éste, se puede expresar de la siguiente forma (Bolivar Raya, 1995): bh N Che − =×× [2.44] siendo C una constante proporcional a la actividad específica, a su densidad, a la probabilidad de emisión del fotopico y al cuadrado de diámetro medio del recipiente. La altura óptima, será aquella para la cual el error relativo de la actividad específica sea mínimo, o lo que es lo mismo, que el número de cuentas (N) sea máximo. Derivando la ecuación [2.44] e igualando a cero, se tiene: 100 Capítulo 2 – Material y métodos () 0,097 12,601 opt hE Ecm b == [2.45] Que nos proporciona la dependencia funcional de la altura óptima de muestra en el bote de orina con la energía. Para encontrar la altura óptima promedio se calcula el valor medio de la función anterior en el rango de energías considerado (de 46,5 keV a 1460,8keV), obteniendo: () () min min 14,85 cm máx E opt opt máx E hE hEdE EE == − [2.46] Ese valor se ha tomado como cota máxima en el procedimiento de determinación de actividad de suelos. Existen otros factores, además de la altura óptima que deben tenerse en cuenta, fundamentalmente, la cantidad de muestra disponible, la dificultad en el tratamiento de la muestra, etc. Esto ha llevado a fijar la altura de muestra entre 2,5 y 3,5 cm1. Tabla 2.12. Valores de los parámetros para cada energía Energía (keV) B A R 46 0,0122 -2,2929 0,91824 63 0,0108 -1,8552 0,94788 80 0,0096 -1,6880 0,96320 100 0,0088 -1,6555 0,96981 143 0,0078 -1,7451 0,97569 186 0,0074 -1,9017 0,97747 295 0,0069 -2,3173 0,97914 338 0,0068 -2,4498 0,97940 352 0,0068 -2,4893 0,97949 500 0,0065 -2,8175 0,98007 583 0,0065 -2,9584 0,98027 609 0,0064 -2,9971 0,98032 661 0,0064 -3,0683 0,98044 727 0,0063 -3,1517 0,98061 911 0,0062 -3,3425 0,98074 1001 0,0062 -3,4203 0,98061 1120 0,0061 -3,5118 0,98057 1239 0,0061 -3,5912 0,98061 1460 0,0060 -3,7408 0,98077 1765 0,0059 -3,9241 0,98098 1 Otras de las razones ha sido la búsqueda de la intercomparabilidad con el laboratorio del Grupo de Investigación Física de Radiaciones y Medio Ambiente (FRYMA) del Departamento de Física Básica de la Universidad de Huelva que utiliza una altura de 2,5 cm. Como se indica en el capítulo 4, una parte de los trabajos realizados se ha llevado a cabo mediante un proyecto de investigación liderado por nuestro grupo de investigación en el que colaboraba FRYMA. Capítulo 2 – Material y métodos 101 b) Determinación empírica de la eficiencia mediante patrones de la IAEA Para corroborar los datos proporcionados por LabSOCS se realizó, también, una calibración empírica para la geometría “bote de orina” con una altura de muestra de 2,5 cm. A tal fin, se han preparado muestras patrones con cada uno de los materiales de referencia IAEA-RGK1, IAEA-RGU-1 y IAEA-RGTh-1. Para la altura considerada, las muestras contienen una masa de 55,7±0,1 g la de RGK-1, 42,6±0,1 g la de RGU-1 y 42,8±0,1 g la de RGTh-1. Previamente a la determinación del espectro de cada una de las muestras patrones se procedió a determinar el espectro del fondo del laboratorio (que será estudiado en el apartado 2.11), para ello se obtuvo el espectro durante un tiempo de 259200 s con una geometría idéntica a la empleada para la preparación de los patrones, conteniendo agua destilada hasta una altura de 2,5 cm. Al área de los fotopicos se les resta el área de los mismos en el espectro del fondo (multiplicado por el factor1 () muestra fondo tt ), ya sean de las muestras patrón como de las tierras. Se pasa ahora a determinar la eficiencia para cada una de las líneas de interés. Para la actividad de 40K se tiene en cuenta la línea de emisión (1460,8 keV) para el 238U la línea (609 keV del 214Bi) y para el 232Th la que corresponde al 208Tl (2614,5 keV). A partir de la ecuación [2.19] [2.22] Siendo el área de cada pico dividido por el tiempo de acumulación y la actividad de la muestra en el momento de la medida en ln2 00 (/) () () t T m A cs Ae PE A PE − =×≅× [2.23] ln2 00 t T A eA −≅ pues t es mucho menor que T, ()PE es la fracción de rayos emitidos (razón de ramificación) y T el periodo de desintegración de la fuente. Por consiguiente 0 () () Area E A PE t m ε =××× [2.24] Y la incertidumbre de la eficiencia vendrá dada por: 1 y son los tiempos de medida de la muestra y el fondo respectivamente. / (c/s) a m Area t Am ε =× /a A rea t (c/s) m A / B qkg γ muestra t f ondo t 102 Capítulo 2 – Material y métodos 0 22 22 222 2 () () 0 () () () () () E Area A P E m EEEE Area A P E m ε εεε ε δδδδδ ∂∂∂ ∂ =+++ ∂∂∂ ∂ [2.25] la cual puede expresarse 0 22 22 () () 0 () () APE Area m EEArea A P E m ε δδ δδ δε     =+++         [2.26] En donde y son las incertidumbres asociadas al área del fotopico, a la actividad de la muestra patrón, a la probabilidad de emisión y a la masa respectivamente, se desprecia la incertidumbre debida al tiempo de recuento, ya que las muestras que se analizan son de poca actividad y si además, el funcionamiento del detector es correcto, el tiempo muerto es despreciable. Dicho esto, se procede a calcular la eficiencia y su incertidumbre para cada una de las líneas de interés mostrando los resultados en la tabla 2.13. Tabla 2.13. Valores de los términos que intervienen en el cálculo de la eficiencia y sus errores. E(keV) Area eA m (kg) t (s) P eP Ac (Bq) eAc ef eef 446,5 93094 361 0,043 88077 0,0425 0,001215 4940 30 0,1182 0,0035 163,5 4719 167 0,043 88077 0,047 0,001524 228 2 0,1174 0,0057 338,3 71448 327 0,043 94765 0,114 0,003407 3250 90 0,0475 0,0020 352 321660 607 0,043 88077 0,372 0,011163 4940 30 0,0467 0,0014 583,2 112317 378 0,043 94765 0,3019 0,009057 3250 90 0,0282 0,0012 911 75762 281 0,043 94765 0,277 0,00831 3250 90 0,0207 0,0009 1460,8 1703 42 0,056 1393 0,1067 0,003201 14000 400 0,0147 0,0007 2614,5 34559 193 0,043 94765 0,3564 0,010692 3250 90 0,0074 0,0003 A partir de los valores de la tabla anterior se obtienen los datos experimentales para determinar, por ajuste, la curva eficiencia-energía. 0() ,, A rea A P E δδδ m δ Capítulo 2 – Material y métodos 103 Tabla 2.14. Logaritmo de los valores experimentales, de la curva eficiencia energía Ln(E) Ln(ef) 3,83945231 -2,13557008 5,09681299 -2,14245145 5,82393308 -3,0460665 5,86363118 -3,0650745 6,36853018 -3,56760857 6,8145429 -3,87525862 7,28673951 -4,22037165 7,86882815 -4,91222365 De forma se obtiene que la ecuación que mejor se ajusta a los resultados viene dada por: 23 ln( ) 15,8033 7,7810ln( ) 1,36948ln ( ) 0,00709ln ( )ef E E E=− + − + [2.27] Siendo su coeficiente de correlación 20,97186r=, lo que indica la bondad del ajuste. La representación gráfica de los datos experimentales de la tabla 2.14 junto con la curva 2.27 y, los parámetros estadísticos del ajuste se muestran en la figura 2.44. Figura 2.44 Gráfica del ln(ef) frente a ln(E) Para finalizar, a modo de ejemplo, en figura, 2.45 se muestran las curvas de calibración obtenidas para la geometría indicada mediante los procedimientos ab initio y experimental, que muestra la gran concordancia entre ambas. Cabe destacar la versatilidad del método basado en LabSOCS que permite calibrar para cada muestra concreta mientras que la curva experimental, se 45678 -5,0 -4,5 -4,0 -3,5 -3,0 -2,5 -2,0 -5,0 -4,5 -4,0 -3,5 -3,0 -2,5 -2,0 Ln(ef) Ln(E) Model Polynomial Adj. R-Square 0,97186 Value Standard Error Ln(ef) Intercept -15,80332 7,02808 Ln(ef) B1 7,78102 3,82858 Ln(ef) B2 -1,36948 0,67202 Ln(ef) B3 0,0709 0,03819 104 Capítulo 2 – Material y métodos extrapola para un amplio conjunto de medidas, siendo, en principio, sólo válida para una única geometría. Figura 2.45 Representación gráfica de la eficiencia frente a la energía 2.5.2.5 Razón Pico-Compton Como se indica en el apartado 2.4.7, otro factor que se utiliza para caracterizar a los detectores es el la razón Pico-Compton (P/C). Este parámetro es interesante porque es una característica del detector que tiene elementos tanto de la resolución en energía como de su eficiencia. Se define, según el estándar ANSI/IEEE, como el cociente entre el número de cuentas en el canal del pico de 1332 keV y el número de cuentas promedio en el espectro que va de 1040 a 1096 keV. Es un parámetro análogo a la razón señal-ruido. Figura 2.46 Espectro correspondiente al 60Co indicando los factores que intervienen en el cálculo de la Razón Pico-Compton. 500 1000 1500 2000 2500 3000 0,00 0,02 0,04 0,06 0,08 0,10 0,12 0,14 0,00 0,02 0,04 0,06 0,08 0,10 0,12 0,14 Patrones IAEA Geometry Composer eficiencia Energia (keV) Capítulo 2 – Material y métodos 111 (,`) X nn X Y los neutrones térmicos mediante procesos de captura : (,) X nY γ En el caso de colisiones inelásticas, el neutrón que incide es capturado, y se forma un núcleo compuesto seguido de la emisión de un neutrón de menor energía. El núcleo residual al estar en un estado excitado, vuelve a su estado fundamental mediante emisión gamma. En el espectro del fondo se observa la línea 139,68 keV debida al proceso 74 76 (,) , (,2)Ge n Ge n n γ e) El radón del ambiente. El radón 222Rn, el torón 220Rn y sus progenies, constituyen la fuente más importante de radiactividad producida en el aire. Su concentración depende fundamentalmente de la ventilación, en un laboratorio bien ventilado su concentración puede variar entre 20 y 80 Bq/m3 y puede multiplicarse por un factor cinco si no se ventila adecuadamente. En nuestro laboratorio, se han realizado medidas de la concentración de radón durante un periodo de 13 días a lo largo del mes de octubre en los años 2011 y 2012 la cual se muestra en la figura 2.48. Figura 2.48 Concentración de Rn del 6 al 18 de octubre en los años 2011/2012 El efecto de esta contribución, como se verá, es la aparición de las emisiones asociadas a los descendientes del radón fundamentalmente el 214Pb, 214Bi, 212Pb y 208T que tienen un gran número de fotopicos que contribuyen en todo el rango energético, siendo sus picos de mayor probabilidad de emisión como se muestra en la tabla 2.17 los situados en 351,9 keV y 609,3 keV, 112 Capítulo 2 – Material y métodos 238,9 keV y 583,1 keV respectivamente. La presencia de estos fotopicos dificulta la medida de emisiones próximas a ellos, además de aumentar el continuo Compton. Figura 2.49 Blindaje del detector. Un procedimiento para reducir su efecto, es regenerar con el nitrógeno que se evapora del Dewar, la cámara donde se ubica la muestra, tal como se observa en la figura 2.49. El efecto del blindaje queda de manifiesto en la figura 2.62 en la cual se compara el espectro del fondo del detector, con la puerta del blindaje abierta y con la puerta cerrada. 2.5.3.2 Fondo del detector XtRa. Como ya se ha indicado, desde finales de 2010 se dispone de varias fondos de los cuales se ha efectuado la suma, lo que equivales a un fondo acumulado de 2162872 s ≈ 25 días, que permite detectar fotopicos que no se pueden detectar en las medidas que suelen durar cuatro días. En la tabla 2.17 se presenta la siguiente información: • Energía en keV • Cuentas totales y cuentas por segundo en 10-3 • Posible radionúclido. • Probabilidad de emisión. • Origen del radionúclido Capítulo 2 – Material y métodos 113 Tabla 2.17. Datos de las líneas del espectro de fondo del detector XtRa. E(keV) Cuentas cps (10-3) Radionúclido PE % Origen del radionúclido 46,54 18756 8,66 210Pb 4,25 Natural ( Uranio 238) 63,29 20183 9,32 234TH 4,8 Natural ( Uranio 238) 77,11 19831 9,16 RX Plomo Rayos X 92,80 34586 15,97 234TH 2,8 Natural ( Uranio 238) 139,68 23820 11,00 75n Ge 39,35 Rayos Cósmicos 205,71 18640 8,61 235U 5 Natural ( Uranio 235) 238,92 19100 8,82 212Pb 43,6 Natural ( Torio 232) 295,21 12235 5,65 214Pb 18,5 Natural ( Uranio 238) 338,32 8754 4,04 228Ac 11,3 Natural ( Torio 232) 351,92 11679 5,39 214Pb 35,38 Natural ( Uranio 238) 511,00 11891 5,49 ..... Pico de aniquilación 583,10 7160 3,31 208Tl 84,5 Natural ( Torio 232) 609,35 6999 3,23 214Bi 4,8 Natural ( Uranio 238) 727,12 3128 1,44 212Bi 43,6 Natural ( Torio 232) 766,36 Solapados 234Pa 0,294 Natural ( Uranio 238) 768,36 214Bi 4,8 Natural ( Uranio 238) 911,03 3882 1,79 228Ac 26,6 Natural ( Torio 232) 934,06 1665 0,77 214Bi 3,03 Natural ( Uranio 238) 968,97 2976 1,37 228Ac 16,2 Natural ( Torio 232) 1001,03 2038 0,94 234Pa 0,59 Natural ( Uranio 238) 1120,14 2410 1,11 214Bi 14,8 Natural ( Uranio 238) 1238,01 1494 0,69 214Bi 5,86 Natural ( Uranio 238) 1377,48 872 0,40 214Bi 3,92 Natural ( Uranio 238) 1460,67 20308 9,38 40K 10,67 Primordial 1592,52 973 0,45 208Tl(es) Natural ( Torio 232) 1729,42 514 0,24 214Bi 2,88 Natural ( Uranio 238) 1764,40 1731 0,80 214Bi 15,26 Natural ( Uranio 238) 1847,36 454 0,21 214Bi 2,04 Natural ( Uranio 238) 2109,90 709 0,33 214Bi 2,04 Natural ( Uranio 238) 2204,16 619 0,29 214Bi 2,04 Natural ( Uranio 238) 2614,76 5665 2,62 208Tl 84,5 Natural ( Torio 232) En las figuras 2.50 a 2.6 se muestra de forma detallada el espectro del fondo en el intervalo energético de 0 -2800 keV obtenido, como se ha dicho, con un tiempo de recuento acumulado de 2162872 s 114 Capítulo 2 – Material y métodos Figura 2.50 Espectro fondo XtRa 0 -2800 keV obtenido con un tiempo de recuento de 2162872 s 16 I I I I I I I I I I I I I 15 r14 f13 r12 r- -. 11 '" r- , o 10 ..... (f) o.. 9 O 8 '-' CJ) 7 ro -6 e fQ) ::l 5 O 4 ff- '>J 3 2 1 O f- "- fr ..... -........1 L 1 I f1, I I I I I I • I I I I 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800 2000 2200 2400 2600 2800 energia (kev) Capítulo 2 – Material y métodos 115 Figura 2.51 Detalle del espectro fondo XtRa hasta 200 keV Figura 2.52 Detalle del espectro fondo XtRa desde 200 keV hasta 400 keV 116 Capítulo 2 – Material y métodos Figura 2.53 Detalle del espectro fondo XtRa desde 400 keV hasta 600 keV Figura 2.54 Detalle del espectro fondo XtRa desde 600 keV hasta 800 keV Capítulo 2 – Material y métodos 117 Figura 2.55 Detalle del espectro fondo XtRa desde 600 keV hasta 800 keV Figura 2.56 Detalle del espectro fondo XtRa desde 800 keV hasta 1000 keV 118 Capítulo 2 – Material y métodos Figura 2.57 Detalle del espectro fondo XtRa desde 1000 keV hasta 1200 keV Figura 2.58 Detalle del espectro fondo XtRa desde 1200 keV hasta 1400 keV Capítulo 2 – Material y métodos 119 Figura 2.59 Detalle del espectro fondo XtRa desde 1400 keV hasta 1600 keV Figura 2.60 Detalle del espectro fondo XtRa desde 1600 keV hasta 2000 keV 120 Capítulo 2 – Material y métodos Figura 2.61 Detalle del espectro fondo XtRa desde 2000 keV hasta 2700 keV Figura 2.62 Espectro fondo XtRa desde 200 keV a 620 keV con blindaje y con la puerta abierta del blindaje Capítulo 4 – Distribución de radioisótopos en las Islas Canarias Orientales 223 Figura 4.36 Indicadores estadísticos de la distribución de concentraciones de actividad de 137Cs de Gran Canaria y prueba de ajuste a una distribución lognormal. Figura 4.37 Indicadores estadísticos de la distribución de concentraciones de actividad de 137Cs de Fuerteventura y prueba de ajuste a una distribución lognormal. Figura 4.38 Indicadores estadísticos de la distribución de concentraciones de actividad de 137Cs de Lanzarote y prueba de ajuste a una distribución lognormal. 