MAGNITUDES Y UNIDADES

USADAS EN PROTECCIÓN

RADIOLÓGICA

SISTEMA INTERNACIONAL DE UNIDADES

EL SISTEMA INTERNACIONAL DE UNIDADES

(S.I.) , QUE CUENTA CON UNIDADES BÁSICAS ,

DERIVADAS Y COMPLEMENTARIAS .

SISTEMA INTERNACIONAL DE UNIDADES

BÁSICAS

METRO

KILOGRAMO

SEGUNDO

AMPERE

KELVIN

MOL

CANDELA

DERIVADAS

m/s (Velocidad)

kg/m3 (Densidad)

kg-m/s2 (Newton)

Fuerza

kg-m2/s2 (Joule)

Energía y Trabajo

Bq (Actividad)

Gy (Dosis absorbida)

Sv (Dosis equivalente)

COMPLEMENTARIAS

radián (áng. planos)

estereoradián (áng. sólidos)

ESPECIALES

CURIE (ACTIVIDAD)

ROENTGEN (EXPOSICIÓN)

RAD (DOSIS ABSORBIDA)

REM (DOSIS EQUIVALENTE)

PREFIJOS Y ORDEN DE MAGNITUD

PREFIJO

Tera

Giga

Mega

kilo

FACTOR

1012

109

106

103

MÚLTIPLOS

PREFIJO

mili

micro

nano

pico

FACTOR

103

106

109

1012

SUBMÚLTIPLOS

Cantidad de material radiactivo, medido en

Becquereles, (Curies)

Intensidad de rayos gamma

medida en C/kg ,

(Roentgens)

Dosímetro para medir la dosis recibida medida en

Sieverts, (rem)

Radiación absorbida, medida en

Grays, (rad)

A C T I V I D A D

LA ACTIVIDAD MIDE EL NÚMERO DE DESINTEGRACIONES POR UNIDAD DE TIEMPO QUE SUFRE UNA MUESTRA RADIACTIVA .

UNIDADES 1 Becquerel = 1 desintegración/segundo (S.I.)

1 Curie = 3.7x1010 desintegraciones/seg

E X P O S I C I Ó N

LA EXPOSICIÓN MIDE LA CANTIDAD DE CARGAS ELÉCTRICAS

PRODUCIDAS POR LA RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA EN EL AIRE .

dQ (No. de cargas eléctricas)

X = = dm (Unidad de masa de aire)

UNIDADES: Coulomb/kilogramo (S.I.)

1 Roentgen = 1 esu/cm3 de aire P y T std.

EQUIVALENCIA: 1 R = 2.58x10-4 C/kg

DOSIS ABSORBIDA

MIDE LA CANTIDAD DE ENERGÍA CEDIDA POR LA RADIACIÓN A

LA UNIDAD DE MASA AL PRODUCIR LA IONIZACIÓN .

UNIDADES: 1 GRAY = 1 Joule/kilogramo (S.I.)

1 RAD = 100 erg/g

EQUIVALENCIA: 1 Gy = 100 rad

dE Energía absorbida

D = = dm Unidad de masa de material

DOSIS EQUIVALENTE

CUANTIFICA EL DAÑO OCASIONADO POR LA ENERGÍA

DEL TIPO DE RADIACIÓN ABSORBIDA POR EL TEJIDO

H = D Q N

UNIDADES: 1 Sievert = 1 Joule/kilogramo (tejido) (S.I.)

1 Rem = 100 erg/g

EQUIVALENCIA: 1 Sv = 100 rem

FACTOR DE CALIDAD

Q

NÚMERO QUE CUANTIFICA EL DAÑO QUE OCASIONA CUALQUIER TIPO DE RADIACIÓN EN RELACIÓN CON EL DAÑO CAUSADO POR LA RADIACIÓN GAMMA

NOM-001-NUCL-1994

FACTORES DE CALIDAD

Fotones (X y ) con E > 30 keV 1

Neutrones: < 10 keV 5

Electrones con E > 30 keV 1

del Tritio 2

Partículas Alfa, Protones o iones pesados 20

10 keV a 100 keV 10

> 100 keV a 2 MeV 20

> 2 MeV a 20 MeV 10

> 20 MeV 5

R A P I D E Z D E D O S I S

SI LAS UNIDADES MENCIONADAS LAS RELACIONAMOS CON EL TIEMPO PODEMOS OBTENER LA RAPIDEZ DE DOSIS CORRESPONDIENTE :

dD D = dt

D.- RAPIDEZ DE DOSIS ABSORBIDA

H.- RAPIDEZ DE DOSIS EQUIVALENTE

.

