Los residuos radiactivos de Muy Baja Actividad, RBBA, y los de Baja y Media actividad, RBMA, que se generan en España provienen mayoritariamente de instalaciones nucleares, donde se encuentran las centrales nucleares españolas y, en mucha menor medida, de instalaciones radiactivas como son los procedentes de hospitales y centros de investigación. La retirada de este tipo de residuos es fundamental para que las instalaciones nucleares y radiactivas puedan seguir operando, por lo que es esencial su tratamiento, acondicionamiento y transporte al Centro de Almacenamiento de El Cabril, donde se dispone de dos repositorios, uno para los residuos de muy baja actividad y otro para los residuos de baja y media actividad. El Centro de Almacenamiento de El Cabril posee unos criterios de aceptación que han de ser verificados para cada uno de los residuos a almacenar en las diferentes celdas. Una de las características más importantes a evaluar y controlar es la actividad de los diferentes radionucleidos pertenecientes al inventario de referencia de El Cabril y presentes en el residuo. Por lo que todos y cada uno de los bultos (embalaje + residuo + material de acondicionamiento) a almacenar en el centro han de tener la actividad de cada radionucleido consignada. Es importante por tanto disponer de medios y métodos de caracterización de bultos de residuos a enviar a El Cabril, y verificar que no se superan los límites de actividad por bulto y totales permitidos en el centro. La cantidad de bultos ya almacenados en El Cabril supera la cantidad de 150.000, por lo que es imprescindible disponer de métodos de caracterización operativos que no los hagan inviable en relación con la retirada de éstos y la operación de las diferentes instalaciones nucleares y radiactivas. En los comienzos de la vida operativa de las instalaciones nucleares, era muy normal el uso de procesos de caracterización simples y a su vez demasiado conservadores, que implicaba, si no se mejoraban éstos, una superación a medio plazo la actividad total permitida en El Cabril. Los embalajes de residuos normalmente empleados en los inicios fue el bidón cilíndrico de 200 litros de capacidad. En este sentido, el siguiente paso, en la mejora de los procesos de caracterización, fue el considerar la homogeneidad en la distribución de la actividad en los bidones, tratando en la medida de lo posible evitar conservadurismos excesivos de actividad. En los desmantelamientos de las centrales nucleares pronto se concluyó que era necesario el uso de contenedores de mayor tamaño y de geometría prismática para, de esta manera, reducir el número de cortes a realizar in situ y optimizar el espacio de almacenamiento de residuos en si en El Cabril, por lo que se procedió a usar diferentes contenedores prismáticos con una capacidad variable de entre 1300 a 2000 litros. El siguiente paso por tanto en los procesos de caracterización era el de al menos disponer de métodos de caracterización que fueran capaces de proporcionar valores de actividad por volúmenes de 220 litros, volumen considerado como el mínimo para el control de la actividad a almacenar. Por lo hasta ahora indicado, es claro que la mejora en los procesos de caracterización de los residuos radiactivos a enviar a El Cabril es una acción que se convierte en obligatoria para tener el nivel de confianza adecuado, tanto en los límites individuales de actividad en volúmenes de 200 litros, como en la actividad total almacenada en El Cabril. El objetivo principal de la tesis es describir el estado del arte de uso de detectores de la radiación, así como evaluar y explorar nuevas técnicas para determinar la distribución espacial de la actividad dentro del residuo radiactivo bajo análisis. El trabajo se divide en dos partes claramente diferenciadas, por un lado, la descripción del estado del arte en el uso de los detectores que habitualmente se han estado usando en las centrales nucleares desarrollando una nueva metodología para determinar la distribución espacial de la actividad, y por otro, el uso de cámaras Gamma para obtener imágenes Gamma en 2 dimensiones acopladas a la imagen visible y el desarrollo posterior de imágenes Gamma en 3 dimensiones. En del primer apartado, el uso de los dispositivos habituales de detección de la actividad en las diferentes centrales nucleares es posible el uso de dispositivos con y sin capacidad espectrométrica. El objetivo principal de la técnica es la de dividir o digitalizar el material, o el término fuente de interés, en pequeñas porciones (segmentos) de geometría sencilla y generalmente la misma, teniendo únicamente que efectuar la modelización detallada de esta porción de geometría sencilla. Una vez definida esta geometría sencilla, se construirá el objeto original con las mismas, numerando cada porción y definiendo su posición geométrica en la gran pieza. Se efectuará la medida de caracterización real sobre el material (espectrométrica o no) en cada posición coincidente con cada segmento. Procediendo seguidamente a determinar la contribución directa o intrínseca a la medida de cada segmento, quitando la contribución a la medida del resto de segmentos. Una vez conocida la contribución directa de cada porción a la medida en su posición, se determina la actividad de ésta, procediendo finalmente a reconstruir la actividad del material, obteniendo así no solo la actividad total sino también la distribución de ésta en término fuente bajo análisis. Se han medido piezas de geometría compleja midiéndolas conjuntamente por ambos tipos de detectores, obteniendo una gran similitud entre los valores de actividad calculados. Estas medidas se han validado también con el uso de fuentes exentas de Cs-137 y Co-60 en un objeto de geometría compleja al que posteriormente se