100806040200 60 45 30 15 0 Mediana Media 10864 1er cuartil 2,1150 Mediana 4,8000 3er cuartil 9,6800 Máximo 99,0900 6,2149 10,8716 3,6705 5,7873 A-cuadrado 16,64 Valor P < 0,005 Media 8,5433 Desv.Est. 13,1522 Varianza 172,9802 Asimetría 4,3076 Kurtosis 22,8850 N125 Mínimo 0,3000 Prueba de normalidad de Anderson-Darling Intervalo de confianza de 95% para la media Intervalo de confianza de 95% para la mediana Intervalo de confianza de 95% para la desviación estándar Intervalos de confianza de 95% Análisis para el Cs-137 Gran Canaria 1001010,1 99,9 99 95 90 80 70 60 50 40 30 20 10 5 1 0,1 Cs-137 ( Bq/kg) Gran Canaria Porcentaje Ubic. 1,554 Escala 1,038 N125 AD 0,408 Valor P 0,342 Lognormal - 95% de IC Gráfica de probabilidad de Cs-137 GC 3024181260 24 18 12 6 0 Mediana Media 76543 1er cuartil 1,9825 Mediana 4,0500 3er cuartil 7,5050 Máximo 28,7600 4,5907 7,3648 3,0682 5,5198 A-cuadrado 3,67 Valor P < 0,005 Media 5,9777 Desv.Est. 5,4618 Varianza 29,8311 Asimetría 1,85001 Kurtosis 4,14817 N62 Mínimo 0,7900 Prueba de normalidad de Anderson-Darling Intervalo de confianza de 95% para la media Intervalo de confianza de 95% para la mediana Intervalo de confianza de 95% para la desviación estándar Intervalos de confianza de 95% Análisis para el Cs-137 Fuerteventura 1001010,1 99,9 99 95 90 80 70 60 50 40 30 20 10 5 1 0,1 Cs-137 (Bq/kg) Fuerteventura Porcentaje Ubic. 1,429 Escala 0,8586 N62 AD 0,355 Valor P 0,449 Lognormal - 95% de IC Gráfica de probabilidad de Cs-137 FT 161284 16 12 8 4 0 Mediana Media 87654 1er cuartil 2,7450 Mediana 4,7700 3er cuartil 9,5550 Máximo 17,0500 5,1116 7,8709 3,3057 7,3441 A-cuadrado 2,20 Valor P < 0,005 Media 6,4912 Desv.Est. 4,8032 Varianza 23,0708 Asimetría 0,946091 Kurtosis -0,243360 N49 Mínimo 1,3600 Prueba de normalidad de Anderson-Darling Intervalo de confianza de 95% para la media Intervalo de confianza de 95% para la mediana Intervalo de confianza de 95% para la desviación estándar Intervalos de confianza de 95% Análisis para el Cs-137 Lanzarote 100001000100101 99,9 99 95 90 80 70 60 50 40 30 20 10 5 1 0,1 Cs-137 (Bq/kg) Lanzarote Porcentaje Ubic. 1,594 Escala 0,7691 N49 AD 0,536 Valor P 0,162 Lognormal - 95% de IC Gráfica de probabilidad de Cs-137 LZ 224 Capítulo 4 – Distribución de radioisótopos en las Islas Canarias Orientales La deposición del 137Cs en el suelo no es uniforme y numerosos autores han demostrado que las variaciones en la deposición están estrechamente relacionadas con la precipitación (Arnalds et al., 1989);(Mitchell et al., 1990);(Blagoeva and Zikovsky, 1995);(Isaksson et al., 2001). El transporte de cesio en el suelo, una vez que se deposita, se ve afectado por muchos factores específicos del sitio, incluyendo el tipo de suelo, la precipitación, el drenaje, el terreno, la vegetación, las actividades y las condiciones locales (Eisenbud 1987), (Monna et al., 2009). Además, las condiciones meteorológicas locales pueden tener un impacto significativo sobre la deposición de precipitación y de transporte en una zona determinada. Con el fin de estudiar la influencia del “fallout” de 137Cs en los suelos de las Islas Canarias Orientales, se ha analizado su distribución espacial. En la figura 4.39 se muestran los mapas de concentración de 137Cs de dichas islas y de la Isla de Tenerife elaborado a partir de los datos de Aldecoa et al. Para el cálculo de las isolíneas se ha utilizado la técnica de interpolación de Kriging ya explicada en el capítulo 3. Figura 4.39 Mapas de concentración de 137Cs de la Gran Canaria, Fuerteventura, Lanzarote y Tenerife. Capítulo 4 – Distribución de radioisótopos en las Islas Canarias Orientales 225 En los suelos, las concentraciones medidas se encuentran dentro un rango relativamente bajo de 137Cs respecto a los valores publicados en la literatura (IAEA, 1987) (Radiation, 2000), (Lechmann, 1991). En general, se observa un patrón característico, con las concentraciones más altas en los lados de barlovento que, por otra parte, son los más lluviosos de las islas lo que es coherente con la literatura en la que se demuestra una alta correlación entre la concentración de 137Cs y las precipitaciones en forma de lluvia. Este comportamiento es similar al observado en las islas de Hawaii, (que presentan unas características geológicas similares a Canarias por ser también islas volcánicas intraplaca) (Cox and Fankhauser, 1984). En la figura 4.40 mostramos los mapas de precipitación media de las Islas Canarias Orientales y de Tenerife con el fin de tener un marco de comparación cualitativo de la relación entre la precipitación y la deposición de 137Cs. Figura 4.40 Mapas de precipitación media de las islas canarias orientales y Tenerife. Extraído del atlas climático de los archipiélagos de canarias, madeira y azores temperatura del aire y precipitación (1971-2000) elaborado por la Agencia Estatal de Meteorología de España y el Instituto de Meteorología de Portugal 226 Capítulo 4 – Distribución de radioisótopos en las Islas Canarias Orientales Comparando las figuras 4.39 y 4.40 se puede observar la alta coincidencia entre las zonas de mayor pluviometría y las zonas de mayor concentración de 137Cs, en especial en Gran Canaria y en Tenerife. La mayor pluviometría de Tenerife puede explicar la presencia de valores mayores de concentración, aunque es importante puntualizar que, al comparar los datos de Tenerife con los de las Islas Orientales, hay que tener en cuenta que las primeras se realizaron unos quince años antes (a principios de los noventa) cuando la deposición de 137Cs era más intensa, tal y como como se indica en la figura 4.34, lo que también puede explicar, en parte, la presencia de máximos más acusados en Tenerife. El máximo que aparece en el sur de Gran Canaria no se corresponde con el régimen de lluvias y debe ser investigado en más detalle, aunque no se puede descartar que sea debido al transporte antropogénico o por escorrentía de material desde otras zonas de la isla. En las islas de Fuerteventura y Lanzarote el patrón es menos claro, por presentar un clima desértico con una pluviometría nula en comparación con Gran Canaria y Tenerife. Se puede apreciar en los mapas, que los máximos de concentración siguen un patrón Norte-Sur alineados con los vientos dominantes y se concentran en las llanuras interiores y en las zonas con menos actividad antropogénica y menos erosionadas. Esta distribución puede estar relacionada con el transporte de polvo sahariano desde el continente africano durante los episodios atmosféricos característicos de las Islas denominados Calima, que estudios publicados recientemente, relacionan con el 137Cs en las Islas Canarias (Chu et al., 1989). Una de las líneas que deja abiertas este trabajo de Tesis Doctoral es el estudio del transporte de 137Cs en las Islas Canarias, para lo que se están recogiendo muestras de polvo atmosféricos durante los episodios de calima. Es de destacar la estructura de máximos de concentración que se aprecia en la zona del Parque Nacional de Timanfaya en Lanzarote que, debido a su protección de Parque Nacional, permite encontrar suelos sin alteración y con poca erosión, ya que el régimen de lluvias de Lanzarote es muy escaso y, además, el parque se encuentra en una gran llanura salpicada de pequeños conos volcánicos. El estudio detallado de la dinámica del 137Cs requiere realizar muestreos con extracción de núcleos de suelo a profundidades de al menos 50 cm para realiza un análisis pormenorizado del perfil vertical de concentraciones de 137Cs. En efecto, la mayor parte 137Cs que se deposita sobre el terreno es absorbido por intercambio iónico sobre las partículas del suelo. Este proceso hace que se fije principalmente sobre las partículas del suelo que poseen un tamaño menor, aunque en conjunto presenten una superficie específica mayor, quedando distribuido en los primeros centímetros en suelos arcillosos o que contengan materia orgánica abundante. En cambio, en suelos arenosos el 137Cs penetra hasta profundidades mayores, ligado a la fracción coloidal y en suspensión en el agua (Soto et al., 2002). Esta técnica permite, además, obtener el denominado inventario de 137Cs sumando la actividad por unidad de área de los distintos cortes en lo que se divide el núcleo analizado que es Capítulo 4 – Distribución de radioisótopos en las Islas Canarias Orientales 227 la magnitud que suele estudiarse. Este tipo de estudio no constituía uno de los objetivos de este trabajo de tesis doctoral y, por tanto, las campañas de toma de muestras no fueron diseñadas para ello. Como se ha indicado, en los análisis llevados a cabo se ha determinado únicamente la concentración de actividad en la capa superficial de 5 cm de forma que no se dispone de la información suficiente para un análisis cuantitativo ya que el perfil de 137Cs en suelos. No obstante, con el fin de realizar una comparación cualitativa con datos de inventario de 137Cs de la España peninsular obtenidos por (Legarda et al., 2011), se ha realizado una estimación del mismo a partir de las medidas de concentración, suponiendo tres posibles escenarios de distribución en profundidad, basados en los perfiles experimentales determinados en estudios realizados por diversos autores (Schuller et al., 2002), (Sanchez-Cabeza et al., 2007) (Soto and Navas, 2008) para ello se ha empleado la siguiente expresión:    2 137 137 10 Inventario de Cs = Cs Bq Bq suelo kg m h fh     , [4.3] donde suelo es la densidad de la muestra que, en este cálculo aproximado, se ha supuesto constante para todas ellas utilizando un valor promedios 1,2 g/cm3 y h es la profundidad en cm, que se ha fijado en 5 cm de acuerdo al procedimiento adoptado en los muestreos. El factor f(h) es un factor adimensional que permite modelar distintos escenarios para la distribución de 137Cs en el suelo. En el cálculo se han tomado los valores 0,8, 0,6 y 0,4 para f(h) lo que corresponde a suponer que la concentración de 137Cs en los primeros 5 cm (que es el valor del numerador en la expresión 4.3) es del 80%, 60% y 40% respectivamente. El factor 10 se introduce por coherencia en las unidades. A partir de los datos de inventario se ha elaborado los mapas de distribución correspondientes que mostramos en las figuras 4.41 y 4.42. Los escenarios elegidos intentan barrer tres comportamientos posibles de la dinámica del 137Cs en suelos que, como se ha indicado, es muy compleja y depende de multitud de parámetros (presencia de materia orgánica, porosidad, tipo de grano, humedad, presencia de arcillas, etc…). Así el supuesto del 80% modela suelos poco permeables al 137Cs de forma que la mayor parte se concentra en la capa superficial de 5 cm, y proporciona un mapa con un inventario de cesio pobre en relación con el de la península. Este modelo puede ser adecuado para Canarias, ya que los suelos de la región están muy poco desarrollados y, por tanto, tienen poco espesor. Además debido a su latitud, según las estimaciones de UNSCEAR, las islas Canarias están sometidas a una menor deposición de 137Cs tal y como se muestra en la figura 4.34 lo que refuerza la verosimilitud de los valores obtenidos. Las estimaciones del 60% y el 40% son más congruentes con estudios internacionales ya que en los mismos se suele informar sobre una retención entorno al 50% en los primeros 5 cm de suelos, de forma que son escenarios más acordes con la dinámica habitual del 137Cs en algunos suelos. En este caso se obtienen mapas de distribución de inventarios más cercanos al de la península. Respecto la distribución espacial, en la península ibérica también se observa que en las zonas más lluviosas del norte se localizan los valores máximos de inventario. 228 Capítulo 4 – Distribución de radioisótopos en las Islas Canarias Orientales Figura 4.41 Inventario de 137Cs de la Isla de Gran Canaria suponiendo que en la capa superficial de 5 cm se retiene el 80% (a), el 60%, (b) y el 40% (c) Mapa de inventarios de la península redibujado a partir de (Legarda et al., 2011) Para finalizar este el estudio de 137Cs, realizaremos una comparación cualitativa con la distribución de otro trazador ambiental de origen natural, el 210Pb. Este radioisótopo es un producto de decaimiento de la serie del 238U con una vida media de 22,3 años. Se puede detectar midiendo su emisión gamma de 46,5 keV y se encuentra, de forma natural, distribuido en rocas y suelo de la corteza terrestre. El 210Pb procede del 226Ra que, como se ha explicado en el capítulo 1, se desintegra para generar el 222Rn que, con una vida media de 3.83 días, se difunde a la atmósfera de forma continua. Uno de los descendientes del 222Rn es el 210Pb por lo que también se encuentra en la atmósfera de forma natural. Así, existen entonces dos contribuciones diferentes relacionadas con la actividad de 210Pb presente en las muestras de suelo superficial. La primera tiene su origen en la concentración en el suelo de los radioisótopos precursores del 210Pb (226Ra) y se considera que Capítulo 4 – Distribución de radioisótopos en las Islas Canarias Orientales 229 el 210Pb generado por esta vía está en equilibrio con el 226Ra del que procede. La concentración de 210Pb de esta procedencia suele denominarse, 210Pb soportado. Figura 4.42 Inventario de 137Cs de la Isla de Fuerteventura u Lanzarote suponiendo que en la capa superficial de 5 cm se retiene el 80% (a), el 60%, (b) y el 40% (c). 230 Capítulo 4 – Distribución de radioisótopos en las Islas Canarias Orientales La segunda contribución al 210Pb en suelos, es de origen atmosférico como resultado de la desintegración del 222Rn difundido a la atmósfera. La posterior incorporación a los suelos de este último mediante deposición seca o precipitación húmeda, produce un “exceso” de este radioisótopo en relación a la concentración de actividad del 226Ra presente en el suelo por lo que el 210Pb de este origen, se conoce como 210Pb no soportado o 210Pb en exceso. Como consecuencia de su origen atmosférico, este plomo en exceso, tiene una dinámica similar al 137Cs, por lo que también es muy utilizado como radiotrazador natural de procesos erosivos entre otros (Smith et al., 1997) (Huh and Su, 2004) (Sanchez-Cabeza et al., 2007) (Sanchez-Cabeza et al., 2012). El 210Pb en exceso se determina restando la concentración de 226Ra a la concentración de 210Pb total en cada muestra, lo que implica suponer el equilibrio secular entre el plomo soportado y el radio. Para cada muestra se ha medido el 210Pb total por espectrometría gamma de alta resolución utilizando la línea de 46.5 keV. Debido a su baja energía, la medida de la concentración de actividad de 210Pb por espectrometría gamma tiene muchas incertidumbres a causa de los efectos de autoabsorción, y se recomienda que sea medida por espectrometría alfa (SanchezCabeza et al., 2012). Una medida detallada por espectrometría gamma requiere de un conocimiento muy preciso de la composición química de la muestra para poder incluir los efectos de autoabsorción en el proceso de calibración en eficiencia. Dado que es estudio del 210Pb no era uno de los objetivos de este trabajo de Tesis Doctoral, la determinación del mismo se ha llevado a cabo utilizando una calibración estándar, por lo que los datos obtenidos se deben considerar más bien orientativos. En futuros desarrollos se elaborará un protocolo de calibración específico para radioisótopos de baja energía. Figura 4.43 Mapas de 210Pb en exceso y 137Cs de la Isla de Gran Canaria. A modo de ilustración de los comportamientos, en la figura 4.43, se presentan los mapas de 210Pb en exceso y 137Cs de la Isla de Gran Canaria. Como cabe esperar, según los antecedentes explicados, existe una gran semejanza entre la distribución espacial de 137Cs y Capítulo 4 – Distribución de radioisótopos en las Islas Canarias Orientales 231 210Pb, encontrándose los máximos de ambas distribuciones en las zonas de mayor pluviometría siguiendo un patrón Norte-Sur alineado con los vientos dominantes. 4.7. Comparación de distintos modelos dosimétricos La caracterización radiológica de los suelos tiene múltiples aplicaciones entre las que pueden destacarse, la evaluación de las concentraciones del suelo con respecto a los niveles de fondo naturales, las acciones de control reglamentario, la estimación del potencial de transporte ambiental hacia el hombre, o el estudio de la magnitud y el alcance de la deposición por trasporte, sobre todo la de emisiones a larga distancia (Quindos et al., 2004). Hay dos efectos radiológicos principales, derivados de la radiactividad en los suelos, que justifican el interés de su medición. La primera es la irradiación interna del pulmón por los emisores alfa, productos de desintegración de vida corta del 222Rn y 220Rn. El segundo, es la irradiación externa del cuerpo por rayos gamma emitidos desde los radionúclidos en situ. En la tabla 4.11 se proporcionan las tasas de exposición por irradiación externa debidas a cada serie radiactiva natural en función del tipo de rocas preponderante en el terreno. En el caso de la irradiación externa, con el fin de conocer el nivel de radiación gamma ambiental a partir de la composición geológica del terreno y poder predecir sus posibles valores a partir de las concentraciones de materiales radiactivos presentes, numerosos autores han desarrollado expresiones matemáticas para calcular la tase de dosis absorbida en aire en función de las concentraciones de los radionúclidos emisores gamma más significativos presentes en el terreno. Estas relaciones permiten evaluar de forma rápida las posibles contribuciones de origen no natural a los niveles de radiación ambiental. Rocas Potasio Torio Uranio Tasa de exposición % μRh-1 % μRh-1 % μRh-1 Total μRh-1 Basálticas Valor medio 0,8 1,2 4,0 1,2 1,0 0,6 3,0 Rango 0,2-2,0 0,3-3,0 0,5-10 0,1-3,0 0,2-74,0 0,0-2,4 0,5-8,5 Graníticas Valor medio 3,0 4,5 12,0 3,6 3,0 1,9 10,0 Rango 2,0-6,0 3-9 1,0-25 0,3-7,7 1,0-7,0 0,6-4,5 4,0-21 Arcillosas Valor medio 2,7 4,1 12,0 3,6 3,7 2,3 10,0 Rango 1,6-4,2 2,5-6,4 8,0-18,0 2,4-5,4 1,5-5,5 1,0-3,5 6-15 Areniscas Valor medio 1,1 1,7 1,7 0,5 0,5 0,3 2,5 Rango 0,7-3,8 1-5,8 0,7-2,0 0,2-0,6 0,2-0,6 0,1-0,3 1,0-7,0 Carbonatadas Valor medio 0,3 0,4 1,7 0,5 2,2 1,3 2,2 Rango 0,0-2,0 0,0-3,0 0,1-7,0 0,0-2,1 0,1-9,0 0,0-5,5 0,0-10,0 Tabla 4.11. Tasa de exposición debida a rocas ígneas y sedimentarias (Adams and Cols) 232 Capítulo 4 – Distribución de radioisótopos en las Islas Canarias Orientales La forma general de estas expresiones, que se encuentran en la literatura, es una combinación lineal de contribuciones debido a la concentración de los distintos radioisótopos presentes en el suelo. Es decir: [ ] ii i DaX=  [4.4] siendo D la dosis absorbida (o la dosis equivalente según el autor), [Xi] la concentración del radioisótopo i-ésimo considerado y ai los denominados factores de conversión de tasa de dosis (DRF “Dose Rate conversion Factors”) que se definen como la tasa de dosis absorbida o tasa de dosis equivalente a 1 metro de la superficie del suelo, por unidad de concentración de actividad del radionúclido considerado. En la bibliografía se encuentran varios modelos que difieren, básicamente, en los radioisótopos considerados en la ponderación y en el valor de los factores de conversión. Así hay autores que, a partir de investigaciones llevadas en distintos países, consideran para estos cálculos los radionúclidos: 238U o 226Ra y/o 214Pb y 214Bi para la serie del 238U; 228Ac o 232Th y/o 212Pb, 212Bi y 208Tl en la serie del 232Th y el 40K. Algunos autores a veces también ponderan la contribución de los radionúclidos artificiales 137Cs y 134Cs. Las distintas expresiones se diferencian unas de otras en los diferentes coeficientes que ponderan la influencia de cada uno de los radionúclidos emisores gamma. Explícitamente se trata de una expresión general del tipo: () 1 40 238 226 232 134 137 .. H nSvh a K b U c Ra d Th m Cs n Cs −         =++++ +          [4.5] () 1 40 238 226 232 134 137 ..DpG y haKbU cRadThmCsnCs −′′ ′ ′ ′ ′           =++++ +            [4.6] según se trate de calcular la tasa de dosis equivalente ( 1 nSvh−) o bien la tasa de dosis absorbida (1 pGyh−). En el primer caso los factores de ponderación a, b, c, d,..., m y n, vienen expresados en -1 -1 -1 () nSvh Bqkg mientras que en la segunda expresión los coeficientes a’, b’, c’,d’….,m’ y n’ se expresan en -1 -1 -1 ()pGyh Bqkg . Las expresiones entre corchetes, que se refieren a la actividad en Bq por kg, de cada uno de los radionúclidos, se expresan por tanto en 1 B qkg−. Dado que la actividad del 134Cs y del 137Cs suelen estar por debajo de la actividad mínima detectable (AMD) los coeficientes o factores de conversión que afectan a los radioisótopos del 137Cs (“m” y “n”) se consideran nulos. Con frecuencia tampoco se tienen en cuenta, los factores que ponderan elementos alternativos de una misma serie, como por ejemplo el 238U o el 226Ra (“b” o “c”, respectivamente), según cuál de ellos se haya analizado en el trabajo concreto estudiado. En las tablas 4.12 y 4.13 se muestran diferentes factores de conversión obtenidos por distintos autores. Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población 239 también positiva lo que indica que los datos presentan una distribución leptocúrtica. La distribución no se ajusta a una Gaussiana como queda reflejado en los valores del test de normalidad de Anderson-Darling estando los datos mejor representados por una distribución log-normal ya que mayoritariamente, los valores de dosis equivalente se concentran en torno a valores relativamente bajos (75% de los datos está por debajo de 0.96 mSv/a). Indicadores estadísticos de la distribución de dosis equivalente de Gran Canaria y Figura 5.1 prueba de ajuste a una distribución normal. La distribución quedará mejor descrita por la mediana (0.64 mSv/a) o la media geométrica (0.72 mSv/a) que por la media aritmética (0,79 mSv/a). Estos valores medios se encuentran en torno a un 20% por debajo del promedio mundial de dosis absorbida por irradiación externa de 0.9 mSv/a establecido por UNSCEAR que incluye la debida a los suelos y a la radiación cósmica (figura 5.2). Tasa dosis media mundial debida a fuentes naturales (UNSCEAR, 1988) Figura 5.2 2,01,61,20,80,4 120 90 60 30 0 Mediana Media 0,850,800,750,700,65 1er cuartil 0,53000 Mediana 0,64000 3er cuartil 0,96000 Máximo 2,13000 0,74880 0,83232 0,64000 0,69000 A-cuadrado 13,03 Valor P < 0,005 Media 0,79056 Desv.Est. 0,37968 Varianza 0,14415 Asimetría 1,46649 Kurtosis 2,35729 N320 Mínimo 0,21000 Prueba de normalidad de Anderson-Darling Intervalo de confianza de 95% para la media Intervalo de confianza de 95% para la mediana Intervalo de confianza de 95% para la desviación estándar Intervalos de confianza de 95% 240 Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población El máximo de la distribución es de 2,13 mSv/a que alcanza, por tanto más del doble de este valor. Para mostrar la distribución espacial, en la figura 5.3 se muestra el mapa de dosis equivalente anual obtenido por interpolación de los datos del apéndice 6 mediante el método de krigeado. Gran Canaria. Mapa de tasa dosis equivalente. Coordenadas UTM. Figura 5.3 Este mapa, similar a los de tasa de exposición o de dosis absorbida presentados en el capítulo 3, muestra que la dosis no se distribuye de forma homogénea por la isla, encontrando zonas de máximo en el interior que doblan a las dosis que se reciben en la costa Norte o Este. Para poder realizar una estimación de las dosis medias recibidas por la población de la isla se han calculado las dosis medias por municipio haciendo la media aritmética de las dosis correspondientes a los puntos medidos en cada término municipal. Se ha utilizado la media aritmética porque al tratarse de municipios pequeños los valores no varían mucho dentro de cada uno de ellos. La excepción la constituyen los municipios de Mogán y San Bartolomé de Tirajana que son los más extensos de la Isla y abarcan zonas del interior con alta tasa de exposición y zonas de costa en las que se mide, prácticamente, la componente cósmica. No obstante para ellos también se ha utilizado madia aritmética por homogeneidad en los cálculos. En la figura 5.4 se muestran los resultados sobre un mapa de municipios y se incluye, también un mapa de densidad de población en el que se muestra el número de habitantes por municipio (ISTAC, 2013) en el año 2012. Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población 241 Gran Canaria. Izquierda: Mapa de tasa dosis equivalente media anual por Figura 5.4 municipio. Derecha: mapa de población por municipio. Como se puede apreciar en el mapa los municipios del centro de la isla presentan los valores tasa de dosis absorbida más altos entre los que destaca Artenara con 1,26 mSv/a y Tejeda con 1,05 mSv/a. También, entre las zonas con mayor tasa de dosis equivalente anual, se encuentran los dos municipios turísticos por excelencia de Gran Canaria, San Bartolomé de Tirajana (1,03 mSv/a) y Mogán (1,18 mSv/a). Como se ha indicado anteriormente, en San Bartolomé de Tirajana, al ser un municipio muy grande, se observa mucha disparidad en los valores obtenidos: las zonas del interior presentan puntos de alta dosis equivalente (p.e. Fataga, 1,98 mSv/a) mientras que en las zonas de dunas y playas de la costa, donde se encuentran los núcleos turísticos, los valores son relativamente bajos (p.e. Maspalomas 0,46 mSv/a). En el caso de Mogán los valores son más homogéneos porque la costa es abrupta, sin grandes extensiones de playas, siendo la dosis media mayor, (prácticamente 1,2 mSv/a). Si se cruzan los datos de dosis equivalente anual con los de población por municipios mostrados en la figura 5.4, se observa que las zonas con mayores valores corresponden a las de menor densidad de población (salvo en el caso de Arucas). De hecho, los municipios de Tejeda y Artenara, son los de menor población de la Isla. No obstante, ambos están experimentando un importante desarrollo debido al auge del turismo rural y de aventura. Además, En Artenara, es frecuente encontrar casas-cueva, algunas de las cuales se están habilitando como hoteles rurales (aunque esto también ocurre en otros lugares de la isla). Es por ello, que en esta zona y en Tejeda sería conveniente realizar estudios sobre la presencia de radón en viviendas y cuevas, ya que de 242 Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población los resultados de MARNA, se deduce una estrecha correlación entre las zonas de alta tasa de exposición y el potencial de emisión de radón. Mogán también está teniendo un creciente desarrollo turístico en los últimos años, con el consiguiente aumento de población fija y flotante. La finalización de la autopista entre Puerto Rico y Mogán y entre Agaete y La Aldea, supone un acicate a este desarrollo de la zona. Precisamente una de las áreas en las que se encuentra mayor tasa de exposición en el municipio de Mogán es la conocida como “Los Azulejos” que es un lugar habitual de parada de los autobuses turísticos debido al colorido de las rocas, tal y como se puede apreciar en figura 5.5. Estas rocas corresponden a riolitas que, por procesos de alteraciones hidrotermales durante la evolución geológica de la isla, (Donoghue et al., 2008) han concentrado radioisótopos naturales en mayor proporción de lo habitual en este tipo de rocas1. Zona de “Los Azulejos” en el municipio de Mogán. Figura 5.5 También se encuentran valores altos de tasa de exposición en el Barranco de Verga que desemboca en la zona turística de Anfi del Mar. Además, en el pueblo de Arguineguín (también perteneciente a Mogán) se ha medido en una cantera de puzolanas en la que se midió una tasa de exposición de 20 μR/h que equivale a una dosis anual de 1,07 mSv/a. También se encuentran valores elevados en los municipios de Agaete (0,82 mSv/a) y Arucas (0,83 mSv/a). En Arucas 1 En medidas realizadas por nuestro grupo mediante espectrometría gamma de este tipo de rocas, se ha encontrado una concentración de 226Ra de 310±25 Bq/kg frente a los 44±4 Bq/kg medidos en riolitas no alteradas. Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población 243 existen, también, canteras de un tipo piedra muy utilizada en los edificios históricos de Gran Canaria y en la actualidad como piedra ornamental. La mera observación del mapa de dosis por municipio de la figura 5.4 indica que la isla, desde el punto de vista dosimétrico, puede dividirse en dos mitades bien diferenciadas, separadas por una línea imaginaria que transcurre en dirección NO-SE y que señala, además, la división entre las zonas de vulcanismo antiguo y reciente de la isla. La zona noreste, con menores índices de dosis, corresponde a los municipios de Gáldar, Guía, Moya, Firgas, Valleseco, Arucas, Teror, San Mateo, Las Palmas de Gran Canaria (capital de la isla y ciudad más poblada del archipiélago), Santa Brígida, San Mateo, Telde, Valsequillo, Ingenio, Agüimes y Santa Lucia y abarca una superficie de 788 km2. La zona suroeste con mayores índices de dosis está compuesta por los municipios de Agaete, Artenara, Tejeda, San Bartolomé de Tirajana, Mogán y San Nicolás de Tolentino y cubre un área de 773 km2. Se comprueba que las dos zonas son prácticamente iguales en cuanto a superficie. Curiosamente, esta línea separa también las zonas densamente pobladas, (que se corresponden con las de menor dosis), de las poco pobladas. Para relacionar la distribución de población con la dosis se ha calculado dosis equivalente colectiva (S) para cada una de las dos zonas. Esta magnitud se define como:    persona ii i SSv a pH Sva  [5.2] Donde Hi es la dosis equivalente en el subgrupo de población i (municipio) en promedio y pi el número de individuos del subgrupo (población del municipio). Se ha obtenido unas dosis colectiva de 101 Sv·persona/año para la zona suroeste y de 468 Sv·persona/año para la noreste. Este resultado puede parecer paradójico ya que la zona sureste corresponde a la de mayor dosis equivalente promedio, sin embargo sólo concentra a poco más del 11% de la población de la Isla. Para obtener una dosis promedio por habitante de la isla se ha calculado la media ponderada por la población de cada municipio según la expresión,    municipio municipio municipios isla municipios municipios pHmSva HmSva p      [5.3] siendo  municipio HmSva  y municipio p, la tasa de dosis equivalente promedio y la población de cada municipio indicadas en la figura 5.4. El valor obtenido para toda la isla de Gran Canaria es de 0,69 mSv/a que se corresponde a un valor intermedio entre la media geométrica y la mediana de los datos. Consideramos este valor como el promedio más representativo de dosis equivalente de la isla. 244 Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población 5.2.2 Isla de Fuerteventura Siguiendo la metodología ya descrita en el caso de Gran Canaria, en la figura 5.6 se resumen los indicadores estadísticos de la distribución de dosis equivalente de la isla de Fuerteventura. Esta isla presenta una distribución fuertemente asimétrica con la cola de la derecha mayor que la de la izquierda, como indica el alto valor positivo de la asimetría. La Kurtosis es también positiva y muy grande respecto a los datos de Gran Canaria de forma que la distribución de los datos es fuertemente leptocúrtica. La distribución no se ajusta tampoco a una Gaussiana como queda reflejado en los valores del test de normalidad de Anderson-Darling estando mejor representados los datos por una distribución log-normal ya que, en mucha mayor proporción que en Gran Canaria, los valores de dosis equivalente se concentran en torno a valores bajos (75% de los datos está por debajo de 0,53 mSv/a). Indicadores estadísticos de la distribución de dosis equivalente de Fuerteventura y Figura 5.6 prueba de ajuste a una distribución normal. La distribución quedará mejor descrita por la mediana (0,43 mSv/a) que en este caso coincide con la media geométrica que por la media aritmética (0,48 mSv/a). Estos valores medios se encuentran en torno a un 50% por debajo del promedio mundial de dosis absorbida por irradiación externa de UNSCEAR (figura 5.2). El máximo de la distribución es de 2,13 mSv/a que por tanto, duplica este valor pero que se alcanza sólo en muy pocos puntos muy localizados. Para analizar la distribución espacial, en la figura 5.7 se muestra el mapa de dosis equivalente anual obtenido por interpolación de los datos del apéndice 6 mediante el método de krigeado 2,11,81,51,20,90,60,3 60 45 30 15 0 Mediana Media 0,550,500,450,400,35 1er cuartil 0,37000 Mediana 0,43000 3er cuartil 0,53000 Máximo 2,13000 0,43716 0,52855 0,37000 0,48000 A-cuadrado 14,80 Valor P < 0,005 Media 0,48286 Desv.Est. 0,29360 Varianza 0,08620 Asimetría 3,3456 Kurtosis 14,1102 N 161 Mínimo 0,13000 Prueba de normalidad de Anderson-Darling Intervalo de confianza de 95% para la media Intervalo de confianza de 95% para la mediana Intervalo de confianza de 95% para la desviación estándar Intervalos de confianza de 95% q Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población 245 Gran Canaria. Mapa de tasa dosis equivalente anual de la isla de Fuerteventura. Figura 5.7 Coordenadas UTM (huso 28). Se observa que en los máximos se alcanzan tasas de exposición superiores a 1,5 mSv/a en zonas localizadas de Betancuria y en el entorno de la montaña de Tindaya en el municipio de La Oliva. El resto de la isla presenta niveles inferiores a 0,5 mSv/año muy bajos respecto a los obtenidos en Gran Canaria. Fuerteventura no presenta el comportamiento diferenciado en dos zonas que se estudió en Gran Canaria. Como se ha indicado repetidamente a los largo de este trabajo, salvo en las zonas del complejo basal, que están muy localizadas, el resto de las isla presenta un perfil muy bajo de radiactividad natural y, por tanto de dosis equivalente. De la misma forma que en el caso de Gran Canaria, para la estimar las dosis medias recibidas por la población de la isla se han calculado las dosis medias por municipio haciendo la media aritmética de las dosis correspondientes a los puntos medidos en cada término municipal. En este caso, la utilización de la media aritmética está más justificada por tratarse de municipios de extensión similar en los que valores no varían mucho dentro de cada uno de ellos debido la gran homogeneidad de la isla. Sólo el municipio de Betancuria y el de La Oliva presentan disparidad de valores, pero tan localizados que adoptamos como válida la media aritmética. En la figura 5.8 se muestran los resultados sobre un mapa de municipios y se incluye, también un mapa de densidad de población en el que se muestra el número de habitantes por municipio (ISTAC, 2013) en el año 2012. 246 Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población La dosis absorbida media por municipio se muestra en la figura 5.8 en la que también se incluye el mapa de distribución de la población en la isla. Fuerteventura. Izquierda: Mapa de tasa dosis equivalente media anual por Figura 5.8 municipio. Derecha: mapa de población por municipio. Se pone de manifiesto, mejor si cabe, la uniformidad radiológica de la isla a pesar de los máximos puntuales localizados. Desde el punto de vista de la protección radiológica, se debe tener en cuenta que las rocas de la zona de Tindaya se piensan utilizar como material de construcción. De hecho hay un proyecto de vaciado de la montaña para hacer un grupo escultórico monumental ideado por el escultor Eduardo Chillida. Según se indica en la página web del museo Chillida, se trataría de crear una gran caverna en el interior de la montaña que sería la atracción turística. En este caso, podría ser necesaria la vigilancia radiológica durante el proceso de construcción y en el proceso de explotación turística de la caverna. En cualquier caso, se considera conveniente realizar estudios y el potencial de emanación de radón tanto de las rocas de Tindaya como de los otros máximos de Fuerteventura. Si se cruzan los datos con los de población, se estima que la dosis colectiva será muy baja (51 Sv·hombre/año) porque tanto la densidad de población como las dosis promedio por municipio son bajas. Se ha determinado también la media ponderada por población de la isla utilizando la ecuación 4.3 y los datos de la figura 5.8 .El valor obtenido para la isla de Fuerteventura es de 0,46 mSv/a que se corresponde a un valor intermedio entre la media geométrica y la media aritmética de los datos. Consideramos este valor como el promedio más representativo de dosis equivalente de la isla. Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población 247 5.2.3 Islas de Lanzarote y La Graciosa Para finalizar, en la figura 5.9 se resumen los indicadores estadísticos de la distribución de dosis equivalente de las islas de Lanzarote y La Graciosa. La Isla de Lanzarote presenta una distribución que a diferencia de la correspondiente a Fuerteventura es bastante simétrica, como indica el valor relativamente pequeño de la asimetría (0,214). La Kurtosis es negativa y muy pequeña lo que nos indica que la distribución de los datos se ajusta mejor a una Gaussiana que los relativos a Gran Canaria y Fuerteventura, aunque el test de normalidad de Anderson-Darling señala que los datos no se corresponden a este tipo de distribución. Como es característico de este tipo de magnitud, están mejor representados por una distribución log-normal. De forma más acusada que en el caso de Fuerteventura los valores de dosis equivalente se concentran en torno a valores bajos (75% de los datos está por debajo de 0,44 mSv/a). Como se ha discutido en el capítulo 3 estos bajos valores son coherentes con la geología de la isla. Indicadores estadísticos de la distribución de dosis equivalente de Lanzarote y Figura 5.9 prueba de ajuste a una distribución normal. La mediana de la distribución es 0,43 mSv/a que en este caso supera ligeramente a la media geométrica (0,38 mSv/a) y a la media aritmética (0,39 mSv/a). La gran homogeneidad en dosis equivalente de la isla queda reflejada en el solapamiento de los intervalos de confianza de la media aritmética y la mediana que está uno contenido en el otro, mientras que en el caso de Fuerteventura están solo parcialmente solapados y para Gran Canaria son totalmente disjuntos. Estos valores medios se encuentran por debajo del 60% de la media mundial de dosis absorbida 0,70,60,50,40,30,20,1 40 30 20 10 0 Mediana Media 0,4200,4050,3900,3750,360 1er cuartil 0,32000 Mediana 0,43000 3er cuartil 0,44000 Máximo 0,64000 0,37371 0,41083 0,36349 0,43000 A-cuadrado 2,03 Valor P < 0,005 Media 0,39227 Desv.Est. 0,10224 Varianza 0,01045 Asimetría 0,214846 Kurtosis -0,318015 N119 Mínimo 0,21000 Prueba de normalidad de Anderson-Darling Intervalo de confianza de 95% para la media Intervalo de confianza de 95% para la mediana Intervalo de confianza de 95% para la desviación estándar Intervalos de confianza de 95% q 248 Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población por irradiación externa de UNSCEAR (figura 5.2). Incluso el máximo de la distribución de 0,64 mSv/a es un 30% inferior a este valor. La Isla de La Graciosa tiene unos valores de dosis equivalente, menores aun que los de Lanzarote. La media aritmética es de 0,31 mSv/a y prácticamente igual a la mediana de los datos de 0,30 mSv/a. La Kurtosis y la asimetría de los datos son positivas y de valor muy pequeño, de forma que la distribución es prácticamente normal, aunque al disponerse sólo de 8 datos es poco significativo. La distribución espacial de la dosis equivalente anual de las Islas de Lanzarote y La Graciosa que se muestra en la figura 5.10 refleja la escasa variación discutida en los párrafos anteriores. Mapa de tasa de dosis equivalente anual de las islas de Lanzarote y La Graciosa. Figura 5.10 Coordenadas UTM (huso 28). Se comprueba que la dosis equivalente es un orden de magnitud inferior a los máximos encontrados en Gran Canaria o Fuerteventura. Desde el punto de vista dosimétrico la isla de Lanzarote presenta una contribución muy baja a la dosis total por irradiación externa debido a causas exclusivamente geológicas, tal y cómo se ha discutido en los capítulos 3 y 4. Se ha medido incluso la dosis equivalente “indoor” en la Cueva turística de “Los Verdes” formada por un tubo de lava volcánico de varios kilómetros, encontrando valores sólo levemente superiores al fondo cósmico en el interior, lo que muestra la escasa tasa de dosis debida a los materiales constitutivos del entorno. Es de destacar, los valores tan bajos de los datos correspondientes al Parque Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población 255 mapas de dosis gamma de Europa. Los datos se obtienen de las diversas redes de vigilancia radiológica de los distintos países miembros. Estas redes tienen como objetivo principal la detección temprana de posibles incrementos en la dosis de radiación debido a causas artificiales y fueron implantadas, en su mayoría a raíz del accidente de Chernobyl. En trabajo indicado se armonizan los datos de las diversas fuentes y se homogenizan. Se estima, la influencia del fondo de los equipos de medida y se descuenta la dosis debida a la radiación cósmica y con ello se elaboran los mapas. En la figura 5.15 se muestran los mapas de dosis equivalente de Europa en verano e invierno elaborados en el trabajo citado. Debido a que los datos utilizados provienen de una red de vigilancia, no de estudio ambiental pueden no reflejar de forma correcta la variabilidad local. Así, en la zona mediterránea de España la dosis equivalente está claramente sobrestimada, ya que se le que se atribuyen valores similares a los del centro de la península o de Galicia, en contra de lo que indican los datos mucho más de tallados de MARNA y de la geología local. Debe tenerse en cuenta que se trata de una extrapolación de los datos obtenidos en 32 estaciones muchas de las cuales están localizadas en la inmediaciones de instalaciones del ciclo nuclear. No obstante para una comparación cualitativa de los niveles de dosis europeos puede ser de utilidad. Dosis anual en Europa en verano (izquierda) e invierno (derecha) del año 2006. Figura 5.15 Adaptada de (Szegvary et al., 2007b). Con este fin, se han elaborado mapas de tasa de dosis equivalente de las Islas, descontando la radiación cósmica y utilizando el mismo rango de variación (0-170 nSv/h) y una escala de colores similar. Nos se han elaborado mapas de verano e invierno, ya que en Canarias no hay una gran diferencia entre los dos periodos. Los resultados obtenidos se muestran en la figura 5.16. V erano 2006 Invierno 2006 256 Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población Niveles de tasa de dosis Figura 5.16 equivalente por irradiación externa de la Islas Canarias utilizando las misma escala que la figura 5.15. Los mapas ponen de manifiesto, una vez más, la escasa actividad radiológica de Lanzarote, Fuerteventura y la zona Noreste de Gran Canaria, y el comportamiento diferenciado de la zona centro-suroeste de Gran Canaria en la que se alcanzan tasas de dosis equivalente similares a los máximos europeos. 5.3. Índices indicadores del riesgo radiológico Una vez analizada la dosis equivalente debido a la irradiación externa, a partir de los datos de tasa de exposición discutidos en el capítulo 3, estudiaremos el riesgo radiológico debido al contenido radioisotópico de los suelos de la isla, a partir de los datos de concentración de actividad del capítulo4. Este estudio complementa al del apartado anterior ya que la contribución de los suelos está contenida en la dosis equivalente calculada. Al no ser uniforme la distribución de los radionúclidos naturales en las muestras resulta conveniente introducir un índice común radiológico para evaluar la actividad conjunta a partir del Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población 257 nivel de concentración de actividad de 226Ra, 232Th y 40K de las muestras y de esta forma poder cuantificar en una sola magnitud los riesgos radiológicos asociados a estos radionúclidos. Si bien en la literatura se definen varios índices (Beretka and Matthew, 1985) con este fin, uno de los más utilizados es el denominado Índice de radio equivalente (Raeq) (Hamilton, 1971). Este índice promedia las concentraciones de los distintos radioisótopos naturales y se calcula suponiendo que 10 Bq kg-1 de 226Ra producen el mismo número de rayos gamma en la tasa de dosis, que 7 Bq kg-1 de 232Th y 130 Bq kg-1 de 40K. El Raeq de una muestra en (Bq/kg) se determina entonces utilizando la siguiente ecuación (UNSCEAR, 1982): 10 1 1, 43 0, 077 713 eq Ra Th k Ra Th k R aC C CC C C=+ + + + [5.4] donde CRa, CTh y CK son las concentraciones de actividad del 226Ra, 232Th y 40K respectivamente. El valor de Raeq en los materiales de construcción se requiere que sea menor que el valor límite de 370 Bq kg-1 (OECD, 1979) para un uso seguro, es decir, para mantener la dosis externa por debajo de 1 mSv/año. Otros límites son los siguientes: 740 Bq kg-1 para uso industrial, 2200 Bq kg1 para carreteras y vías férreas, 3700 Bq kg-1 para los materiales de relleno, y está prohibido el uso de materiales con Raeq> 3700 Bq kg-1 para cualquier construcción (Somlai et al., 1996). Otro parámetro muy utilizado para radioprotección es el Índice de Riesgo por Exposición Externa. Este parámetro fue introducido en 1999 por el documento de la Unión Europea “ Radiation Protection 112: Radiological protection principles concerning the natural radioactivity of buildings materials” (Commission, 1999) con el fin de tener un índice de referencia para limitar las concentraciones de actividad de los radionúclidos naturales presentes en los materiales de construcción, solo teniendo en cuenta la radiación gamma emitida por ellos. El documento “Radiation Protection 112” proporciona una tabla de valores límite para este índice en función del criterio de dosis aprobado y el uso previsto del material (estructural o de acabado). A nivel general, muchos países europeos y no europeos han tomado algunas decisiones con respecto a estos límites máximos, expresados normalmente por medio de una suma (o índice) que habitualmente debe ser inferior o igual a 1. En este trabajo se ha adoptado la siguiente expresión para este índice: 1 370 259 4810 Ra Th K CC C I γ =++ ≤ [5.5] que como puede observarse no es más que el radio equivalente dividido por 370. Para caracterizar el riesgo radiológico a la población de las Islas Canarias Orientales debido a la exposición a la radiación natural procedente de los materiales del suelo, se han determinado la concentración de radio equivalente y el índice de riesgo para cada una de las muestras de suelo de las tres islas estudiadas. L os valores obtenidos se presentan en el Apéndice 8. 258 Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población En la tabla 5.4 se muestran los principales indicadores estadísticos de la concentración de actividad de radio equivalente y del índice de riesgo calculados para las tres islas a partir de los datos medidos. Gran Canaria. Indicadores estadísticos de la concentración de Radio Tabla 5.4 equivalente (Bq/kg) e índice de Riesgo de los radionúclidos determinados. Raeq (Bq/kg) Índice de Riesgo (Iγ) Gran Canaria Fuerteventura Lanzarote Gran Canaria Fuerteventura Lanzarote Media 150,7±8,6 108,4±7,1 77,5±5,4 0,4 0,3 0,2 Máximo 365,9±20,5 537,3±2,5 169,3±11,1 1,0 1,5 0,46 Mínimo 20,4±2,9 8,7±1,5 33,3±2,9 0,1 0.01 0,09 Desv E 67,2±3,2 80,9±4,6 32,6±1,8 0,2 0,2 0,1 Como se desprende del análisis de los valores medios de las tres islas, la concentración media de actividad de radio equivalente (Raeq) de las muestras de suelo son inferiores en los tres casos a 370 Bq/kg de forma que, en promedio, los suelos de las Islas Canarias orientales no presentarían riesgo radiológico según este criterio, tal y como corroboran los valores medios de índice de riesgo que son muy inferiores a la unidad. No obstante hay que tener en cuenta que estos índices están diseñados para el análisis de muestras de materiales para certificar su uso seguro como material de construcción. En este sentido, es más lógico realizar un análisis local para ver si los materiales de determinadas zonas pueden presentar riesgo radiológico al ser utilizados. Para ello, si se analizan los valores máximos, se observa que en el caso de Gran Canaria y de Fuerteventura se alcanza o incluso se supera la unidad en el índice de riesgo. Esto indica que existen zonas localizadas con alto índice de riesgo y Raeq, y puede suponerse que hay materiales en la zona que exceden incluso en mayor medida, los límites, ya que las muestras de suelos pueden estar diluidas debido al transporte de materiales desde otras zonas. Esto implicaría, por ejemplo, que las rocas de estas zonas podrían no ser aptas para ser utilizadas como material de construcción, lo que justifica la necesidad de estudiar las propiedades radiológicas de los litotipos de Gran Canaria y de Fuerteventura que queda como campo abierto de este trabajo. En la figura 5.16 se visualizan los mapas de concentración de actividad de radio equivalente, para las tres Islas. En ellas se puede apreciar, de forma gráfica, lo explicado en el párrafo anterior y así, se ve que Gran Canaria presenta zonas relativamente amplias del interior en las que se obtienen valores cercanos al límite. Esta zona se corresponde, en concordancia con lo discutido en apartados anteriores, con el complejo traquítico-sienítico, la parte más antigua de las isla (13 Ma aprox.), formada en las etapas de escudo y post caldera. La base geológica de esta Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población 259 zona está formada por traquitas, fonolitas, intrusiones sieníticas y riolitas peralcalinas, rocas ígneas ácidas con significativos contenidos de U (en torno a 4,5 ppm) y de Th (15 ppm) (IAEA, 1988). En Fuerteventura, las zonas donde se obtiene mayor nivel de radio equivalente, se encuentran dentro del complejo basal (zona de Betancuria y Pájara) y en zonas muy localizadas de Tindaya, punta de Jadía y Tuineje, en las que afloran pitones sálicos. Es de destacar, dentro del complejo basal, la zona de la presa de las Peñitas y la montaña de la Atalaya en las que se alcanzan los máximos valores. El alto valor del índice de riesgo en la zona de Tindaya es un dato relevante porque existen proyectos, como ya se ha comentado, para abrir explotaciones de piedra dedicada a construcción. El radio equivalente de Lanzarote confirma su bajo perfil radiológico, el menor de España según todos los datos de la literatura científica analizados. Mapas de concentración de Figura 5.17 radio equivalente (Bq/kg) de las tres Islas. 260 Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población 5.4. Estimación de las consecuencias dosimétricas sobre la población. Con objeto de realizar una estimación dosimétrica del efecto de la radiación gamma externa sobre la población de las Islas Canarias Orientales, se ha calculado el porcentaje de población que recibe un determinado rango de dosis y se han comparado los valores obtenidos, con los relativos a los del informe MARNA para el resto de España. Para ello, a partir de la tasa de dosis media por municipio y el número de habitantes de cada municipio se ha confeccionado un diagrama de frecuencias población-dosis equivalente sumando el número total de habitantes de los municipios cuya dosis promedio está dentro de cada intervalo considerado y determinando su porcentaje respecto al total de la población de las Islas Canarias Orientales. De forma similar, se ha procedido con la población de cada provincia de España y la dosis media de cada provincia proporcionada por MARNA. Los diagramas de frecuencia, se muestran en las figuras 5.18 y 5.19. De los resultados que se presentan, cabe destacar que mientras en las islas motivo de este estudio, un 14 % de la población se encuentra sometida a una dosis equivalente superior a 0,7 mSv/a, este porcentaje es del 39% en el caso de la Península. En las islas un 39% de su población recibe una dosis inferior a 0,6 mSv/a frente a un 32% en la Península. En cuanto a los valores máximos, tan sólo el 7,4% de la población de las islas está sometida a una dosis superior a 1 mSv/a, frente al 21,5 % de la población peninsular. En consecuencia podemos concluir que la población de las islas estudiadas recibe, en promedio, menos dosis que la población de la península debido a la radiación natural. Porcentaje de población de las Islas Canarias Orientales y dosis equivalente a la Figura 5.18 cual se ve sometida Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población 261 Porcentaje de población de la España Peninsular y dosis equivalente a la cual se Figura 5.19 ve sometida Otro parámetro que se utiliza para estimar las consecuencias de la radiactividad sobre la población es el llamado “Exceso de riesgo de cáncer para una vida media” (Icrp, 1991), ELCR, que viene dado según la expresión: eq ELCR D DL DR=×× [5.6] donde Deq es la dosis equivalente anual , determinada a partir de la ecuación 5.1 considerando un factor de ocupación de 0,2 para que los resultados sean comparables con los de la literatura (Taskin et al., 2009), DL es la esperanza de vida media (70 años) y DR es el factor de riesgo (en Sv-1) que representa el riesgo de producir cáncer fatal por Sievert. Para efectos estocásticos, ICRP 60 utiliza el valor de 0,05 para la población en general (Icrp, 1991). Este parámetro cuantifica el aumento en la probabilidad de padecer cáncer debido a una determinada dosis. Evidentemente está basado en un modelo probabilista lineal sin dosis umbral. Para cada uno de los municipios de las tres Islas Orientales se ha determinado este índice obteniéndose los valores que se reflejan en la figura 5.20. Se ha incluido también en la figura una línea horizontal correspondiente al valor medio mundial de 2,9×10-4 determinado en el informe UNSCEAR-2000. Los valores de ELCR en el archipiélago están comprendidos entre 2,5×10-4 y 8,8×10-4. Como es lógico los mínimos corresponden a los municipios de la isla de Lanzarote que se encuentra todos por debajo de la media mundial. Fuerteventura presenta valores cercanos a la 262 Capítulo 5 – Análisis de las implicaciones dosimétricas sobre la población media salvo el municipio de Betancuria que se desvía al alza en un factor 2. Esto es lógico pues en esta zona es donde se han encontrado los máximos de tasa de exposición y de concentración de radioisótopos en los afloramientos del complejo Basal. Índice de exceso riesgo de cáncer para una vida media de 70 años debido a la Figura 5.20 radiación natural gamma externa, para cada uno de los municipios de las Islas Canarias Orientales. Siguiendo el comportamiento ya reflejado ampliamente a lo largo de este trabajo de Tesis doctoral Gran Canaria, presenta valores que superan hasta en un factor 3 a la media mundial. El valor máximo de 8,8×10-4 corresponde a Artenara seguido de Mogán (8,2×10-4), Tejeda (7,4×10-4) y San Bartolomé de Tirajana (7,2×10-4). Capítulo 6 Conclusiones y líneas futuras 6.1. Conclusiones Las principales conclusiones del trabajo realizado en esta Tesis Doctoral, se pueden resumir en los siguientes apartados: 1. Se ha puesto en marcha y calibrado los equipos de espectrometría gamma INSPECTOR 1000, equipo analizador multicanal con sonda de INa(Tl) y el detector coaxial de Germanio hiperpuro de rango extendido (XtRa) en configuración vertical Modelo GX3518 7500 SL, ambos de la marca Canberra. 