.

.

M A G N I T U D A C T I V I D A D E X P O S I C I Ó N DOSIS ABSORBIDA DOSIS EQUIVALENTE

+ + + + + + +

+ + + + + + +

+ + + + + + +

+

+ + + + +

+ + + + +

+ +

+ + + + + + + + +

e +

e +

e +

e +

e +

e

+

e

+

OH

OH+

H H

+

e OH

H

H

OH+

e

OH

H

H+

H+

OH H

H+

H

CAMPO DE RADIACIÓN IONIZACIÓN DEL AIRE ENERGÍA ABSORBIDA DAÑO BIOLÓGICO

QUÉ MIDE? Número de desintegraciones de una muestra radiactiva en la unidad de tiempo.

Cargas eléctricas producidas en el aire por la radiación electromagnética.

Energía cedida por la radiación en la unidad de masa, al producir ionización.

Daño ocasionado por la energía de la radiación absorbida por el tejido.

REPRESENTACIÓN MATEMÁTICA

seg

tsinde

td

NdA

masa.u

asargc.No

md

QdX

masa.u

Energía

md

EdD H = D · Q · N

UNIDADES DEL S.I. 1s1

seg

des1Bq1

kg

Coulomb1X Gy1Gray1

kg

Joule1D

Sv1Sievert1

kg

Joule1H

tejido

UNIDADES ESPECIALES s

des10x7.3Curie1 10 .std.T.P

airecm

ues1R)Roentgen(

3

g

erg100rad1

)DoseAbsorbedRoentgen(rad

tejidog

erg100rem1

)ManEquivalentRoentgen(rem

EQUIVALENCIA 1 Ci = 3.7x1010 Bq 1 R = 2.58x104 C/kg

1 C/kg = 3876 R

1 rad = 0.01 Gy

1 Gy = 100 rad

1 rem = 0.01 Sv

1 Sv = 100 rem

MAGNITUDES DERIVADAS

RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN RAPIDEZ DE DOSIS ABSORBIDA RAPIDEZ DE DOSIS EQUIVALENTE

UNIDADES DEL S.I.

skg

C

td

XdX

seg

Gy

td

DdD

seg

Sv

td

HdH

UNIDADES ESPECIALES

.etc,

h

mR,

h

R

.etc,

h

mrad,

h

rad

.etc,

h

mrem,

h

rem

DETECCIÓN DE LA RADIACIÓN

• Se basa en el efecto que produce la radiación sobre la materia con la que interacciona (ionización y/o excitación).

No se limita a indicar solo su presencia, sino que es necesario medir la cantidad de radiación, su energía y sus propiedades (tipo)

DETECCIÓN DE LA RADIACIÓN

Los métodos de detección más empleados se basan en el uso de:

1.- Películas fotográficas

2.- Ionización de gases

3.- Centelladores

4.- Semiconductores

5.- Calorímetros, reacciones químicas, etc.

SISTEMA DE CONTEO DE

PULSOS

SISTEMA DE CONTEO

FUENTE RADIACTIVA

VENTANA

VOLUMEN SENSIBLE

DEL DETECTOR

DETECTORES DE RADIACIÓN

1) Volumen sensible: En esta región incide la radiación que produce las interacciones informativas.

2) Componentes estructurales: Contienen y limitan al volumen sensible del detector.

DETECTORES DE RADIACIÓN

3) Ventana de entrada: Parte de la componente estructural por la cual puede penetrar más fácilmente la radiación, siendo prácticamente transparente a la misma.

DETECTORES DE RADIACIÓN

4) Acoplamiento: Medio por el cual es posible acoplar el detector a la electrónica asociada

DETECTORES DE CENTELLEO

CIERTAS SUSTANCIAS LLAMADAS LUMINISCENTES, TIENEN LA PROPIEDAD DE QUE CUANDO UNA PARTÍCULA CARGADA O UN FOTÓN INTERACCIONAN CON ELLA, EMITEN LUZ CON LONGITUD DE ONDA EN EL VISIBLE O ULTRAVIOLETA, SIENDO LA INTENSIDAD PROPORCIONAL A LA ENERGÍA DEPOSITADA POR LA RADIACIÓN.