le aplicó una caracterización por espectrometría Gamma colimada en los segmentos virtuales en los que se dividió la misma. La segunda parte de la tesis realizada en el marco de la colaboración de la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, Enresa con el Instituto de Física Corpuscular, IFIC, centro mixto del CSIC y Universidad de Valencia, se han desarrollado dos prototipos de cámaras direccionales. Una cámara estenopeica Gamma y otra basada en efecto Compton, en las que se obtiene una proyección de imagen Gamma, en esta última además sin la necesidad del uso de colimadores o sin la necesidad de realizar segmentaciones virtuales del objeto bajo análisis, por lo que se simplifica enormemente el proceso desarrollado. Las cámaras desarrolladas se denominan GUALI I y II, acrónimo de Gamma Unit for Advance Location Imager, que básicamente consisten en la combinación de una cámara Gamma y visión artificial para la identificación y localización de radioisótopos en un término fuente en análisis. El equipo GUALI-I consta de un sistema integrado de visualización y medida de la radiación gamma cuyo objetivo es adquirir imágenes de radiación y visible, y superponerlas para la identificación y localización de radionucleidos emisores gamma y monitorizar su distribución espacial en una superficie o volumen. GUALI-I consta de los siguientes elementos: 1. Cámara gamma estenopeica. 2. Cámara visible. 3. Electrónica analógica, etapa digital y procesado primario. 4. Unidad de procesamiento y monitorización de datos. 5. Sistema de interacción y de comunicación remota con el operador. 6. Sistema de transporte manual. A partir de este desarrollo, en esta tesis se han realizado medidas para la optimización y mejora de diversas partes del prototipo, y se ha desarrollado una metodología de reconstrucción de imagen Gamma 3D, mediante el uso de GUALI I, combinado de cámaras Gamma y técnicas de visión artificial, para la caracterización de residuos radiactivos de centrales nucleares, como técnica a consolidar en el futuro de la caracterización de residuos radiactivos. Se describe el proceso de reconstrucción de la imagen Gamma en 3 dimensiones causada por el Cs-137 de un contenedor prismático de residuos, a partir de diferentes imágenes Gamma 2D tomadas y de la información suministrada por visión artificial en la imagen visible. Combinando la visión artificial, que permite la localización del sistema, se han tomado distintas medidas en diferente localizaciones (poses) del contenedor tratando de rodearlo a efectos de tener una visión tomográfica del mismo. El sistema de visión artificial permite una localización (orientación posición) precisa de cada pose. La tesis describe el proceso reconstructivo de la imagen tomográfica obtenida por este método, donde se comparan valores con diversas aproximaciones y también con las medidas realizadas por los métodos convencionales descritos en la primera parte de la tesis. Los métodos de contribución de dosis que se han ensayado e implementado son fundamentalmente dos métodos iterativos: Método iterativo de retroproyección denominado Additive Reconstruction Technique, ART. Método iterativo de retroproyección Maximum-Likelihood Expectation Technique, MLET. Como conclusiones, el valor de actividad de actividad de Cs-137 obtenido del método desarrollado es similar al valor asignado al contenedor en la central nuclear de José Cabrera, medido por medio de espectrometría Gamma a bulto entero por las dos caras longitudinales mayores. Como conclusiones de carácter general para los dos métodos desarrollados, la segmentación virtual del término fuente, de geometría simple o compleja, en piezas de geometría sencilla y fácilmente parametrizables por códigos de cálculo de blindajes, ha resultado ser un proceso altamente operativo, que permite realizar medidas in situ de manera bastante ágil y, cuyo resultado final ha resultado ser muy robusto y comparable a otros procesos más complejos y sofisticados. En esta tesis estas aproximaciones se establecen como prueba de concepto del prototipo y se establecen también posibles caminos de mejora de los métodos presentados tales como correcciones del autoblindaje y de la información de los espectros COMPTOM. Adicionalmente estos métodos se pueden realizar mediante un sistema de detección portable e implementables en campo, donde en entornos industriales pueden aparecer situaciones en las que otros sistemas de detección sean complejos de implementar o interpretar a priori. Como aplicaciones adicionales del sistema prototipo de detección portable presentado se pueden establecer mejores y más sistemáticas en instalaciones nucleares activas, puede ser de gran ayuda en los procesos de caracterización de la distribución espacial de la actividad. GUALI I a pesar de estar concebido como prototipo está listo para ser empleado en instalaciones nucleares y verificar sus capacidades, tanto a nivel de identificación espacial como de la cuantificación de la actividad. Estos usos de GUALI I permitirán realizar ajustes de cara a nuevos proyectos de caracterización, que automatizarán y mejorarán el proceso de cuantificación y distribución de la actividad gracias a la implementación de varios detectores tipo GUALI que, de manera automática y controlada, realizarán una tomografía pasiva al contenedor o equipo analizado. Como futuras líneas de ampliación además de la mejora en las técnicas de reconstrucción, la tecnología desarrollada se pretende emplear en un nuevo proyecto se denominará GATO, Guali for Advance TOmogrphy, será desarrollado por el IFIC con el patrocinio de Enresa, el objetivo es disponer de una herramienta puntera de control de calidad que permita caracterizar en detalle cada centímetro cuadrado del término fuente en análisis.