2. Se ha caracterizado la contribución al fondo de los detectores midiendo en distintas sesiones el fondo del laboratorio, elaborando un fondo medio patrón que equivale a un tiempo de medida de unos 25 días. 3. Mediante el software LabSOCS se ha calibrado, para distintas geometrías, la eficiencia del detector coaxial de Germanio hiperpuro de rango extendido (XtRa). 4. Se han diseñado y llevado a cabo campañas de medidas de tasa de exposición en aire de las islas canarias orientales, obteniéndose un total de 320 medidas para la isla de Gran Canaria, 161 para la isla de Fuerteventura, 119 para Lanzarote y 8 para la isla de La Graciosa. 5. A partir de los datos obtenidos y mediante el método de interpolación de krigeado ordinario se han elaborado los mapas de tasa de exposición a un metro del suelo de las islas canarias orientales. 6. Se han comparado los mapas de tasa de exposición de la isla de Gran Canaria obtenidos en una campaña previa, entre los años 1996-1997, con los de la campaña realizada entre los años 2008 y 2012, encontrándose una gran concordancia entre ambos mapas, detectándose las tasas de exposición máximas (con picos de hasta 40 R/h) en las mismas zonas. 7. La distribución de los valores obtenidos en las dos campañas en Gran Canaria mantienen una estrecha relación con las formaciones geológicas de la isla. Las zonas de alta tasa (por encima de 20 R/h) se localizan en el centro, sur y noroeste de la isla, donde se encuentran las formaciones geológicas más antiguas. 266 Conclusiones y líneas futuras 8. La isla de Fuerteventura presenta en promedio una tasa de exposición mucho menor que Gran Canaria (8,16 μR/h frente a 13,52 μR/h). Se han detectado dos zonas de alta de tasa de exposición (40 R/h), localizadas dentro del complejo basal (Betancuria y Pájara) y en zonas muy localizadas de Tindaya, Punta de Jandía y Tuineje, en las que afloran pitones sálicos. 9. El fondo radiológico de la isla de Lanzarote es extraordinariamente bajo comparado con Gran Canaria tal y como corrobora que el valor máximo de los datos es 12 μR/h e igual a la mediana e inferior a la media geométrica de los datos de tasa de exposición de Gran Canaria. 10. Lanzarote presenta valores muy similares en promedio a Fuerteventura; las dos islas tienen, prácticamente, la misma mediana (8 μR/h y 7,5 μR/h), si bien no se han obtenido en la isla los máximos que se encuentran en Fuerteventura. 11. Los mapas de tasa de exposición obtenidos de las islas son concordantes con el comportamiento radiológico que se espera a partir delos mapas geológicos de las islas. 12. Para completar este estudio se han comparado los resultados obtenidos con los mapas de tasa de exposición de la provincia de Santa Cruz de Tenerife elaborados a partir de los datos de Fernández de Aldecoa y con los valores del MARNA. 13. Sólo la isla de Tenerife presenta unos niveles de tasa de exposición similares a la de Gran Canaria. La Gomera, La Palma y El Hierro presentan un fondo radiológico similar a Fuerteventura y Lanzarote. 14. La isla de Gran Canaria presenta una variabilidad radiológica comparable a la encontrada en la Península Ibérica. Prácticamente la mitad de la Isla tiene niveles de tasa de exposición superiores a 18 μR/h, similares a los que miden en las zonas graníticas de Extremadura, la parte oriental de Castilla y León o Galicia. Las Islas de Fuerteventura, Lanzarote y La Graciosa con niveles medios inferiores a 8 μR/h muestran un comportamiento radiológico similar a los encontrados en las provincias del Mediterráneo 15. Para caracterizar los efectos de la radiación gamma sobre la materia se ha obtenido la tasa de dosis absorbida en aire para las islas canarias orientales, que permite comparar con los valores del MARNA y los valores medios de distintos países europeos. 16. Comparado con la media mundial (55 nGyh-1), la Isla de Gran Canaria presenta un fondo radiológico gamma 37% superior. Por el contrario, Lanzarote y Fuerteventura presentan valores un 35% y un 22% por debajo respectivamente, lo que muestra la diferencia de comportamiento de las islas debido a su distinta historia geológica. 17. Como parte del análisis de la radiación gamma natural en la Isla de Gran Canaria se situó una sonda GammaTracer en la cumbre de la isla. Los resultados obtenidos para la serie de un año reflejan una clara componente estacional (variación verano-invierno), una variación día-noche, Apéndice 1 – Unidades radiológicas 273 Se seleccionó arbitrariamente Q = 1 para rayos X y gamma, y para las otras radiaciones los valores dados en la tabla A.1 El factor de calidad da cuenta de los efectos biológicos producidos por las distintas radiaciones, comparados con los producidos por los rayos X y gamma, para una dosis absorbida dada. Así, por ejemplo, un Gray de partículas alfa produce efectos biológicos 20 veces más severos que un Gray de rayos X (según los valores de la tabla A1.1). El factor de calidad Q depende de la densidad de ionización de las diferentes radiaciones. La dosis equivalente es un nuevo concepto que se definió tomando en cuenta el factor de calidad (Vidal-Cuadras and Ortega, 1986). Es igual a la dosis absorbida multiplicada por el factor de calidad. La unidad de dosis equivalente en el S.I. es el Sievert (Sv), definido como: 1 1 Sv Gy Q [A1.8] La antigua unidad es el rem, como 1 rem = 1 rad x Q. 1 0,01 rem Sv [A1.9] Factor de calidad Tabla A1.1 Tipo de radiación Factor de calidad Rayos X, Gamma 1 Electrones 1 Neutrones térmicos 2,3 Neutrones rápidos 10 Protones 10 Partículas alfa 20 1.5. Múltiplos y submúltiplos Es relativamente frecuente utilizar múltiplos o submúltiplos de las unidades de radiación, si se tienen en cuenta los prefijos: c (centi = 10-2), m (mili = l0-3), µ (micro = 10-6), k (kilo = 103), y M (mega = 106) para indicar. Algunas conversiones útiles son: 274 Apéndice 1 – Unidades radiológicas 10 4 71 1 = 3,7 10 = 3,7 10 1 = 3,7 l0 = 3,7 10 =37 1 100 1 1 1 100 1 0,1 1 0,1 1/ 8,69 / (en aire) 1/ 9,57 / Ci Bq MBq mCi Bq MBq MBq Gy rad cGy rad Sv rem mSv rem mSv mrem Rh nGyh Rh nGy            (en tejido) 1 0,7 (para órganos humanos) h Sv Gy Cuadro resumen de unidades Tabla A1.2 Concepto Proceso físico S.I. Unidades antiguas Actividad Desintegración nuclear Bq Ci Exposición Ionización del aire R R Dosis absorbida Energía depositada Gy rad Dosis equivalente Efecto Biológico Sv rem 1.6. Tasa de dosis Las unidades de dosis absorbida y dosis equivalente expresan la cantidad total de radiación recibida, por ejemplo, en una operación dada. Sin embargo, para controlar los riesgos por radiación también es necesario conocer la rapidez (razón o tasa) a la cual se recibe la dosis. Para conocer la razón de dosis /DDT   , se divide la dosis recibida (  D) entre el intervalo de tiempo (  T) correspondiente. La dosis total recibida es igual a la razón de dosis multiplicada por el tiempo de exposición. DDt  [A1.10] Apéndice 2 Calibración y eficiencia del detector INa Inspector 1000 2.1. Introducción. La calibración del detector Inspector 1000 se llevó a cabo en los comienzos de este trabajo de tesis, antes de la adquisición del detector de Germanio, tanto la calibración en energía como en eficiencia se obtuvo mediante las tres muestras patrones ya comentadas en el capítulo 2 y que brevemente se resumen y recuerdan: Características de la muestra patrón IAEA-RGK-1, Potassium Sulfate Tabla A2.1 Núclido Magnitud Unidad Incertidumbre 95% C.I. 40K 14000 Bq/kg 13600-14400 K 448000 mg/kg 445000-451000 Th 6744 -- -- U 7390 -- -- Características de la muestra patrón IAEA-RGU-1, Uranium Ore Tabla A2.2 Núclido Magnitud Unidad Incertidumbre 95% C.I. 232Th <4 Bq/kg -- 235U 228 Bq/kg 226-230 238U 4940 Bq/kg 4910-4970 40K <0,63 Bq/kg -- K <20 mg/kg -- U 400 mg/kg 398-402 276 Apéndice 2.-Calibración y eficiencia del detector INa Inspector 1000. Características de la muestra patrón IAEA-RGTh-1 Tabla A2.3 Núclido Magnitud Unidad Incertidumbre 95% C.I. 232Th 3250 Bq/kg 3160-3340 235U 3 Bq/kg 3,3-3,9 238U 78 Bq/kg 72-84 40K 63 Bq/kg 3,1-9,5 K 200 mg/kg 100-300 Th 800 mg/kg 784-816 U 6,3 mg/kg 5,9-6,7 2.2. Calibración en energía Con el fin de proceder a calibrar el detector en energía y eficiencia, se prepararon tres muestras con cada uno de los patrones. Se llenaron tres botes ( “bote orina” ) hasta una altura de 5,7 cm y antes de roscar la tapa se procedió a colocar sobre la rosca, varias capas de teflón, para impedir la salida del 222Rn. Desde la fecha de cierre y obtención del espectro se dejó transcurrir un periodo de un mes, con el fin de conseguir el equilibrio secular. Para cada una de las muestras se obtuvo un espectro durante un tiempo de 24 horas, dichos espectros se muestran en las figuras A2.1, A2.2 y A2.3. Hay que hacer notar, como la resolución de los mismos es muy inferior a los obtenidos en el Capítulo 2 (apartado 2.2), mediante el espectrómetro XtrA. Figura A2-1 Espectro correspondiente al IAEA-RGK-1, Potassium Sulfate Apéndice 2. .-Calibración y eficiencia del detector INa Inspector 1000. 277 Figura A2-2 Espectro correspondiente al IAEA-RGU-1, Uranium Ore Figura A2-3 Espectro correspondiente al IAEA-RGU-1, Thorium Ore Del estudio de los tres espectros se elabora la tabla A2-4 que estable una relación canal energía: Relación canal energía Tabla A2.4 Canal Energía (KeV) 340 238,6 493 352 804 583 838 609 1522 1120 1968 1460,8 2367 1765 3487 2615,5 278 Apéndice 2.-Calibración y eficiencia del detector INa Inspector 1000. Realizando un ajuste por mínimos cuadrados se llega a establecer una relación lineal entre el número de canal frente a la energía, como se muestra en la figura A2.4 y expresa la ecuación [A2.1]: Figura A2-4 Recta de ajuste canalenergía 0,755 23,16E Canal=×− [A2.1]: 2.3. Resolución en energía Como ya se ha comentado en el capítulo 2, una de las características más importantes de los detectores es la resolución en energía, que es, la capacidad que tiene el detector para distinguir entre dos energías muy próximas. Figura A2-5 FWHM en el fotopico del 40K 1300 1350 1400 1450 1500 1550 1600 1650 0 500 1000 1500 2000 2500 3000 3500 4000 4500 Cuentas Energia (keV) FWHM Apéndice 2. .-Calibración y eficiencia del detector INa Inspector 1000. 279 Para cada una de las energías de interés, se ha calculado el FWHM cada uno de los picos. Los valores quedan reflejados en la tabla A2.5 Energía -FWHM Tabla A2.5 Canal Energía (keV) E FWHM (keV) 340 238,6 15,4 22,2 493 352 18,8 31,5 804 583 24,1 41,3 838 609 24,7 45,8 1522 1120 33,5 58,4 1968 1460,8 38,2 74,6 2367 1765 42,0 78,2 3487 2614,5 51,1 98,1 Realizado un ajuste por mínimos cuadrados entre las columnas tres y cuatro de la tabla A2_5 se obtiene que : 2,08 8,51FWHM E= ×− [A2.2] Que tiene un valor de ( ) 40 4FWHM keV= ± en la línea del 137Cs (661,8 keV) Figura A2-6 Recta de ajuste energía-FWHM 280 Apéndice 2.-Calibración y eficiencia del detector INa Inspector 1000. La resolución se expresa mediante la ecuación: () F WHM RE E  [A2-3a] 0 200 400 600 800 10001200140016001800200022002400260028003000 3 4 5 6 7 8 9 10 11 Resolucion Resolucion (%) Energia (KeV) Figura A2-7 curva que muestra la relación entre resolución y energía.- Puede comprobarse que para 662 E keV  la resolución que se obtiene viene dada por:  2,07 662 7,23 (%) 100 7 0,6 % 662 R  A[2.3b] que coincide con el valor dado por el fabricante( ver apartado 3.2 Apéndice 3 ). 2.4. Eficiencia del detector Se define la eficiencia absoluta del fotopico  , para la energía E, como la probabilidad de que un fotón gamma de esa energía, sea contabilizado en el fotopico correspondiente a la misma: () () NE TE   [A2.4] Donde ()NE es el número de cuentas registradas en el fotopico de energía E y ()TEes el número de fotones de dicha energía emitidos por la fuente en todas las direcciones. Dicha relación entre los fotones emitidos y los detectados, es función del espectro energético de la radiación gamma emitida por la muestra, de la geometría y composición de la misma, así como de las dimensiones del detector, y disposición relativa fuente-detector. Apéndice 2. .-Calibración y eficiencia del detector INa Inspector 1000. 281 Dado que ()TE depende de la actividad de la fuente, para determinar la eficiencia, es preciso disponer de fuentes de actividad conocida y medir el número de cuentas registradas en el fotopico de interés. A tal fin, se han dispuesto tres muestras una con cada uno de los patrones IAEA-RGK1, IAEA-RGU-1 y IAEA-RGTh-1 en lo que se denomina geometría “Bote Orina” Las muestras contienen: 147,10 g , 142,80 g y 128,38 g de RGK-1, RGU-1 y RGTh-1 respectivamente, las cuales llenan por completo el recipiente (h=5,7 cm). 0400 800 1200 1600 2000 2400 2800 0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 Cuentas Energia (keV) t=259200 s Figura A2-8 .Espectro del fondo de laboratorio para un tiempo de 259200 s Previamente a la determinación del espectro de cada una de las muestras patrones se procedió a determinar el espectro del fondo del laboratorio y para ello se obtuvo el espectro durante un tiempo de 259200 s de un bote idéntico a los empleados para la preparación de los patrones, conteniendo agua destilada hasta una altura de 5,7 cm. Para cada pico de interés del espectro, se le resta las cuentas del fondo, multiplicado por el factor muestra fondo t t     en donde: muestra t es el tiempo de medida de la muestra. y fondo t el tiempo de medida del fondo (259200 s). En la figura A2-8 se muestra el espectro del fondo, así como la intensidad relativa de las líneas. Cabe destacar el pico correspondiente a la emisión de rayos X de 76 keV debidos al blindaje de plomo, a pesar de la existencia de láminas de cobre y estaño para reducir dicha emisión . 282 Apéndice 2.-Calibración y eficiencia del detector INa Inspector 1000. Figura A2-9 .Análisis del espectro mediante Genie2000 2.4.1. Eficiencia para cada una de las líneas de interés Para la actividad de 40K se tiene en cuenta la línea de emisión (1460,8 keV) para el 238U la línea (609 keV del 214Bi) y para el 232Th la que corresponde al 208Tl (2614,5 keV). A partir de la ecuación A2.4 / (c/s) a m Area t Am   [A2.5] Siendo / a Area t el área de cada pico dividido por el tiempo de acumulación y (c/s) m A la actividad de la muestra en el momento de la medida en /Bq kg ln2 00 (c/s) ( ) ( ) t T m AAePEAPE    [A2.6] Aproximadamente igual a la actividad inicial 0 ()APE pues tT. ()PE es la fracción de rayos  emitidos (razón de ramificación) y T el periodo de desintegración de la fuente. Apéndice 3 Calibración y características de los equipos utilizados. 289 Figura A3.3. Correlación entre el equipo Ludlium Micro 12S de referencia y las sondas GammaTracer. La correlación de 0,9417 nos indica un acuerdo excelente, entre los dos detectores. 290 Apéndice 3 Calibración y características de los equipos utilizados. 3.2. Hoja características del espectrómetro Inspector 1000 , Nu~H"- . P .. k to Vd ley puh "..--an Data r .. t.d. by TJ:STSHIIT IprOn -] Na! (TII ETL l" ~ ~265 OllJ~6 , " eh"nnel nu_r . " 11 1811L .- CS-In 1662 ~evl " • ,/, '" '" .. , , 28 Octobe~OJ Luuk T~ n - -;;;;;,- SCION'. HOLLAHO a", ~.o. 80. 1.03 , UaO ce ." .... " •• T ... N ............... o. TI L. *1 (0 '30 •• '" OS>2. ,. ... S, 10'30 l •• 751" ...... ,1. : .C'O .... . w ..... .. Apéndice 3 Calibración y características de los equipos utilizados. 291 3.3. Hoja de características del espectrómetro XtRa CANBERRA D ETECTO R SI' EC IF ICAT ION AN D PE RF OR MA NC E DA TA Spuin.;.t;' •• -- , C",, __ ' "'-"P o r,.,. MóJot I s .... , .... .. , lUUlI n.o ___ , !k. """, ..! ___ ... '" ..... ,'" ~,ol"' .. "".- ..... follo", 1I«to0t.&l_« """" . .. I!' ~_ , 21" lino,",,,," LI!l. le,V ( f \titl~) " , )) M.V __ ,.V (rIlo'TM)" I J) M,V .I1l ~'v (f \tiHM) "1l.I....RY __ "V (nHM\" __ f'>1lCom p"'" ll..l C""""'" ~ ' , 1I diam<!tr __ \ti, Q "'po>. __ ." • ti ". R_"",nJ<d _ '" .... Vd< l..!m!5lIl Vd< L ..... <o~ .... "_...- b ... W "" C"" ... , ... II d<poII 0)'''''''' '' ''''''''" Prt .. ,,¡MI<t ' ''' "" ' 01 ",""" .. t«_'" ' 0114< :..II.i 1'<1< M ... I., io • • • d r.m,I< .. ~ w"' , .. " , ... ,""""" 01 l>tk , ."....,.1 1, 2<)10 , " •• Apéndice 4 Códigos geológicos Tabla A4.1 Códigos geológicos (GRAFCAN, 2013) Código Nombre Descripción Borde de colada 173 Coladas basálticas Coladas basálticas de espesor individual comprendido entre 2 y 4 m., con disyunción columnar en sección. Niveles de almagres intercalados, de espesor, generalmente, no superior al metro. 174 Conos de tefra y piroclásticos basálticos Niveles de espesor métrico, o conos enterrados, constituidos por material piroclástico de color ocreanaranjado, y granulometría fina. 183 Coladas basálticas Coladas basálticas, con disyunción columnar en sección. 194 Coladas basálticas y basálticas olivínicas Basaltos porfídicos o afaníticos, en coladas de espesor individual de hasta 10-12 m. Estructura prismática (disyunción columnar), en sección. 195 Delgados recubrimientos de lapillis sobre coladas basálticas en el Edificio Famara 205 Coladas basálticas y basálticas olivínicas Basaltos olivínicos, porfídicos o afaníticos. 209 Coladas basálticas, basálticas olivínicas y olivínico-piroxénicas, de diversas alineaciones volcánicas, coladas basálticas "intracayon" del bco. Teneguime y coladas basálticas pahoehoe. Basaltos olivínicos, generalmente porfídicos y de matriz afanítica. Espesores individuales de hasta 10-40 m. para las coladas “intracanyon”. 