LAS SUSTANCIAS LUMINISCENTES COMÚNMENTE EMPLEADAS EN DETECTORES DE CENTELLEO SUELEN SER CRISTALES INORGÁNICOS, COMPUESTOS ORGÁNICOS EN FORMA CRISTALINA O EN DISOLUCIÓN.

SUSTANCIAS CENTELLADORAS

LAS SUSTANCIAS CENTELLADORAS MAS USADAS EN DETECTORES DE CENTELLEO SON EL NaI (TL), EL ZnS (Ag).

EL MATERIAL CENTELLADOR SE ACOPLA A UN TUBO FOTOMULTIPLICADOR, QUE ES UNA AMPOLLA AL VACÍO, QUE CONSISTE EN UN FOTOCÁTODO EL CUAL ES UNA CELDA QUE DESPRENDE ELECTRONES CUANDO INCIDE EN ELLOS LUZ DE CIERTA LONGITUD DE ONDA Y UNA SERIE DE ELECTRODOS LLAMADOS DINODOS, LOS CUALES SE ENCUENTRAN A UNA DIFERENCIA DE POTENCIAL UNOS DE OTROS Y LOS ELECTRONES INCIDENTES SOBRE ELLOS SE ACELERAN HACIA EL ELECTRODO SIGUIENTE HASTA CONSEGUIR MULTIPLICACIONES DEL ORDEN DE 105.

DETECTORES DE CENTELLEO

Los detectores de centelleo tienen varias ventajas sobre los detectores gaseosos:

1) Debido a su forma sólida, la eficiencia de detección es mucho mayor que la de un detector gaseoso

DETECTORES DE CENTELLEO

2) Tiempo de resolución pequeño (106 a 109 s), lo que implica que se pueden usar para detectar mayores intensidades que los detectores gaseosos.

3) La altura del pulso a la salida del tubo fotomultiplicador es directamente proporcional a la energía de la radiación gamma incidente, lo que permite realizar espectroscopía nuclear.

DETECTOR DE CENTELLEO

RADIACIÓN

ENVOLTURA DE

ALUMINIO RECUBIERTA

INTERIORMENTE CON

ÓXIDO DE MAGNESIO

PARA REFLEXIÓN

INTERNA

CRISTAL DE

NaI(Tl)

DESTELLO

LUMINOSO

PRODUCIDO POR

LA RADIACIÓN

FOTOCÁTODO

DÍNODOS

METAL MU COMO

BLINDAJE

MAGNÉTICO

CONTACTO ÓPTICO

FOTOMULTIPLICADOR

DETECTORES FIJOS

Se localizan en un sitio específico de la instalación.

Se emplean para diversos propósitos, por ejemplo: monitoreo de personal, vestuario, equipo y materiales; monitoreo de efluentes gaseosos y líquidos; medición continua de la rapidez de exposición en un sitio, etc.

DETECTORES FIJOS

DETECTORES FIJOS

DETECTORES PORTÁTILES Son aquellos que se trasladan a mano o en vehículo para determinar niveles de radiación y de contaminación en diferentes sitios y condiciones.

MONITORES PORTÁTILES

CRITERIOS DE SELECCIÓN PARA LOS MONITORES

PARA USAR UN MONITOR PORTÁTIL DE RADIACIÓN SE DEBEN TOMAR EN CUENTA LOS SIGUIENTES PUNTOS:

TIPO Y ENERGÍA DE LA RADIACIÓN

INTENSIDAD DE LA RADIACIÓN

LUGAR DE OPERACIÓN

APLICACIÓN DE LOS MONITORES

DETERMINACION DE NIVELES DE RADIACION

REALIZACION DE PRUEBAS DE FUGA

MANEJO DE FUENTES DENTRO DE UN LOCAL

BUSQUEDA DE FUENTES RADIACTIVAS

TIPO DE MONITORES

CON CÁMARA DE IONIZACIÓN

CON GEIGER MULLER

CON DETECTOR DE CENTELLEO

CUIDADOS DE LOS MONITORES

MANEJARLOS CON CUIDADO

GUARDARLOS EN LUGAR LIMPIO Y SECO

CUIDE Y EVITE GOLPEAR LA SONDA

CUIDADOS DE LOS MONITORES

ASEGÚRESE QUE ESTÉ APAGADO CUANDO NO SE USE

VERIFICAR EL ESTADO DE LAS BATERÍAS, QUITARLAS

SI NO SE USA DURANTE UN LARGO PERÍODO

CUIDADOS DE LOS MONITORES

VERIFICAR SU FUNCIONAMIENTO , SI TIENE

FUENTE DE PRUEBA

INTERPRETAR CORRECTAMENTE LAS LECTURAS

PARA BAJOS NIVELES USAR CONSTANTE DE

TIEMPO LENTA

CALIBRACIÓN

LA CALIBRACIÓN DE UN MONITOR CONSISTE EN COMPARAR SUS

LECTURAS CON UNA FUENTE DE RADIACIÓN CONOCIDA

(CERTIFICADA).

FACTOR DE CALIBRACIÓN: 0.8 1.2

SI SALE DE ESTE INTERVALO, ES NECESARIO ENVIARLO A

REVISIÓN ELECTRÓNICA.

MÉTODOS DE DOSIMETRÍA PERSONAL

Para determinar la exposición, dosis y equivalente de dosis o la rapidez de estas magnitudes, que recibe o absorbe el cuerpo se utilizan materiales o dispositivos denominados DOSÍMETROS PERSONALES. Entre los más empleados se encuentran:

De Película

Termoluminiscentes

De lectura directa

DOSÍMETROS DE PELÍCULA

Consiste en un paquete de 2 ó 3 placas fotográficas, sensibles a radiación gamma o rayos x, protegidos de la luz y colocado en un chasis con filtros y ventanas.

El grado de ennegrecimiento se mide con un densitómetro determinando su densidad óptica.

La densidad óptica se calibra respecto a la dosis, con lo cual la película puede utilizarse para medir la dosis recibida durante el tiempo que se porta el dosímetro.

DOSÍMETRO DE PELÍCULA

EMULSIÓN A BASE DE AgBr

DENSIDAD ÓPTICA = log (I0/I)

BAJA ESTABILIDAD (AMBIENTE HÚMEDOS Y

CALUROSOS , HONGOS Y BACTERIAS ,

DESTRUCCIÓN POR PEGARSE A LA ENVOLTURA ).

DESVANECIMIENTO: 2H2O + O2 Ag0 Ag+

DEPENDENCIA DE LA ENERGÍA

ERROR DE LECTURA: 20 30%

DOSIMETRO DE PELÍCULA

Plomo Cobre

Ventana

Aluminio

Cadmio

Sobre con

la película

DENSITÓMETRO

PELÍCULA

LENTE DE

ENFOQUE

CELDA FOTOELÉCTRICA

FUENTE DE LUZ

UTILIDAD

LOS DOSÍMETROS DE PELÍCULA SON

ÚTILES PARA CAMPOS DE RADIACIÓN

GAMMA Y DE RAYOS X (40 200 keV)

DOSÍMETROS TERMOLUMINISCENTES

Consisten de un cristal de un material termoluminiscente colocado en un chasis (similar al dosímetro de película).

MATERIAL: LiF, CaF2 CaSO4 y Li2B4O7

(activados con impurezas de metales y tierras raras).

DOSÍMETROS TERMOLUMINISCENTES

VENTAJAS: TAMAÑO PEQUEÑO

AMPLIO INTERVALO DE RESPUESTA (10-8 - 105 Gy) ESTABILIDAD ANTE CONDICIONES AMBIENTALES NORMALES

REUTILIZABLES

INDEPENDIENTES DE LA RAPIDEZ DE DOSIS

ALTA SENSIBILIDAD

ÚTILES PARA GAMMAS Y RAYOS X

DESVENTAJAS:

BORRADO DE LA INFORMACION CON LA LECTURA

UTILIDAD

LOS DOSÍMETROS TERMOLUMINISCENTES

SON ÚTILES PARA CAMPOS DE RADIACIÓN

GAMMA Y DE RAYOS X

DOSÍMETROS DE LECTURA DIRECTA

LA CARÁTULA DEL INSTRUMENTO PERMITE, SEGÚN EL MODELO, TENER LA LECTURA DE LA EXPOSICIÓN, DOSIS O EQUIVALENTE DE DOSIS O LA RAPIDEZ DE LAS MAGNITUDES.

PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

Objetivo:

Reducir hasta donde sea posible, los riesgos que implican el uso de materiales radiactivos y dispositivos generadores de radiación ionizante.