213 Conos de tefra de diversas alineaciones volcánicas. Lapillis, con frecuencia oxidados, de tamaños centimétricos, escorias y bombas (éstas, de hasta 60-70 cm., de tamaño). Enclaves duníticos. 218 Coladas basálticas y basálticas olivínicas de diversas alineaciones volcánicas. Basatlos afaníticos vesiculares, con fenocristales de olivino. Enclaves duniticos. 294 Apéndice 4.-Códigos geolólgicos. Código Nombre Descripción 224 Depósitos piroclásticos y arenosos alterados. Materiales areno-arcillosos, de color anaranjado, procedentes de la alteración edáfica de material piroclástico-arenoso. Presencia frecuente de nódulos y niveles ferruginosos. 225 Depósitos aluvio-coluviales, arenoarcillosos. Materiales areno-arcillo-llimosos, de color marrón rojizo, y espesor inferior a 4-5 m. A veces, pequeñas intercalaciones de material detrítico más grueso (coluvial), procedente de relieves próximos. 226 Arenas eólicas y arenas sobre sustrato. Arenas sueltas, de color claro (blanco, amarillento, raramente asalmonado), finas, organógenas, de espesor variable (por lo general menor de 2 m. pero, a veces, más de 10 m.). Presencia de helícidos. A veces, encostramiento a techo. 227 Coladas basálticas y basálticas olivínicas de diversas alineaciones volcánicas. Basaltos olivínicos, por lo general porfídicos, con textura afieltrada, con enclaves duníticos (escasos o abundantes, según las coladas) y enclaves sedimentarios esporádicos. 229 Conos de tefra, centros de emisión (lapilli, escorias y bombas) de diversas alineaciones volcánicas. Lapillis (de tamaños más comunes 1,5 – 3 cm.), escorias y bombas (de hasta 50 cm.). Enclaves duníticos, y bloques lávicos decimétricos, a veces. 230 Piroclastos de dispersión de diversas alineaciones volcánicas. Lapillis finos. 234 Coladas basálticas de la alineación de Montaña Bermeja. Basaltos olivínicos porfídicos. 238 Piroclastos de dispersión. Lapillis finos. Espesor a veces superior a los 2 m. 239 Coladas basálticas y basálticas olivínicas.Basaltos olivínicos vesiculares, con frecuencia “aa” y, a veces, pahoehoe. Espesor, generalmente de 1-4 m. (a veces, mayor de 10 m.). Disyunción columnar. 243 Coladas basálticas y basálticas olivínicas.Basaltos olivínicos en mayor parte microporfídicos. Enclaves duníticos. 246 Coladas basálticas y basálticas olivínicas Basaltos olivínicos habitualmente microporfídicos. Enclaves duníticos. 248 Coladas basálticas y basálticas olivínicas.Basaltos olivínicos, por lo general, microporfídicos. Enclaves duníticos. 249 Conos de tefra. Lapillis, escorias y bombas. Enclaves duníticos. 250 Coladas basálticas y basálticas olivínicas.Basaltos afaníticos o microporfídicos, olivínicos, con frecuencia de tipo pahoehoe. Enclaves duníticos. 253 Piroclastos de dispersión de los tres episodios. Manto de lapilli fino, negro, de espesor métrico. Presenta estructuras típicas de depósitos eólilcos, tales Apéndice 4.-Códigos geológicos. 295 Código Nombre Descripción como laminación paralela y estratificación cruzada. 258 Depósitos de ladera y coluviones (arenas y gravas). Cantos y bloques de tamaño centi-decimétrico, heterométricos, angulosos o subangulosos, sin ordenación interna, y espesores hasta decamétricos (en zonas de mayores relieves). Material piroclástico derrubiado, sin selección ni ordenación. 269 Conos de tefra estrombolianos Acumulaciones de lapilli, bombas y escorias. 291 Lavas basáltico-olivínicas, olivínicopiroxénicas y plagioclásicas, con traquibasaltos subordinados. Hawaiitas, banmoreitas y mugearitas. Apilamientos de coladas basalticas, con intercalaciones de almagres, más frecuentes hacia la parte alta. Hacia la parte baja, las coladas son más de tipo pahoehoe, y con potencias individuales de 1 - 2,5 m. 299 Coladas riolítico-traquíticas. Rocas criptocristalinas con abundantes fenocristales feldespáticos de 2-4 mm. y lajeado característico. Se disponen como coladas masivas de 15-25 m. de espesor individual, local e internamente brechificadas, y con base obsidiánica. Potencia del conjunto. 302 Ignimbritas, coladas piroclásticas y coladas riolítico - traquiticas peralcalinas. Apilamientos de ignimbritas de colores gris-crema, con bases obsidiánicas. También aparecen vitrófidos rojizos. Espesor del conjunto, de 200 a más de 350 m. 304 Tobas ignimbríticas y coladas riolitico - traquíticas peralcalinas. Apilamiento de coladas, la mayor parte de las veces, ignimbríticas, de composición traquitica peralcalilna, con niveles de sedimentos y depósitos epiclásticos. También se presentan niveles lávicos intercalados, sills y materiales riolitico-traquíticos brechificados. 305 Tobas ignimbríticas y coladas riolitico - traquíticas peralcalinas. Complejo de diques del "Cone Sheet" entre 10 y 60 %. Apilamiento de coladas frecuentemente ignimbríticas, de composición traquitica peralcalilna, con niveles de sedimentos y depósitos epiclásticos. 306 Tobas ignimbríticas y coladas riolitico - traquíticas peralcalinas. Complejo de diques del "Cone Sheet" mayor del 70 %. Apilamiento de coladas frecuentemente ignimbríticas, de composición traquitica peralcalilna, con niveles de sedimentos y depósitos epiclásticos. También se presentan niveles lávicos intercalados, sills y materiales riolitico-traquíticos brechificados. 308 Sienitas alcalinas y peralcalinas. Rocas de color grisáceo, con facies variable: porfídica (fenocristales de hasta más de 1 cm.), microsienítica o, menos frecuente, pegmatítica. Cuando porfídicas están constituídas por fenocristales de feldespato potásico y nefelina en una pasta de grano. 309 Brecha volcánica central del "Cone sheet" Rocas de aspecto cataclástico y polimíctico, con abundantes fragmentos (aproximadamente, el 70%) traquíticos y traquibasálticos de 2 - 10 cm. de tamaño, y escasa matriz. 296 Apéndice 4.-Códigos geolólgicos. Código Nombre Descripción 311 Ignimbritas y lavas fonolítico-traquíticas peralcalinas. Ignimbritas con intercalaciones de lavas fonoliticas y fonolitico-traquíticas. Las ignimbritas presentan aspectos variables, entre tobáceos, poco flameados, y eutaxíticos, con soldadura intensa. 317 Lavas fonolíticas, fonolítico-nefelínicas y, a veces, traquíticas, peralcalinas. Apilamiento de coladas fonolíticas, traquíticas y traquifonolíticas de 2-22 m. de espesor individual, color verdoso, característicamente lajeadas y frecuentemente afaníticas (tan solo suelen destacar, a veces, cristales de sanidina de 2-4 mm.). Espesores. 321 Tobas e ignimbritas no soldadas de tipo "ash and pumice". Rocas de color blanquecino-naranja, compuestas por fragmentos muy vesiculares de pómez (60-80%) (de tamaño milimétrico pero que pueden llegar a los 18 cm.), no aplastados ni soldados, fragmentos líticos subangulosos (35-40%), generalmente fonolíticos. 324 Sedimentos aluviales: conglomerados y arenas. Conglomerados heterométricos, monomícticos, de cantos predominantemente fonolíticos de tamaño decimétrico, raramente métrico. Materiales arenosos como niveles intercalados con los anteriores. Espesor de conjunto, 10-70 m. 325 Conglomerados y arenas continentales con intercalaciones de niveles detríticos marinos. Conglomerados heterométricos, monomícticos, de cantos redondeados fonolíticos verdosos y 15-30 cm. de tamaño medio (máximo de hasta 9,5 - 1 m.). 329 Facies detríticas de arenas y conglomerados poco clasificados ("mud flows" y lahares frios). Facies Santidad. Conglomerados heterométricos de 8-70 cm. de tamaño de cantos. Cantos de basanitas y tefritas del Ciclo Roque Nublo. Arenas como matriz de los conglomerados o en niveles poco importantes. Depósitos volcanoclásticos. de materiales detríticos gruesos y depósitos 333 Lavas basálticas, basáltico olivinicopiroxénicas, ankaramíticas, basaníticas y tefríticas. Hawaiitas, benmoreitas. Conjunto de espesor igual o superior a 200m., de coladas "aa" de espesor individual variable entre 2 y 10m. (excepcionalmente, 20-30 m.). Presentan bases muy escoriáceas y zonas internas masivas, poco vesiculares, así como lajeado subhorizontal. 334 Conos de tefra y conos piroclásticos (lapillis, escorias y bombas). Conos de altura inferior a 100m. y de tipo estromboliano, constituídos por lapillis, escorias y bombas bien estratificados, y con granulometrías diversas. Presentan color rojizo-ocre y acusada consolidación. 336 Alternancia de brechas y coladas. Diferenciación cartográfica que engloba brechas de tipo Roque Nublo e intercalaciones lávicas traquíticas, fonolíticas y tefríticas similares a las de otros términos del Ciclo Roque Nublo. Se presenta cortada por diques basanitico-tefríticos. 338 Brecha volcánica Roque Nublo (f.d.: facies deslizadas), (f.c.: facies central ). Conjunto de materiales brechoides, de espesores máximos del orden de 500 m. (en las proximidades del Pico de las Nieves), dispuestos en potentes mantos de espesor individual variable entre 5 y 60 m. Son litolo- Apéndice 4.-Códigos geológicos. 297 Código Nombre Descripción gías de colores crema y marrón oscuro. 339 Gabros alcalinos de grano medio, y pegmatoides. Gabros oscuros de tamaño de grano medio-grueso, con cristales de piroxeno y olivino (frecuentemente alterado) y facies pegmatoides asociadas. El conjunto se presenta atravesado por diques. 341 Intrusiones y pitones de fonolitas, fonolitas y foiditas hauynicas. Generalmente se trata de estructuras de tipo cumulodomos y domos derramados, de extensión hectométrica y disyunción columnar frecuente. Son materiales a veces de color gris claro, con fenocristales feldespáticos. 347 Depósitos de deslizamientos gravitacionales. Brechas y materiales epiclásticos. Depósitos brechoides caóticos que muestran espesores variables, normalmente superiores a 60 m. y frecuentemente cercanos a 100 m., pudiendo alcanzar hasta 200-300 m. en determinados lugares. 350 Lapillis, depósitos epiclásticos y freatomagmáticos. Tobas marrones con fragmentos basaltico-basaníticos de 4-15 cm.de tamaño. Lapillis y arenas finas, interestratificadas. Depósitos con hasta 20-30 m. de espesor de conjunto. 353 Lavas basanítico-nefeliníticas, basálticas y basáltico olivínico-piroxénicas. Tefritas subordiriadas (tp=intercalaciones de tobas piroclásticas). Coladas masivas y de hasta 2-3 m. de espesor individual. Ligera disyunción columnar. Rocas oscuras, porfídicas (olivinico-piroxénicas), con matriz afanítica o con tramos vesiculares. Espesor de conjunto variable según sectores: 15-20 m. o hasta 100-150 m. 355 Conos de tefra y piroclásticos (lapillis, escorias y bombas, y piroclástos basálticos olivínico-piroxénicos y basaníticos). Acumulaciones de lapillis, escorias y bombas, de color negro en fresco, y rojizo cuando alteradas. 359 Piroclastos de dispersión. Acumulaciones de material de tamaño lapilli, y a veces, escorias. 361 Depósitos de deslizamientos gravitacionales. Depósitos caóticos heterométricos, formados por cantos subangulosos de 50-60 cm. de tamaño, y bloques de hasta 30 m3, a veces algo empastados en material arcillo-arenoso. Los cantos y bloques son de naturaleza variada, predominantemente sálica. 362 Lavas basanítico-nefeliniticas, tefriticofonolíticas, basaníticas y basálticas. Apilamientos tabulares de coladas de 2-10 m. de potencia individual, dispuestos a veces rellenando paleovalles (coladas "intracanyon"). Coladas generalmente de tipo "aa", con disyunción columnar, y con menor frecuencia "pahoehoe". 363 Conos de tefra y piroclásticos (lapillis, escorias y bombas,y piroclastos nefeliníticos, basaníticos y tefríticos). Edificios con morfologías cónicas o tronco-cónicas, a veces calderiformes, con perfiles asimétricos, de unos 20 - 200 m. de altura. Constituídos por lapillis, escorias y bombas, de color negro o rojizo, dependiendo del 298 Apéndice 4.-Códigos geolólgicos. Código Nombre Descripción grado de alteración meteórica. 364 Piroclastos de dispersión. Acumulaciones de material de tamaño lapilli. Espesor métrico. 368 Lavas basaníticas y basaníticonefeliníticas. Coladas de tipo "aa" de hasta 15-20 m. de espesor y 250-300 m. de anchura, con disyunción columnar grosera. Rocas frecuentemente afaníticas, o de textura microporfídica, con abundantes fenocristales de olivino y augita. 369 Conos piroclásticos y conos de tefra (lapillis, escorias y bombas). Conos de cinder de 150-625 m. de extensión y 120 m. de altura. Constituídos por lapillis (de 0,5 - 4 cm.), escorias (a veces de tipo "spatter") y bombas (de 1050 cm., más raramente hasta 1 m.). Estos materiales piroclásticos pueden tener colores negros. 373 Conos de tefra: piroclastos tefríticofonolíticos Cono piroclástico, sin cráter somital, de 0,3 km2 de extensión y 160 m. de altura, constituído por bombas, escorias y lapillis negros heterométricos (3-12 cm., de tamaño). 375 Arenas de playa con cantos y Strombus, calcarenitas. Depósito denominado también "Rasa Jandiense" o "Terraza baja de Las Palmas" (localizada, en este caso, entre el istmo de Guanarteme y la zona sur de la ciudad). Se encuentra a 7-10 m. sobre el nivel del mar en Las Palmas y alrededores. 377 Lavas basaníticas. Recorrido y espesores variables según sectores (2-3 m., 7-8 m., 4-12 m.). En seccilón presentan disyunción columnar no siempre patente o, a veces, disyunción esferoidal. Son rocas oscuras con cristales. 378 Conos de tefra y piroclásticos (lapillis, escorias y bombas). Conos de cinder o escorias ("spatter cones"), de 80190 m. de altura y unos 500-1000 m. de extensión, constituídos por lapillis (de 1-6 cm.), bombas y escorias (de hasta 70 cm.) de color negro, o amarillento por oxidación. 379 Piroclastos de dispersión. Lapillis de 1-2 cm. de tamaño, dispuestos en mantos de hasta 3-8 m. de espesor. Alternan, a veces, con niveles finos de tipo "surge" (en la zona de Santa Brígida, procedentes de la Caldera de Bandama). 381 Piroclastos de dispersión de Bandama. Constituyen una gran extensión al sur de los afloramientos eruptivos de Bandama, con espesores de 1,5 - 4 m. Se trata de lapillis negros finos (de 0,5 - 1 cm. de tamaño), alternando con niveles de tipo "surge", de color crema. 383 Sedimentos conglomeráticos y arenas fluviales ("fan-delta"). Formación de gravas, arenas y limos marrones, denominada por algunos autores Formación Tirajana, correspondiendo probablemente a abanicos aluviales. Apéndice 5 Características geológicas y geográficas de los puntos de muestra. 5.1. Gran Canaria Tabla A5.1 Puntos Gran Canaria Punto X(UTM) Y(UTM) Municipio Cdgo.Geol Altitud TGC1 442596 3097427 San Mateo 339 1218 TGC2 426290 3096346 San Nicolás 361 226 TGC3 438999 3095015 Tejeda 306 1225 TGC4 426290 3096346 San Nicolás 361 176 TGC5 420760 3089057 San Nicolás 392 214 TGC6 461506 3087634 Ingenio 353 17 TGC7 457258 3097622 Telde 381 260 TGC8 441555 3068682 San Bartolomé 388 10 TGC9 427809 3087238 Mogán 392 262 TGC10 433242 3077418 Mogán 311 424 TGC11 433365 3080714 Mogán 311 655 TGC12 442328 3112529 Moya 362 200 TGC13 462003 3092665 Telde 394 46 TGC14 432773 3107439 Agaete 377 138 TGC15 447468 3106878 Arucas 317 532 TGC16 426269 3096166 San Nicolás 304 141 TGC17 442943 3111773 Moya 317 309 TGC18 452400 3111643 Las Palmas de GC 384 105 TGC19 427770 3095603 Artenara 305 250 TGC20 445144 3092675 San Mateo 353 1860 TGC21 447513 3112583 Arucas 353 161 TGC22 424414 3087448 San Nicolás 291 333 TGC23 433076 3082312 Mogán 338 720 TGC24 439544 3103813 Moya 353 1066 TGC25 457315 3107403 Las Palmas de GC 325 102 TGC26 422864 3097317 San Nicolás 361 83 TGC27 448534 3091862 Ingenio 361 1525 TGC28 427537 3101022 Agaete 384 274 306 Apéndice 5.-Características geológicas y geográficas de los puntos de muestra. Punto X(UTM) Y(UTM) Municipio Cdgo.Geol Altitud TGC29 443009 3094823 San Mateo 350 1715 TGC30 442129 3075319 San Bartolomé 392 110 TGC31 451113 3075312 San Bartolomé 317 58 TGC32 437029 3111503 Gáldar 384 249 TGC33 450164 3074497 San Bartolomé 317 61 TGC34 457872 3092668 Telde 362 282 TGC35 444320 3081607 San Bartolomé 347 395 TGC36 427993 3086519 Mogán 291 233 TGC37 431466 3086535 Mogán 302 784 TGC38 433939 3088706 Tejeda 0 877 TGC39 439997 3092213 San Bartolomé 305 1223 TGC40 446325 3106723 Teror 353 678 TGC41 453423 3080738 Santa Lucía 383 171 TGC42 446778 3084091 San Bartolomé 347 486 TGC43 437540 3074141 San Bartolomé 334 275 TGC44 455134 3101334 Las Palmas de GC 378 482 TGC45 455631 3105449 Las Palmas de GC 329 300 TGC46 455405 3105376 Las Palmas de GC 362 300 TGC47 455438 3105142 Las Palmas de GC 362 317 TGC48 455082 3105003 Las Palmas de GC 362 317 TGC49 455586 3106105 Las Palmas de GC 362 256 TGC50 458422 3116442 Las Palmas de GC 355 151 TGC29A 442983 3094824 San Mateo 350 1718 TGC29E 442931 3094828 San Mateo 350 1718 TGC29B 443001 3094810 San Mateo 350 1718 TGC29C 443022 3094819 San Mateo 350 1718 TGC29D 442948 3094788 San Mateo 350 1718 TGC55 449776 3112807 Arucas 362 132 TGC56 448738 3111134 Arucas 373 393 TGC57 447567 3108628 Arucas 317 365 TGC58 446341 3106742 Teror 353 673 TGC59 444934 3104014 Teror 359 776 TGC60 443029 3101158 Valleseco 379 1130 TGC61 441053 3100500 Valleseco 353 1395 TGC62 438947 3100897 Gáldar 379 1488 TGC63 440333 3099683 Valleseco 355 1581 TGC64 441460 3097216 San Mateo 353 1573 TGC65 440836 3097931 Tejeda 333 1430 TGC66 440811 3096119 Tejeda 341 1157 TGC67 438724 3096004 Tejeda 308 1085 TGC68 438724 3096004 Tejeda 308 1085 TGC69 437823 3093352 Tejeda 333 1334 Apéndice 5.-Características geológicas y geográficas de los puntos de muestra. 307 Punto X(UTM) Y(UTM) Municipio Cdgo.Geol Altitud TGC70 441496 3092842 Tejeda 338 1635 TGC71 442117 3094528 Tejeda 362 1689 TGC72 450049 3099036 Santa Brígida 333 663 TGC73 453804 3100649 Santa Brígida 338 519 TGC74 455272 3102012 Las Palmas de GC 377 287 TGC75 448218 3098970 San Mateo 353 788 TGC76 442320 3093889 Tejeda 353 1674 TGC77 439905 3092893 Tejeda 338 1427 TGC78 455070 3088247 Agüimes 353 323 TGC79 448705 3090557 Agüimes 353 1335 TGC80 453970 3084885 Agüimes 353 205 TGC81 446667 3084885 San Bartolomé 0 384 TGC82 453369 3096233 Valsequillo 392 363 TGC83 461073 3084428 Agüimes 394 4 TGC84 459177 3082697 Agüimes 355 34 TGC85 454884 3079866 Santa Lucía 383 125 TGC86 436453 3070276 San Bartolomé 317 24 TGC87 434720 3080685 Mogán 291 188 TGC88 434192 3075920 San Bartolomé 392 74 TGC89 430844 3073677 Mogán 311 84 TGC90 428079 3076367 Mogán 302 65 TGC91 426380 3077840 Mogán 392 50 TGC92 425119 3078284 Mogán 302 45 TGC93 440298 3081304 San Bartolomé 299 319 TGC94 439654 3079195 San Bartolomé 311 487 TGC95 450720 3083788 Agüimes 392 300 TGC96 459163 3098749 Telde 321 104 TGC97 451330 3097648 Valsequillo 333 551 TGC98 451149 3094680 Valsequillo 384 675 TGC99 453997 3095057 Telde 368 403 TGC100 450665 3110186 Arucas 329 261 TGC101 434767 3114224 Gáldar 364 34 TGC102 432525 3114725 Gáldar 384 60 TGC103 435103 3105232 Agaete 291 388 TGC104 432892 3107555 Agaete 377 126 TGC105 431816 3109348 Agaete 353 113 TGC106 436193 3110226 Gáldar 353 410 TGC107 437199 3108626 Gáldar 353 700 TGC108 436826 3105382 Gáldar 353 1004 TGC109 440616 3103886 Moya 353 975 TGC110 442630 3108896 Moya 353 492 308 Apéndice 5.-Características geológicas y geográficas de los puntos de muestra. Punto X(UTM) Y(UTM) Municipio Cdgo.Geol Altitud TGC111 451709 3097282 Valsequillo 317 560 TGC112 451311 3107267 Las Palmas de GC 333 298 TGC113 450907 3106026 Las Palmas de GC 353 399 TGC114 448776 3105228 Teror 333 522 TGC115 438653 3100042 Artenara 336 1435 TGC116 436811 3099490 Artenara 338 1261 TGC117 434340 3100342 Artenara 306 1121 TGC118 433073 3103439 Artenara 304 1300 TGC119 431540 3104156 Agaete 304 1161 TGC120 431444 3101967 Artenara 305 1244 TGC121 433565 3098730 Artenara 353 953 TGC122 431896 3096872 Artenara 308 588 TGC123 430465 3096581 Artenara 308 290 TGC124 427122 3096085 Artenara 305 157 TGC125 449608 3074147 San Bartolomé 333 42 TGC126 449957 3075324 San Bartolomé 317 75 TGC127 447880 3074361 San Bartolomé 317 44 TGC128 439490 3085126 San Bartolomé 387 578 TGC129 440065 3082593 San Bartolomé 347 482 TGC130 457171 3111558 Las Palmas de GC 388 62 TGC131 447550 3073503 San Bartolomé 392 28 TGC132 440241 3072836 San Bartolomé 392 60 TGC133 444009 3103398 Valleseco 353 904 TGC134 451126 3103048 Las Palmas de GC 317 573 TGC135 451120 3099602 Santa Brígida 338 751 TGC136 461505 3087604 Ingenio 353 17 TGC137 453573 3109961 Las Palmas de GC 355 260 TGC138 457812 3100220 Telde 381 170 TGC139 442982 3094815 San Mateo 350 1719 TGC140 444075 3093262 San Mateo 353 1915 TGC141 447526 3101254 Santa Brígida 333 761 TGC142 447072 3098558 San Mateo 363 991 TGC143 442473 3097408 San Mateo 339 1196 TGC144 441315 3098480 San Mateo 338 1532 TGC145 439890 3099877 Valleseco 379 1651 TGC146 442112 3100015 Valleseco 336 1328 TGC147 444570 3107642 Firgas 353 622 TGC148 431619 3104005 Agaete 304 1162 TGC149 433393 3098837 Artenara 353 955 TGC150 432816 3107607 Agaete 377 124 TGC151 431727 3112201 Gáldar 359 45 TGC152 439497 3111374 Guía 353 401 Apéndice 5.-Características geológicas y geográficas de los puntos de muestra. 309 Punto X(UTM) Y(UTM) Municipio Cdgo.Geol Altitud TGC153 437141 3108672 Gáldar 353 701 TGC154 436560 3105404 Gáldar 353 936 TGC155 441792 3105537 Moya 353 835 TGC156 447659 3096558 Valsequillo 384 960 TGC157 442080 3093014 Tejeda 353 636 TGC158 437438 3091175 Tejeda 305 1073 TGC159 432345 3088762 Tejeda 304 972 TGC160 436920 3072498 San Bartolomé 338 198 TGC161 448545 3074047 San Bartolomé 317 54 TGC162 456132 3081686 Santa Lucía 383 95 TGC163 460312 3088315 Ingenio 394 70 TGC164 449151 3083701 Santa Lucía 353 562 TGC165 441702 3090293 San Bartolomé 384 1171 TGC166 461913 3097802 Telde 394 44 TGC167 455751 3096904 Telde 381 373 TGC168 451421 3096734 Valsequillo 353 541 TGC169 443024 3073926 San Bartolomé 317 186 TGC170 444273 3081580 San Bartolomé 347 391 TGC171 443919 3087297 San Bartolomé 347 913 TGC172 440539 3081531 San Bartolomé 299 361 5.2. Fuerteventura Tabla A5.2 Puntos Fuerteventura Punto X(UTM) Y(UTM) Municipio Cdgo.Geol Altitud TFT1 552040 3106917 Pájara 576 40 TFT2 587901 3138491 Pájara 423 341 TFT3 600851 3164049 La Oliva 549 156 TFT4 582628 3141907 Pájara 537 27 TFT5 574943 3115716 Pájara 546 67 TFT6 589129 3123911 Tuineje 468 71 TFT7 604000 3124000 Tuineje 484 112 TFT8 588992 3129014 Tuineje 570 154 TFT9 603808 3128979 Antigua 576 125 TFT10 593966 3129959 Tuineje 535 134 TFT11 593788 3134018 Tuineje 549 190 TFT12 583513 3143814 Betancuria 540 81 TFT13 600415 3144290 Antigua 541 219 TFT14 593286 3149096 Betancuria 407 256 TFT15 608960 3149043 P del Rosario 576 83 310 Apéndice 5.-Características geológicas y geográficas de los puntos de muestra. Punto X(UTM) Y(UTM) Municipio Cdgo.Geol Altitud TFT16 600996 3154036 P del Rosario 576 379 TFT17 560601 3104389 Pájara 576 86 TFT18 571484 3111337 Pájara 576 80 TFT19 612670 3158686 P del Rosario 551 40 TFT20 606860 3174079 La Oliva 562 102 TFT21 601383 3178978 La Oliva 562 2 TFT22 610745 3151175 P del Rosario 551 12 TFT23 589129 3151194 Betancuria 537 44 TFT24 599592 3163226 La Oliva 519 180 TFT25 597055 3172291 La Oliva 549 19 TFT26 614146 3170052 La Oliva 562 14 TFT27 609908 3137169 Antigua 577 1 TFT28 607256 3155051 P del Rosario 551 245 TFT29 599485 3163222 La Oliva 519 169 TFT30 582067 3140245 Pájara 408 5 TFT31 612904 3177440 La Oliva 574 5 TFT32 592625 3146304 Betancuria 407 580 TFT33 595498 3146640 Antigua 535 308 TFT34 592421 3146395 Betancuria 407 591 TFT35 610266 3137633 Antigua 541 21 TFT36 609844 3136895 Antigua 484 26 TFT37 594792 3134050 Tuineje 549 170 TFT38 588635 3139598 Betancuria 399 41 TFT39 588635 3139598 Betancuria 439 425 TFT40 599792 3151177 P del Rosario 520 261 TFT41 599485 3163222 La Oliva 519 169 TFT42 599488 3163228 La Oliva 519 169 TFT43 613558 3161720 La Oliva 551 23 TFT44 560846 3104259 Pájara 538 65 TFT45 557953 3108070 Pájara 576 124 TFT46 549819 3105762 Pájara 573 6 TFT47 575093 3115819 Pájara 546 60 TFT48 608046 3163428 La Oliva 570 230 TFT49 605644 3164396 La Oliva 570 221 TFT50 594435 3162892 La Oliva 405 22 TFT51 603739 3177910 La Oliva 562 40 TFT52 605473 3172749 La Oliva 570 76 TFT53 595002 3156394 P del Rosario 576 117 TFT54 593865 3150431 Betancuria 407 264 TFT55 608613 3154908 P del Rosario 551 226 TFT56 600143 3143806 Antigua 541 211 TFT57 592156 3143690 Betancuria 577 357 Apéndice 5.-Características geológicas y geográficas de los puntos de muestra. 311 Punto X(UTM) Y(UTM) Municipio Cdgo.Geol Altitud TFT58 583828 3135199 Pájara 577 125 TFT59 570343 3108790 Pájara 576 48 TFT60 573497 3113778 Pájara 546 67 TFT61 577635 3121120 Pájara 468 47 TFT62 582575 3130558 Pájara 489 336 TFT63 584339 3135218 Pájara 422 145 TFT64 588052 3138949 Pájara 423 344 TFT65 588947 3140385 Betancuria 440 340 TFT66 606918 3142823 Antigua 541 96 TFT67 604271 3139275 Antigua 549 116 TFT68 604371 3134714 Antigua 576 68 TFT69 597366 3126394 Tuineje 577 39 TFT70 589636 3129417 Tuineje 405 184 TFT71 588750 3130047 Tuineje 577 195 TFT72 602552 3159388 P del Rosario 556 361 TFT73 600465 3163181 La Oliva 576 176 TFT74 602590 3172547 La Oliva 560 69 TFT75 602836 3168425 La Oliva 549 166 TFT76 609792 3155044 P del Rosario 551 130 TFT77 587410 3122004 Tuineje 576 47 TFT78 567735 3105604 Pájara 535 59 TFT79 563971 3103102 Pájara 535 49 TFT80 599590 3163237 La Oliva 519 181 TFT81 588607 3139598 Pájara 439 420 TFT82 605175 3133509 Antigua 572 56 TFT83 587605 3128904 Tuineje 570 193 TFT84 596517 3171452 La Oliva 578 0 TFT85 610568 3179559 Corralejo 562 4 TFT86 614095 3174282 La Oliva 578 0 TFT87 613786 3157067 P del Rosario 578 0 TFT88 596071 3120934 Tuineje 578 0 TFT89 576791 3115805 Pájara 546 2 TFT90 571212 3108155 Pájara 504 3 TFT91 563713 3102852 Pájara 577 2 TFT92 594533 3148838 Betancuria 577 230 TFT93 597080 3153378 P del Rosario 549 169 TFT94 593508 3155901 P del Rosario 450 110 TFT95 594559 3153966 P del Rosario 407 125 TFT96 560778 3109857 Pájara 578 5 TFT97 588036 3119475 Tuineje 577 50 TFT98 583138 3128705 Tuineje 407 352 312 Apéndice 5.-Características geológicas y geográficas de los puntos de muestra. Punto X(UTM) Y(UTM) Municipio Cdgo.Geol Altitud TFT99 599719 3124946 Tuineje 577 74 TFT100 597846 3149130 P del Rosario 570 239 TFT101 602872 3150048 P del Rosario 541 229 TFT102 607118 3168956 La Oliva 558 202 TFT103 607896 3159137 P del Rosario 551 305 TFT104 580926 3118244 Pájara 484 74 TFT105 584425 3118231 Pájara 484 15 TFT106 593174 3139961 Antigua 577 354 5.3. Lanzarote Tabla A5.2 Puntos Lanzarote Punto X(UTM) Y(UTM) Municipio Cdgo.Geol Altitud TLZ1 635305 3209632 San Bartolomé 226 272 TLZ2 637060 3222302 Teguise 226 39 TLZ3 613970 3197934 Yaiza 218 36 TLZ4 647564 3222919 Haría 224 123 TLZ5 643413 3221097 Teguise 194 581 TLZ6 616434 3200197 Yaiza 218 144 TLZ7 618277 3191450 Yaiza 173 24 TLZ8 615565 3206083 Yaiza 227 81 TLZ9 645406 3226212 Haría 238 294 TLZ10 644638 3236635 La Graciosa (Teguise) 269 52 TLZ11 629722 3219656 Tinajo 227 44 TLZ12 623307 3198989 Yaiza 213 61 TLZ13 619012 3198726 Yaiza 174 394 TLZ14 635404 3211262 Teguise 250 251 TLZ15 641190 3218342 Teguise 225 316 TLZ16 635782 3211174 Teguise 226 242 TLZ17 641190 3218342 Teguise 225 316 TLZ18 623832 3200972 Yaiza 258 152 TLZ19 615696 3206067 Yaiza 227 86 TLZ20 636926 3219706 Teguise 226 80 TLZ21 643833 3212231 Teguise 225 148 TLZ22 636419 3204483 San Bartolomé 227 37 TLZ23 642326 3207896 Teguise 227 65 TLZ24 627909 3216228 Tinajo 227 195 TLZ25 621678 3208434 Yaiza 248 358 TLZ26 650249 3232367 Haría 239 37 TLZ27 628915 3220219 Tinajo 234 22 TLZ28 620564 3208055 Yaiza 249 273 TLZ29 625526 3215517 Tinajo 227 173 Apéndice 5.-Características geológicas y geográficas de los puntos de muestra. 313 Punto X(UTM) Y(UTM) Municipio Cdgo.Geol Altitud TLZ30 644610 3221508 Haría 195 597 TLZ31 621988 3208992 Tinajo 249 420 TLZ32 634508 3219861 Teguise 229 135 TLZ33 632728 3208516 San Bartolomé 250 301 TLZ34 651389 3232914 Haría 9 2 TLZ35 629990 3217463 Tinajo 227 127 TLZ36 619723 3208230 Yaiza 249 311 TLZ37 631264 3207465 Tias 253 323 TLZ38 647438 3231322 Haría 224 404 TLZ39 649627 3219044 Haría 243 47 TLZ40 629354 3205314 Tias 229 320 TLZ41 639518 3209507 Arrecife 230 189 TLZ42 651374 3232818 Haría 239 5 TLZ43 621381 3209294 Tinajo 248 339 TLZ44 626089 3203992 Tias 253 376 TLZ45 620777 3200064 Yaiza 183 334 TLZ46 610878 3193699 Yaiza 258 22 TLZ47 617407 3194408 Yaiza 258 45 TLZ48 647083 3225248 Haría 209 291 TLZ49 624216 3215134 Tinajo 246 130 TLZ50 612286 3194316 Yaiza 205 77 TLZ51 620645 3209418 Yaiza 248 304 TLZ52 619682 3208672 Yaiza 253 249 TLZ53 621756 3208468 Yaiza 248 361 TLZ54 622339 3208703 Tinajo 249 448 LG2 644101 3239535 Teguise 229 0 LG3 642258 3233239 Teguise 229 15 TLZ55 644794 3219295 Teguise 205 442 TLZ56 632239 3200549 Tías 205 14 TLZ57 633670 3219886 Teguise 226 92 TLZ58 651408 3232871 Haría 209 3 TLZ59 642266 3210845 Teguise 227 151 TLZ60 627693 3213599 Tinajo 227 259 TLZ61 618141 3197584 Yaiza 258 183 TLZ62 641116 3215800 Teguise 225 331 TLZ63 623789 3198686 Yaiza 227 23 Apéndice – 6– Tablas tasa exposición y dosis.. 321 Punto X UTM Y UTM Municipio Altitud Tasa Fondo nGyh-1 mSva-1 GC235 420314 3088717 San Nicolás de Tolentino 170 7 3,7 61 0,37 GC236 420614 3095723 San Nicolás de Tolentino 195 10 3,7 87 0,53 GC237 423665 3085990 San Nicolás de Tolentino 247 6 3,8 52 0,32 GC238 423675 3097646 San Nicolás de Tolentino 103 18 3,7 157 0,96 GC239 424342 3100492 San Nicolás de Tolentino 542 18 4,0 157 0,96 GC240 424861 3095522 San Nicolás de Tolentino 90 25 3,7 218 1,33 GC241 425583 3095936 San Nicolás de Tolentino 147 40 3,7 348 2,13 GC242 426342 3089132 San Nicolás de Tolentino 660 7 4,2 61 0,37 Media aritmética San Nicolás de Tolentino 14 3,9 124,9 0,77 GC243 453804 3100649 Santa Brígida 519 12 4,0 104 0,64 GC244 450049 3099036 Santa Brígida 663 12 4,2 104 0,64 GC245 451120 3099602 Santa Brígida 751 12 4,3 104 0,64 Media aritmética Santa Brígida 12 4,2 104,4 0,64 GC246 457200 3077800 Santa Lucía 35 16 3,7 139 0,85 GC247 457473 3077949 Santa Lucía 71 15 3,7 131 0,80 GC248 456132 3081686 Santa Lucía 95 16 3,7 139 0,85 GC249 454884 3079866 Santa Lucía 125 16 3,7 139 0,85 GC250 454158 3082222 Santa Lucía 206 8 3,7 65 0,40 GC251 452500 3080000 Santa Lucía 233 9 3,8 78 0,48 GC252 450720 3083788 Santa Lucía 300 10 3,8 87 0,53 GC253 452500 3082500 Santa Lucía 361 7 3,9 61 0,37 GC254 446667 3084885 Santa Lucía 384 8 3,9 70 0,43 GC255 447500 3085000 Santa Lucía 501 14 4,0 122 0,75 GC256 450000 3082500 Santa Lucía 511 20 4,0 174 1,07 GC257 449151 3083701 Santa Lucía 562 9 4,1 78 0,48 GC258 449151 3083710 Santa Lucía 562 9 4,1 78 0,48 GC259 447500 3082500 Santa Lucía 717 25 4,3 218 1,33 GC260 447500 3087500 Santa Lucía 774 9 4,4 78 0,48 Media aritmética SantaLucía 13 3,9 110,5 0,68 GC261 442080 3093014 Tejeda 636 14 4,2 122 0,75 GC262 439017 3097770 Tejeda 1010 19 4,8 165 1,01 GC263 437438 3091175 Tejeda 1073 40 4,9 348 2,13 GC264 438724 3096004 Tejeda 1085 27 4,9 235 1,44 GC265 432500 3092500 Tejeda 1155 40 5,0 348 2,13 GC266 437000 3092800 Tejeda 1156 17 5,0 148 0,91 GC267 440811 3096119 Tejeda 1157 18 5,0 157 0,96 GC268 437823 3096186 Tejeda 1215 9 5,2 78 0,48 GC269 438302 3092000 Tejeda 1219 40 5,2 348 2,13 GC270 435080 3091967 Tejeda 1235 19 5,2 165 1,01 GC271 440000 3092500 Tejeda 1285 25 5,3 218 1,33 GC272 437242 3096282 Tejeda 1306 13 5,4 113 0,69 GC273 439002 3095021 Tejeda 1323 38 5,4 331 2,03 GC274 437823 3093352 Tejeda 1334 12 5,4 104 0,64 322 Apéndice 6– Tablas tasa exposición y dosis. Punto X UTM Y UTM Municipio Altitud Tasa Fondo nGyh-1 mSva-1 GC275 441496 3092842 Tejeda 1635 24 6,2 209 1,28 GC276 442042 3093020 Tejeda 1684 12 6,3 104 0,64 GC277 442117 3094528 Tejeda 1689 10 6,3 87 0,53 GC278 442700 3092900 Tejeda 1716 9 6,4 78 0,48 GC279 434581 3093944 Tejeda 1076 11 4,9 96 0,59 GC280 437767 3096192 Tejeda 1181 12 5,1 104 0,64 GC281 440630 3097181 Tejeda 1344 12 5,5 104 0,64 GC282 442514 3093878 Tejeda 1691 10 6,3 87 0,53 Media aritmética Tejeda 20 5,4 170,4 1,05 GC283 462000 3092500 Telde 43 6 3,7 52 0,32 GC284 461913 3097802 Telde 44 12 3,7 104 0,64 GC285 461500 3097500 Telde 53 10 3,7 87 0,53 GC286 461815 3097677 Telde 91 11 3,7 96 0,59 GC287 462001 3092669 Telde 97 8 3,7 70 0,43 GC288 459163 3098749 Telde 104 18 3,7 157 0,96 GC289 457812 3100220 Telde 170 12 3,7 104 0,64 GC290 457500 3097500 Telde 214 12 3,8 104 0,64 GC291 457244 3097598 Telde 301 16 3,8 139 0,85 GC292 457869 3092672 Telde 327 8 3,8 65 0,40 GC293 457500 3092500 Telde 346 11 3,8 96 0,59 GC294 455751 3096904 Telde 373 10 3,9 87 0,53 GC295 453347 3093218 Telde 750 10 4,3 87 0,53 GC296 452500 3092500 Telde 823 9 4,4 78 0,48 GC297 451667 3093020 Telde 943 8 4,6 70 0,43 GC298 453293 3091444 Telde 766 7 4,3 61 0,37 GC299 457772 3100219 Telde 174 12 3,7 104 0,64 GC300 458396 3091792 Telde 217 12 3,8 104 0,64 GC301 459189 3093442 Telde 213 11 3,8 96 0,59 Media aritmética Telde 11 3,9 92,7 0,57 GC302 448776 3105228 Teror 522 14 4,0 122 0,75 GC303 447300 3102600 Teror 757 11 4,3 96 0,59 GC304 447526 3101254 Teror 761 12 4,3 104 0,64 Media aritmética Teror 12 4,2 107,3 0,66 GC305 442120 3102561 Valleseco 919 12 4,6 104 0,64 GC306 442400 3102600 Valleseco 982 13 4,7 113 0,69 GC307 443029 3101158 Valleseco 1130 14 5,0 122 0,75 GC308 442112 3100015 Valleseco 1328 10 5,4 87 0,53 GC309 441053 3100500 Valleseco 1395 7 5,6 61 0,37 GC310 440836 3097931 Valleseco 1430 25 5,7 218 1,33 GC311 441315 3098480 Valleseco 1532 12 5,9 104 0,64 GC312 440333 3099683 Valleseco 1581 10 6,0 87 0,53 Media aritmética Valleseco 13 5,4 112,0 0.69 GC313 453997 3095057 Valsequillo 403 12 3,9 104 0,64 GC314 452500 3097500 Valsequillo 456 14 4,0 122 0,75 Apéndice – 6– Tablas tasa exposición y dosis.. 