I R R A D I A C I Ó N

ES LA ACCIÓN DE RECIBIR RADIACIÓN IONIZANTE

SE PUEDE CLASIFICAR DEPENDIENDO DEL

LUGAR EN EL QUE SE ENCUENTRE LA

FUENTE DE RADIACIÓN EN :

IRRADIACIÓN EXTERNA

IRRADIACIÓN INTERNA

(contaminación interna)

LAS FUENTES RADIACTIVAS SE PUEDEN CLASIFICAR DE VARIAS

MANERAS.

POR SU FORMA:

(PUNTUALES, PLANAS, LONGITUDINALES, ESFÉRICAS, ETC.)

POR LA MANERA EN QUE ESTÁN CONTENIDAS.

FUENTES RADIACTIVAS

ABIERTAS y SELLADAS

FUENTES RADIACTIVAS

SE PUEDEN CLASIFICAR EN :

ABIERTAS y SELLADAS

SELLADAS

SON AQUELLAS EN LAS CUALES EL MATERIAL

RADIACTIVO ESTÁ CONTENIDO EN UNA

ENVOLTURA HERMÉTICA DE SUFICIENTE

RESISTENCIA MECÁNICA PARA IMPEDIR QUE

SE ESTABLEZCA CONTACTO CON EL

RADIONÚCLIDO O QUE LA SUSTANCIA

RADIACTIVA SE DISPERSE EN LAS

CONDICIONES NORMALES DE UTILIZACIÓN Y

DESGASTE .

FUENTES SELLADAS

FUENTES SELLADAS

FUENTE DE Cs137 PARA CALIBRACIÓN

FUENTE DE Ir192 PARA GAMMAGRAFÍA

FUENTES SELLADAS

FUENTES RADIACTIVAS

ABIERTAS.- SON AQUELLAS EN LAS CUALES EL

MATERIAL RADIACTIVO ESTÁ CONTENIDO

EN UNA ENVOLTURA QUE NO ESTÁ

HERMÉTICAMENTE CERRADA Y QUE EN

LAS CONDICIONES NORMALES DE USO

PUEDE PRODUCIR CONTAMINACIÓN .

FUENTES ABIERTAS

RIESGOS DE IRRADIACIÓN

EXTERNA DOSIS

TIPO DE RADIACIÓN

ENERGÍA

PODER DE PENETRACIÓN

INTERNA VIDA MEDIA EFECTIVA

ÓRGANO DE DEPOSICIÓN

LA IRRADIACIÓN EXTERNA CON ALFAS NO SE CONSIDERA RIESGO, DEBIDO A SU ALCANCE TAN PEQUEÑO EN EL TEJIDO.

EL ALCANCE EN TEJIDO ESTÁ DADO POR:

IRRADIACIÓN CON ALFAS

tejido

airet RR

IRRADIACIÓN CON BETAS

LA ENERGÍA PROMEDIO DE LAS PARTÍCULAS ES 1/3 Emáx

EL ALCANCE DE LAS BETAS DEPENDE DE SU

ENERGÍA Y ESTÁ DADO EN mg/cm2

IRRADIACIÓN CON BETAS

PUEDE O NO REPRESENTAR UN RIESGO,

DEPENDIENDO DE SU ENERGÍA

Raire 3.6 m/MeV

BETAS DE E > 70 keV PENETRAN LA

CAPA MUERTA DE LA PIEL

IRRADIACIÓN CON BETAS

LA RAPIDEZ DE DOSIS

ABSORBIDA A UNA

PROFUNDIDAD DE 7 mg/cm2

POR DEBAJO DE LA

SUPERFICIE CONTAMINADA ES

100 VECES MAYOR A LA

RAPIDEZ DE DOSIS

ABSORBIDA DEBIDA A

GAMMAS.

IRRADIACIÓN GAMMA

REPRESENTA UN

RIESGO, YA QUE LA

RADIACIÓN GAMMA

PENETRA LO

SUFICIENTE EN EL

ORGANISMO.

RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN POR

IRRADIACIÓN GAMMA

Γ = Constante gamma, en Rcm2/hmCi

h

R

r

AX

2

A = Actividad del radionúclido, en mCi

r = Distancia del punto de interés a la fuente, en cm

DOSIS ABSORBIDA

X0.94Dtejido t

XX

O BIEN :

XDtejido

IRRADIACIÓN INTERNA

VÍAS DE INCORPORACIÓN

Las fuentes de radiación pueden ingresar al

cuerpo por:

• Ingestión

• Inhalación

• Absorción a través de la piel

• A la sangre por alguna herida

DOSIS INTERNA

Actividad incorporada

Tipo de radiación y su energía

T1/2 del radionúclido

Comportamiento en el organismo

VIDA MEDIA EFECTIVA

V I D A M E D I A RADIACTIVA BIOLÓGICA EFECTIVA

CUERPO ENTERO H3 12.26 a 12 d 11.97 d

ÓRGANO

HUESOS Sr90 27.7 a 49.3 a 17.74 a

HUESOS Pu239 24390 a 200 a 198.4 a

TIROIDES I131 8.05 d 138 d 7.6 d

CUERPO ENTERO Co60 5.26 a 9.5 d 9.45 d

BAZO Fe59 45.6 d 600 d 42.38 d

HÍGADO Cd115 53.5 h 200 d 52.9 d

C O N T A M I N A C I Ó N

SE HA DEFINIDO COMO LA

PRESENCIA INDESEABLE DE

SUSTANCIAS RADIACTIVAS SOBRE O

DENTRO DE LAS PERSONAS O COSAS.

EN EL REGLAMENTO GENERAL DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA Y EN LA NOM-008-NUCL-2003 EMITIDOS POR LA C.N.S.N.S. SE ESTABLECEN LOS LÍMITES DE CONTAMINACIÓN.

CONTAMINACIÓN

Existen dos tipos de contaminación radiactiva:

FIJA.- aquella que no es transferida de superficies contaminadas a superficies no contaminadas, cuando éstas tienen contacto.

REMOVIBLE.- aquella que es transferida de superficies contaminadas a superficies no contaminadas, cuando éstas tienen contacto.

MÉTODOS PARA VERIFICACIÓN DE CONTAMINACIÓN

DIRECTOS.- requiere de instrumentos

adecuados al tipo y energía de la radiación y estar calibrados.

MÉTODOS PARA VERIFICACIÓN DE

CONTAMINACIÓN

INDIRECTOS.- consiste en efectuar un frotis y determinar la cantidad de material radiactivo transferido con un instrumento apropiado, calibrado y de eficiencia conocida. Permite determinar solamente contaminación removible.

FUENTES DE CONTAMINACIÓN

1.- SALPICADURAS ACCIDENTALES

2.- ACARREO DE MATERIAL RADIACTIVO Y EXTRACCIÓN

DE SU CONTENEDOR DE TRANSPORTE

3.- CONTAMINACIÓN DEL CONTENEDOR DE MATERIAL

RADIACTIVO POR SU CONTENIDO , DEBIDO A

EMPACADO DEFICIENTE

4.- OPERACIONES QUÍMICAS DENTRO DEL ÁREA ,

TALES COMO EVAPORACIÓN , EXTRACCIÓN CON

SOLVENTES , RUPTURA DE EQUIPOS DE VIDRIO , ETC.

IRRADIACIÓN INTERNA

ES LA QUE RECIBE EL ORGANISMO CUANDO LAS FUENTES DE RADIACIÓN SE ENCUENTRAN DENTRO DEL MISMO.

LA DOSIS ABSORBIDA DEPENDERÁ DE:

ACTIVIDAD INCORPORADA

TIPO DE RADIACIÓN Y SU ENERGÍA

TIEMPO DE IRRADIACIÓN

T1/2 DEL NÚCLIDO

COMPORTAMIENTO EN EL ORGANISMO

MÉTODOS PARA DETERMINAR LA

ACTIVIDAD INCORPORADA

EXISTEN VARIOS MÉTODOS INSTRUMENTALES PARA DETERMINAR LA ACTIVIDAD INCORPORADA:

CONTADOR DE CUERPO ENTERO

Ge Hiperpuro

Amín = 54 Bq (I131) y 36 Bq (Co60)

Tconteo = 10 minutos

Emisores gamma

MÉTODOS PARA DETERMINAR LA

ACTIVIDAD INCORPORADA

DETECTOR DE CENTELLEO

CALIBRADO

MEDICIÓN DE ACTIVIDAD EN

MUESTRAS BIOLÓGICAS

CÁLCULO DE LA DOSIS INTERNA

UNA VEZ QUE SE CONOCE LA ACTIVIDAD INCORPORADA, LA DOSIS INTERNA SE ESTIMA MEDIANTE MODELOS:

USO DE FACTORES DOSIMÉTRICOS (ICRP-54)

PROGRAMA DOSINT (CNSNS)

UTILIZANDO TABLAS DE LAI (ICRP-30)

FIN