323 Punto X UTM Y UTM Municipio Altitud Tasa Fondo nGyh-1 mSva-1 GC315 451421 3096734 Valsequillo 541 15 4,0 131 0,80 GC316 451330 3097648 Valsequillo 551 13 4,1 113 0,69 GC317 451709 3097282 Valsequillo 560 40 4,1 348 2,13 GC318 451149 3094680 Valsequillo 675 10 4,2 87 0,53 GC319 447500 3092500 Valsequillo 1486 10 5,8 83 0,51 GC320 447644 3096549 Valsequillo 972 14 4,7 122 0,75 Media aritmética Valsequillo 16 4,3 138,7 0,85 Media aritmética Gran Canaria 14,9 4,2 129,0 0,79 Máximo 40,0 7,0 348,0 2,13 Mínimo 4 3,7 35,0 0,21 Desviación estándar 7,15 0,77 62,3 0,38 6.2. Fuerteventura Tabla A6.2 Puntos de medida con la altitud (m), , tasa exposición (µR/h) fondo (µR/h), dosis (nGyh-1) y dosis equivalente (mSva-1) de la isla de Fuerteventura. Punto X UTM Y UTM Municipio Altitud Tasa Fondo nGyh-1 mSva-1 FT1607500 3128400 Antigua 0 8 3,769,60,43 FT2609000 3134000 Antigua 34 5 3,743,50,27 FT3609000 3144000 Antigua 41 7 3,760,90,37 FT4608500 3138500 Antigua 54 5 3,743,50,27 FT5603000 3138500 Antigua 159 8 3,769,60,43 FT6598000 3139000 Antigua 190 9 3,778,30,48 FT7599000 3144000 Antigua 231 10 3,887,00,53 FT8593000 3140000 Antigua 367 12 3,9104,40,64 FT9593600 3144200 Antigua 594 13 4,1113,10,69 FT10594792 3139050 Antigua 293 12 3,8104,40,64 FT11600143 3143806 Antigua 206 10 3,787,00,53 FT12604000 3129000 Antigua 120 11 3,795,70,59 FT13604000 3134000 Antigua 74 5 3,743,50,27 FT14604000 3144000 Antigua 170 9 3,778,30,48 FT15604271 3139275 Antigua 116 9 3,778,30,48 FT16604345 3134683 Antigua 68 8 3,769,60,43 FT17604371 3134713 Antigua 68 9 3,778,30,48 FT18606919 3142821 Antigua 91 9 3,778,30,48 FT19609456 3137874 Antigua 12 9 3,778,30,48 Media aritmética Antigua 8,8 3,776,90,47 FT20587300 3148800 Betancuria 94 5 3,743,50,27 FT21586000 3140000 Betancuria 126 7 3,760,90,37 FT22590800 3141000 Betancuria 288 17 3,8147,90,91 FT23593000 3149000 Betancuria 292 5 3,843,50,27 324 Apéndice 6– Tablas tasa exposición y dosis. Punto X UTM Y UTM Municipio Altitud Tasa Fondo nGyh-1 mSva-1 FT24589000 3144000 Betancuria 398 11 3,995,70,59 FT25588800 3139500 Betancuria 433 40 3,9348,02,13 FT26589000 3139300 Betancuria 495 10 4,087,00,53 FT27584244 3141924 Betancuria 43 10 3,787,00,53 FT28588607 3139598 Betancuria 396 30 3,9261,01,60 FT29588947 3140385 Betancuria 328 14 3,8121,80,75 FT30592155 3143689 Betancuria 357 15 3,9130,50,80 Media aritmética Betancuria 14,9 3,8129,70,80 FT31605300 3180400 La Oliva 0 7 3,760,90,37 FT32596600 3175000 La Oliva 3 4,5 3,739,20,24 FT33609500 3180850 La Oliva 9 9 3,778,30,48 FT34597200 3175400 La Oliva 15 3 3,726,10,16 FT35602000 3178900 La Oliva 15 7 3,760,90,37 FT36597800 3174600 La Oliva 21 11 3,795,70,59 FT37612000 3174000 La Oliva 34 4 3,734,80,21 FT38596000 3169000 La Oliva 40 6 3,752,20,32 FT39606200 3179000 La Oliva 41 7 3,760,90,37 FT40596000 3164000 La Oliva 55 9 3,778,30,48 FT41612500 3164000 La Oliva 58 5 3,743,50,27 FT42602500 3172500 La Oliva 67 5 3,743,50,27 FT43602000 3174400 La Oliva 69 7 3,760,90,37 FT44608000 3178500 la Oliva 80 7 3,760,90,37 FT45612500 3170300 La Oliva 96 9 3,778,30,48 FT46607000 3174000 La Oliva 97 9 3,778,30,48 FT47601000 3170800 La Oliva 108 5 3,743,50,27 FT48603600 3171000 La Oliva 110 5 3,743,50,27 FT49600000 3173200 La Oliva 118 7 3,760,90,37 FT50602500 3170000 La Oliva 129 6,5 3,756,60,35 FT51598500 3159500 La Oliva 155 11 3,795,70,59 FT52602500 3169000 La Oliva 159 5 3,743,50,27 FT53601000 3164000 La Oliva 160 9 3,778,30,48 FT54607000 3169000 La Oliva 201 9 3,778,30,48 FT55606000 3164000 La Oliva 230 8 3,869,60,43 FT56599485 3163222 La Oliva 320 28 3,8243,61,49 FT57599590 3163237 La Oliva 320 30 3,8261,01,60 FT58600000 3163500 La Oliva 321 40 3,8348,02,13 FT59594435 3162892 La Oliva 15 9 3,778,30,48 FT60600465 3163181 La Oliva 175 20 3,7174,01,07 FT61600468 3163192 La Oliva 175 20 3,7174,01,07 FT62600664 3163490 La Oliva 175 22 3,7191,41,17 FT63602590 3172547 La Oliva 76 6 3,752,20,32 FT64602836 3168425 la Oliva 170 8 3,769,60,43 FT65603739 3177910 La Oliva 42 10 3,787,00,53 FT66604000 3170000 La Oliva 151 7 3,760,90,37 Apéndice – 6– Tablas tasa exposición y dosis.. 325 Punto X UTM Y UTM Municipio Altitud Tasa Fondo nGyh-1 mSva-1 FT67605473 3172749 la Oliva 87 9 3,778,30,48 FT68605644 3164396 La Oliva 223 10 3,887,00,53 FT69608046 3163428 La Oliva 363 11 3,995,70,59 FT70613558 3161720 la Oliva 25 8 3,769,60,43 Media aritmética La Oliva 10,3 3,789,80,55 FT71570500 3107500 Pájara 0 7 3,760,90,37 FT72561000 3109800 Pájara 3 4 3,721,80,13 FT73584500 3118300 Pájara 11 6,5 3,756,60,35 FT74550100 3107000 Pájara 12 5 3,743,50,27 FT75563500 3103200 Pájara 27 7 3,760,90,37 FT76552200 3106800 Pájara 37 7 3,760,90,37 FT77569400 3107700 Pájara 42 11 3,795,70,59 FT78575000 3116000 Pájara 59 4 3,726,10,16 FT79561000 3104500 Pájara 68 7 3,760,90,37 FT80581000 3118000 Pájara 76 6 3,752,20,32 FT81579000 3124000 Pájara 106 7 3,760,90,37 FT82552500 3107800 Pájara 120 20 3,7174,01,07 FT83567000 3106500 Pájara 131 9 3,778,30,48 FT84572000 3111000 Pájara 131 4 3,726,10,16 FT85561800 3108800 Pájara 150 9 3,778,30,48 FT86584000 3134000 Pájara 174 6 3,752,20,32 FT87556000 3106800 Pájara 195 5 3,743,50,27 FT88584000 3139900 Pájara 198 5 3,743,50,27 FT89572000 3115000 Pájara 205 4 3,726,10,16 FT90559000 3107900 Pájara 214 10 3,887,00,53 FT91587500 3136800 Pájara 233 8 3,869,60,43 FT92566000 3106000 Pájara 268 4 3,834,80,21 FT93564000 3105200 Pájara 275 5 3,843,50,27 FT94566000 3111000 Pájara 279 8 3,869,60,43 FT95580000 3129000 Pájara 305 7 3,860,90,37 FT96589300 3135200 Pájara 334 16 3,8139,20,85 FT97588000 3138500 Pájara 343 13 3,8113,10,69 FT98589000 3133500 Pájara 390 9 3,978,30,48 FT99549819 3105762 Pájara 8 6 3,752,20,32 FT100551858 3106366 Pájara 16 6 3,752,20,32 FT101557952 3108070 Pájara 124 6 3,752,20,32 FT102560841 3104259 Pájara 64 7 3,760,90,37 FT103560846 3104259 Pájara 64 7 3,760,90,37 FT104560952 3108787 Pájara 70 8 3,769,60,43 FT105563971 3103102 Pájara 43 8 3,769,60,43 FT106567735 3105604 Pájara 58 8 3,769,60,43 FT107570334 3108708 Pájara 41 7 3,760,90,37 FT108573497 3113778 Pájara 66 4 3,734,80,21 326 Apéndice 6– Tablas tasa exposición y dosis. Punto X UTM Y UTM Municipio Altitud Tasa Fondo nGyh-1 mSva-1 FT109575093 3115819 Pájara 59 4 3,734,80,21 FT110577635 3121120 Pájara 46 8 3,769,60,43 FT111582575 3130558 Pájara 327 10 3,887,00,53 FT112583828 3135199 Pájara 143 9 3,778,30,48 FT113584339 3135218 Pájara 154 8 3,769,60,43 FT114588052 3138949 Pájara 361 12 3,9104,40,64 Media aritmética Pájara 10,3 3,789,80,40 FT115613000 3159000 Puerto del Rosario 25 7 3,760,90,37 FT116611000 3154000 Puerto del Rosario 65 7 3,760,90,37 FT117593000 3159000 Puerto del Rosario 88 5 3,743,50,27 FT118590000 3152500 Puerto del Rosario 89 7 3,760,90,37 FT119596000 3154000 Puerto del Rosario 167 8 3,769,60,43 FT120606000 3154000 Puerto del Rosario 231 6 3,852,20,32 FT121598000 3149000 Puerto del Rosario 264 11 3,895,70,59 FT122608000 3159000 Puerto del Rosario 288 7 3,860,90,37 FT123603000 3149000 Puerto del Rosario 343 12 3,8104,40,64 FT124603200 3159000 Puerto del Rosario 354 11 3,995,70,59 FT125601000 3154000 Puerto del Rosario 373 7 3,960,90,37 FT126593865 3150431 Puerto del Rosario 266 7 3,860,90,37 FT127594523 3148714 Puerto del Rosario 247 8 3,869,60,43 FT128595002 3156394 Puerto del Rosario 122 10 3,787,00,53 FT129599792 3151177 Puerto del Rosario 264 8 3,869,60,43 FT130602552 3159388 Puerto del Rosario 363 14 3,9121,80,75 FT131608613 3154908 Puerto del Rosario 210 8 3,769,60,43 FT132609792 3155044 Puerto del Rosario 126 8 3,769,60,43 FT133611120 3153998 Puerto del Rosario 60 7 3,760,90,37 Media aritmética Puerto del Rosario 8,3 3,872,30,44 FT134594700 3120500 Tuineje 11 8 3,769,60,43 FT135595000 3127000 Tuineje 59 7 3,760,90,37 FT136599500 3124600 Tuineje 59 9 3,778,30,48 FT137594000 3124000 Tuineje 60 7 3,760,90,37 FT138589200 3123500 Tuineje 65 9 3,778,30,48 FT139588500 3119500 Tuineje 76 7 3,760,90,37 FT140599800 3129000 Tuineje 88 9 3,778,30,48 FT141584000 3144000 Tuineje 111 7 3,760,90,37 FT142604000 3124000 Tuineje 112 7 3,760,90,37 FT143594000 3129500 Tuineje 119 7 3,760,90,37 FT144598200 3132850 Tuineje 125 9 3,778,30,48 FT145599200 3132850 Tuineje 125 9 3,778,30,48 FT146597200 3133200 Tuineje 139 10 3,787,00,53 FT147598000 3133450 Tuineje 140 10 3,787,00,53 FT148584000 3124000 Tuineje 144 7 3,760,90,37 FT149588000 3120500 Tuineje 144 11 3,795,70,59 FT150597000 3134000 Tuineje 156 4 3,734,80,21 Apéndice – 6– Tablas tasa exposición y dosis.. 327 Punto X UTM Y UTM Municipio Altitud Tasa Fondo nGyh-1 mSva-1 FT151599000 3134000 Tuineje 164 9 3,778,30,48 FT152597500 3133600 Tuineje 166 11 3,795,70,59 FT153589000 3129000 Tuineje 173 7 3,760,90,37 FT154594000 3134000 Tuineje 183 7 3,760,90,37 FT155594500 3136000 Tuineje 224 5 3,843,50,27 FT156583500 3129000 Tuineje 344 6 3,852,20,32 FT157587410 3122004 Tuineje 145 9 3,778,30,48 FT158588750 3130047 Tuineje 195 10 3,787,00,53 FT159588765 3130041 Tuineje 193 10 3,787,00,53 FT160589636 3129417 Tuineje 170 8 3,769,60,43 FT161597366 3126394 Tuineje 40 9 3,778,30,48 Media aritmética Tuineje 8,1 3,770,80,43   Media aritmética Fuerteventura 9,1 3,778,80,48 Máximo 40 4,13482,13 Mínimo 4 3,721,80,13 Desviación estándar 5,47 0,0544,030,27 6.3. Lanzarote Tabla A6.3 Puntos de medida con la altitud (m), , tasa exposición (µR/h) fondo (µR/h), dosis (nGyh-1) y dosis equivalente (mSva-1) de la isla de Lanzarote Punto X UTM Y UTM Municipio Altitud Tasa Fondo nGyh-1 mSva-1 LZ1 642242 3204449 Arrecife 18 4 3,7 34,8 0,21 LZ2 642296 3207957 Arrecife 67 10 3,7 87,0 0,53 Media aritmética Arrecife 7 3,7 60,9 0,37 LZ3 650833 3233308 Haría 17 7 3,7 60,9 0,37 LZ4 641740 3221556 Haría 69 6 3,7 52,2 0,32 LZ5 647556 3223113 Haría 119 8,3 3,7 72,2 0,44 LZ6 618218 3194936 Haría 126 6,7 3,7 58,3 0,36 LZ7 648746 3229052 Haría 292 7,3 3,8 63,5 0,39 LZ8 645407 3226206 Haría 301 8,3 3,8 72,2 0,44 LZ9 647700 3232554 Haría 468 9 4,0 78,3 0,48 LZ10 643833 3212231 Haría 147 9 3,7 78,3 0,48 LZ11 644610 3221508 Haría 558 12 4,1 104,4 0,64 LZ12 644630 3221496 Haría 556 12 4,1 104,4 0,64 LZ13 647081 3225238 Haría 287 10 3,8 87,0 0,53 LZ14 647083 3225248 Haría 289 10 3,8 87,0 0,53 LZ15 647437 3231374 Haría 407 10 3,9 87,0 0,53 LZ16 647438 3231322 Haría 405 10 3,9 87,0 0,53 LZ17 649627 3219044 Haría 47 5 3,7 43,5 0,27 LZ18 649660 3218935 Haría 50 5 3,7 43,5 0,27 328 Apéndice 6– Tablas tasa exposición y dosis. Punto X UTM Y UTM Municipio Altitud Tasa Fondo nGyh-1 mSva-1 LZ19 650240 3232345 Haría 38 8 3,7 69,6 0,43 LZ20 651374 3232818 Haría 6 6 3,7 52,2 0,32 LZ21 651389 3232914 Haría 2 4 3,7 34,8 0,21 LZ22 651408 3232871 Haría 3 6,0 3,7 52,2 0,32 Media aritmética Haría 8,0 3,8 69,4 0,43 LZ23 637478 3205050 San Bartolomé 66 6 3,7 52,2 0,32 LZ24 633678 3205993 San Bartolomé 256 8 3,8 69,6 0,43 LZ25 635305 3209631 San Bartolomé 288 9 3,8 78,3 0,48 LZ26 630977 3210478 San Bartolomé 315 4 3,8 34,8 0,21 LZ27 632728 3208516 San Bartolomé 303 10 3,8 87,0 0,53 LZ28 632743 3207939 San Bartolomé 311 10 3,8 87,0 0,53 LZ29 636408 3204539 San Bartolomé 39 6 3,7 52,2 0,32 LZ30 636419 3204483 San Bartolomé 37 6 3,7 52,2 0,32 Media aritmética San Bartolomé 7,4 3,8 64,2 0,39 LZ31 646312 3209493 Teguise 37 9,1 3,7 79,2 0,49 LZ32 637016 3222287 Teguise 51 5 3,7 43,5 0,27 LZ33 648957 3217047 Teguise 69 7,8 3,7 67,9 0,42 LZ34 638201 3220306 Teguise 80 4 3,7 34,8 0,21 LZ35 637970 3216576 Teguise 130 5 3,7 43,5 0,27 LZ36 643022 3211423 Teguise 154 9 3,7 78,3 0,48 LZ37 636679 3214229 Teguise 188 5 3,7 43,5 0,27 LZ38 643908 3213285 Teguise 188 9,5 3,7 82,7 0,51 LZ39 647452 3213437 Teguise 188 6,1 3,7 53,1 0,33 LZ40 639463 3209639 Teguise 204 8 3,7 69,6 0,43 LZ41 649116 3211812 Teguise 290 5,7 3,8 49,6 0,30 LZ42 641621 3217244 Teguise 325 7,7 3,8 67,0 0,41 LZ43 644408 3218212 Teguise 354 8 3,9 69,6 0,43 LZ44 643491 3221058 Teguise 593 8,2 4,1 71,3 0,44 LZ45 632925 3220534 Teguise 58 5 3,7 43,5 0,27 LZ46 633032 3215600 Teguise 207 6 3,7 52,2 0,32 LZ47 633169 3217697 Teguise 135 4 3,7 34,8 0,21 LZ48 633170 3217693 Teguise 135 4 3,7 34,8 0,21 LZ49 633670 3219886 Teguise 93 4,0 3,7 34,8 0,21 LZ50 633757 3211496 Teguise 276 11 3,8 95,7 0,59 LZ51 635782 3211174 Teguise 245 6 3,8 52,2 0,32 LZ52 636926 3219706 Teguise 83 5 3,7 43,5 0,27 LZ53 637471 3219453 Teguise 714 5 4,3 43,5 0,27 LZ54 639518 3209507 Teguise 190 9 3,7 78,3 0,48 LZ55 639527 3209508 Teguise 191 9 3,7 78,3 0,48 LZ56 639641 3215790 Teguise 292 8 3,8 69,6 0,43 LZ57 640394 3212969 Teguise 206 9 3,7 78,3 0,48 LZ58 641116 3215800 Teguise 345 8,0 3,8 69,6 0,43 LZ59 641190 3218342 Teguise 316 12 3,8 104,4 0,64 LZ60 641740 3221556 Teguise 65 6,8 3,7 59,2 0,36 Apéndice – 6– Tablas tasa exposición y dosis.. 329 Punto X UTM Y UTM Municipio Altitud Tasa Fondo nGyh-1 mSva-1 LZ61 642266 3210845 Teguise 158 8,0 3,7 69,6 0,43 LZ62 642326 3207896 Teguise 60 10 3,7 87,0 0,53 LZ63 643956 3212303 Teguise 145 9 3,7 78,3 0,48 LZ64 644794 3219295 Teguise 442 6,0 3,9 52,2 0,32 LZ65 648025 3209860 Teguise 16 12 3,7 104,4 0,64 Media aritmética Teguise 7,3 3,8 63,4 0,39 LZ66 626574 3201314 Tías 104 8 3,7 69,6 0,43 LZ67 628877 3202406 Tías 177 8,3 3,7 72,2 0,44 LZ68 626085 3203993 Tías 378 8 3,9 69,6 0,43 LZ69 629354 3205314 Tías 318 9 3,8 78,3 0,48 LZ70 631252 3200759 Tías 35 8 3,7 69,6 0,43 LZ71 632239 3200549 Tías 15 6,0 3,7 52,2 0,32 Media aritmética Tías 7,9 3,7 68,6 0,42 LZ72 629720 3219656 Tinajo 54 10,3 3,7 89,6 0,55 LZ73 627332 3214460 Tinajo 230 8 3,8 69,6 0,43 LZ74 623589 3210267 Tinajo 307 6,2 3,8 53,9 0,33 LZ75 630616 3208925 Tinajo 315 5 3,8 43,5 0,27 LZ76 627456 3207139 Tinajo 341 7,8 3,8 67,9 0,42 LZ77 621382 3209308 Tinajo 353 7 3,9 60,9 0,37 LZ78 619682 3208665 Tinajo 250 6 3,8 52,2 0,32 LZ79 619682 3208672 Tinajo 252 6 3,8 52,2 0,32 LZ80 620645 3209418 Tinajo 304 6 3,8 52,2 0,32 LZ81 621678 3208434 Tinajo 360 4 3,9 34,8 0,21 LZ82 621738 3208492 Tinajo 358 6 3,9 52,2 0,32 LZ83 621756 3208468 Tinajo 361 6 3,9 52,2 0,32 LZ84 622339 3208703 Tinajo 447 6 3,9 52,2 0,32 LZ85 624216 3215134 Tinajo 134 8 3,7 69,6 0,43 LZ86 624237 3215136 Tinajo 132 6 3,7 52,2 0,32 LZ87 625526 3215517 Tinajo 174 8 3,7 69,6 0,43 LZ88 627693 3213599 Tinajo 261 6,0 3,8 52,2 0,32 LZ89 627909 3216228 Tinajo 195 8 3,7 69,6 0,43 LZ90 627992 3213236 Tinajo 282 8 3,8 69,6 0,43 LZ91 628914 3220228 Tinajo 21 7 3,7 60,9 0,37 LZ92 628915 3220219 Tinajo 19 7 3,7 60,9 0,37 Media aritmética Tinajo 6,8 3,8 59,0 0,36 LZ93 618277 3191450 Yaiza 30 6 3,7 52,2 0,32 LZ94 613898 3194275 Yaiza 37 8 3,7 69,6 0,43 LZ95 613969 3197935 Yaiza 41 10 3,7 87,0 0,53 LZ96 623300 3198979 Yaiza 72 7 3,7 60,9 0,37 LZ97 615565 3206085 Yaiza 84 7 3,7 60,9 0,37 LZ98 611552 3195688 Yaiza 85 6 3,7 52,2 0,32 LZ99 616443 3200194 Yaiza 149 8 3,7 69,6 0,43 LZ100 616558 3199952 Yaiza 179 8 3,7 69,6 0,43 330 Apéndice 6– Tablas tasa exposición y dosis. Punto X UTM Y UTM Municipio Altitud Tasa Fondo nGyh-1 mSva-1 LZ101 622227 3203819 Yaiza 227 4,9 3,8 42,6 0,26 LZ102 619006 3198677 Yaiza 414 6 3,9 52,2 0,32 LZ103 610878 3193699 Yaiza 23 8 3,7 69,6 0,43 LZ104 610884 3193677 Yaiza 22 8 3,7 69,6 0,43 LZ105 612273 3194321 Yaiza 79 8 3,7 69,6 0,43 LZ106 612286 3194316 Yaiza 17 8 3,7 69,6 0,43 LZ107 615696 3206067 yaiza 89 6 3,7 52,2 0,32 LZ108 616134 3200425 Yaiza 108 8 3,7 69,6 0,43 LZ109 617351 3194391 Yaiza 43 8 3,7 69,6 0,43 LZ110 617407 3194408 Yaiza 45 8 3,7 69,6 0,43 LZ111 618141 3197584 Yaiza 181 5,0 3,7 43,5 0,27 LZ112 620157 3200053 Yaiza 305 9 3,8 78,3 0,48 LZ113 620473 3204117 Yaiza 175 6 3,7 52,2 0,32 LZ114 620564 3208055 Yaiza 275 5 3,8 43,5 0,27 LZ115 620777 3200064 Yaiza 348 9 3,8 78,3 0,48 LZ116 623789 3198686 Yaiza 21 6,0 3,7 52,2 0,32 LZ117 623832 3200972 Yaiza 151 8 3,7 69,6 0,43 LZ118 626089 3203992 Yaiza 386 8 3,9 69,6 0,43 LZ119 650249 3232367 Yaiza 37 8 3,7 69,6 0,43 Media aritmética Yaiza 6,8 3,8 59,0 0,36 Media aritmética Lanzarote 7,3 3,8 63,9 0,39 Máximo 12 4,3 104 0,64 Mínimo 4 3,7 34,8 0,21 Desviación estándar 1,91 0,10 16,65 0,10 6.4. La Graciosa Punto X UTM Y UTM Municipio Altitud Tasa Fondo nGyh-1 mSva-1 LGR1 647277 3238334 Teguise 31 5 3,7 43,5 0,27 LGR2 646828 3239786 Teguise 8 4 3,7 34,8 0,21 LGR3 644838 3238278 Teguise 35 4 3,7 34,8 0,21 LGR4 644638 3236635 Teguise 51 7 3,7 60,9 0,37 LGR5 642512 3233262 Teguise 22 4 3,7 72,2 0,21 LGR6 642399 3233136 Teguise 17 4 3,7 34,8 0,21 LGR7 645312 3433850 Teguise 0 4 3,7 34,8 0,21 Media aritmética La Graciosa 7,3 3,7 39,7 0,24 Máximo 7 3,7 72,2 0,64 Mínimo 4 3,7 34,8 0,21 Desviación estándar 1,1 0,10 9,86 0,06 Apéndice 7– Tablas concentación de radionúclidos. 339 Figura A7-1 Estadísticos radionúclidos isla de Gran Canaria 1000010001001010,1 99,9 99 95 90 80 70 60 50 40 30 20 10 5 1 0,1 Ra226 GC Porcentaje Ubic. 3,523 Escala 0,4711 N 173 AD 0,661 Valor P 0,083 Gráfica de probabilidad de Ra226 GC Lognormal - 95% de IC 907560453015 Mediana Media 4038363432 1er cuartil 25,815 Mediana 34,350 3er cuartil 45,670 Máximo 88,960 35,005 40,065 32,258 36,836 15,251 18,851 A-cuadrado 3,37 Valor P < 0,005 Media 37,535 Desv.Est. 16,859 Varianza 284,242 Asimetría 0,911529 Kurtosis 0,593516 N 173 Mínimo 4,880 Prueba de normalidad de Anderson-Darling Intervalo de confianza de 95% para la media Intervalo de confianza de 95% para la mediana Intervalo de confianza de 95% para la desviación estándar Intervalos de confianza de 95% Estadísticos 226 Ra 1000010001001010,1 99,9 99 95 90 80 70 60 50 40 30 20 10 5 1 0,1 Th232 GC Porcentaje Ubic. 3,783 Escala 0,4923 N 172 AD 1,649 Valor P <0,005 Gráfica de probabilidad de Th232 GC Lognormal - 95% de IC 150120906030 Mediana Media 5250484644 1er cuartil 33,822 Mediana 47,150 3er cuartil 59,725 Máximo 146,800 45,630 52,281 43,800 51,827 19,982 24,715 A-cuadrado 1,44 Valor P < 0,005 Media 48,955 Desv.Est. 22,096 Varianza 488,243 Asimetría 1,08955 Kurtosis 2,69235 N172 Mínimo 5,600 Prueba de normalidad de Anderson-Darling Intervalo de confianza de 95% para la media Intervalo de confianza de 95% para la mediana Intervalo de confianza de 95% para la desviación estándar Intervalos de confianza de 95% Estadísticos 232 Th 150010005000-500 99,9 99 95 90 80 70 60 50 40 30 20 10 5 1 0,1 k40 FT Porcentaje Media 494,7 Desv.Est. 280,7 N 103 AD 1,034 Valor P 0,010 Gráfica de probabilidad de k40 FT Normal - 95% de IC 1800150012009006003000 Mediana Media 600550500450400 1er cuartil 234,00 Mediana 487,00 3er cuartil 909,50 Máximo 1795,00 504,36 617,96 384,50 553,50 342,37 423,20 A-cuadrado 4,13 Valor P < 0,005 Media 561,16 Desv.Est. 378,49 Varianza 143257,10 Asimetría 0,586138 Kurtosis -0,619209 N173 Mínimo 24,00 Prueba de normalidad de Anderson-Darling Intervalo de confianza de 95% para la media Intervalo de confianza de 95% para la mediana Intervalo de confianza de 95% para la desviación estándar Intervalos de confianza de 95% Estadísticos 40 K 1000010001001010,1 99,9 99 95 90 80 70 60 50 40 30 20 10 5 1 0,1 Cs137 GC Porcentaje Ubic. 1,554 Escala 1,038 N 125 AD 0,408 Valor P 0,342 Gráfica de probabilidad de Cs137 GC Lognormal - 95% de IC 100806040200 Mediana Media 10864 1er cuartil 2,1150 Mediana 4,8000 3er cuartil 9,6800 Máximo 99,0900 6,2149 10,8716 3,6705 5,7873 11,6992 15,0206 A-cuadrado 16,64 Valor P < 0,005 Media 8,5433 Desv.Est. 13,1522 Varianza 172,9802 Asimetría 4,3076 Kurtosis 22,8850 N125 Mínimo 0,3000 Prueba de normalidad de Anderson-Darling Intervalo de confianza de 95% para la media Intervalo de confianza de 95% para la mediana Intervalo de confianza de 95% para la desviación estándar Intervalos de confianza de 95% Estadísticos 137 Cs [Document text truncated for crawler view.]