Nº 34 • Vol. IX • 2002 - sepr.es · 4 RADIOPROTECCIÓN • Nº 34 Vol IX 2002 CARTAS A LA DIRECTORA Respuesta a la carta de José Luis Carrasco Rodrí-guez Estimado compañero:

▲ Entrevista:Francesco d’ErricoDoctor en Ingeniería Nuclear yprofesor de Física de las Radiaciones

Nº 34 • Vol. IX • 2002

Dosímetros electrónicospersonales para neutrones

Nuevos desarrollosen sistemas activos paradosimetría y microdosimetríade neutrones

Espectrometría de neutronesaplicada a la dosimetría

Calibración de monitoresde área y dosímetrosde neutrones

Dosimetría neutrónicaen un acelerador linealde radioterapia

▲

▲

▲

▲

▲

• Editorial 3• Noticias 5

- de la SEPR 5- de España 63- del Mundo 64

• Entrevista 10Francesco D’Errico.

Doctor en Ingeniería Nuclear y profesor de Física de las Radiaciones

• Colaboraciones 15- Dosímetros electrónicos personales para neutrones.

Nuevos desarrollos basados en detectores de almacenamiento directo de iones 15Dr. Christian Wernli.

- Nuevos desarrollos en sistemas activos paradosimetría y microdosimetría de neutrones 26A. Delgado.

- Espectometría de neutrones aplicada a la dosimetría 36F. Fernández.

- Calibración de monitores de área y dosímetros de neutrones 45E. Gallego, A. Lorente y F. Martín-Fuentes.

- Dosimetría neutrónica en un acelerador lineal de Radioterapia 52R. Barquero, R. Méndez, M.P. Íñiguez y H.R. Vega-Carrillo.

• Proyectos de Investigación 57• Publicaciones y Convocatorias 66• Índice de Artículos 2002 72

RADIOPROTECCIÓN • Nº 34 Vol IX 2002

S U M A R I O

Directora: Pilar López FrancoCoordinadora: Almudena Real

Comité de RedacciónBeatriz Gómez-Argüello, Paloma Marchena,

Matilde Pelegrí, Carlos Prieto, Ángeles Sánchez, Mª Luisa Sánchez Mayoral y Marina Tellez.

Comité CientíficoPresidente: A. Alonso

D. Cancio, L. Corpas, F. Cortes, A. Delgado, L. Domínguez, E. Gil, L. González, A. Hernández. I. Hernando, R. Herranz, I. Lequerica,

Mª T. Macías, L. Martín, X. Ortega, P. Ortiz, T. Ortiz, T. Picazo, R. Puchal, L. Quindos, R. Ruiz, G. Sánchez, V. Serradell,

E. Sollet, L. Tobajas, A. Úbeda, E. Vaño

Realización, Publicidad y Edición: SENDA EDITORIAL, S.A.Directora: Matilde Pelegrí

Isla de Saipán, 47 - 28035 MadridTel.: 91 373 47 50 - Fax: 91 316 91 77

Correo electrónico: [email protected]

Imprime: Publiequipo.Depósito Legal: M-17158-1993 ISSN: 1133-1747

SOCIEDADESPAÑOLADE PROTECCIÓNRADIOLÓGICA

La revista de la SOCIEDAD ESPAÑOLA DE PROTECCIÓNRADIOLÓGICA es una publicación técnica y plural que puedecoincidir con las opiniones de los que en ella colaboran, aunqueno las comparta necesariamente.

www.sepr.es

EDICIÓN DICIEMBRE 2002

Secretaría TécnicaCapitán Haya, 6 - 28020 Madrid

Tel.: 91 749 95 17 - Fax: 91 749 95 03Correo electrónico: [email protected]

Junta DirectivaPresidente: Pedro Carboneras.Vicepresidente: José Gutiérrez.

Secretario General: Ramón Almoguera.Tesorero: Eduardo Gallego.

Vocales: Francisco Carrera, Belén Fernández, Eugenio Gil, Pablo Gómez, Paloma Marchena.

Presidente Comisión IRPA 11: Leopoldo Arranz.

Comisión de Asuntos InstitucionalesLeopoldo Arranz, Pío Cármena, David Cancio, Pío Carmena, Manuel

Fernández Bordes, Ignacio Hernando, Mª Teresa Macías, Xavier Ortega,Juan José Pena, Manuel Rodríguez, Eduardo Sollet.

Responsable: Pedro Carboneras.

Comisión de Actividades CientíficasLeopoldo Arranz, Josep Baro, David Cancio, Pedro Carboneras,

Cristina Correa, Belén Fernández, Fernando González, José HernándezArmas, Fernando Legarda, Mª Teresa Macías, José Luis Monroy,

Patricio O’Donell, Pilar Olivares, Juan José Pena, Rafael Ruiz Cruces, José Carlos Sáez.

Responsable: José Gutiérrez.

Comisión de NormativaMª Luisa Chapel, Marisa España, Isabel Gutiérrez, Mercé Ginjaume,Araceli Hernández, Jerónimo Íñiguez, Mª Jesús Muñoz, Teresa Ortiz,

Turiano Picazo, Eduardo Sollet.Responsable: Ramón Almoguera.

Comisión de Comunicación y PublicacionesLuis Corpas, Beatriz Gómez-Argüello, José Gutiérrez,

Mª Teresa Macías, Carlos Prieto, Almudena Real, Eduardo Sollet.Responsable: Pilar López-Franco.

Comisión de Asuntos Económicos y FinancierosMercedes Bezares, Pío Carmena, Jesús de Frutos, Marisa Marco, Patricio

O’Donell, María Teresa Ortiz, Responsable: Eduardo Gallego.

Termina un año que puede considerarse altamente positivopara nuestra Sociedad por diversas razones. Esta es, al me-nos, la opinión que compartimos en la Junta Directiva y elsentimiento que muchos de nosotros captamos en el entorno.Esto es bueno y debemos congratularnos todos por ello.

En este año hemos celebrado un excelente IX Congreso enBilbao, y además, se han organizado cuatro jornadas de ca-rácter científico, que han despertado el interés de muchosSocios: "Exposición de las tripulaciones aéreas"; "Alcance delsistema regulador"; "Gestión de materiales residuales", y"Vigilancia médica de profesionales".

Tenemos también nuevos equipos humanos plenamenteoperativos, tratando de mantener y aún mejorar los vehículosde comunicación con los Socios, tanto a través de la revista,como de la "página electrónica de la Sociedad".

Sigue funcionando de manera muy positiva el "Foro" quese estableció entre el Consejo de Seguridad Nuclear y lasSociedades Científicas vinculadas con la protección radioló-gica en el ámbito sanitario (SEFM y SEPR). En este número seincluye una noticia breve sobre el mismo y está acordadoque en el próximo se incorpore un artículo extenso, conjuntode las tres organizaciones participantes, para describir condetalle la actividad de este "Foro", los resultados ya logradosy sus proyectos de futuro.

El presente número está dedicado, de forma monográfica,al tema de la "Dosimetría de Neutrones", que aún siendo unclásico ya en nuestro campo, mantiene una actualidad signifi-cativa y ha suscitado un renovado interés, dada la crecienteincorporación de Aceleradores Lineales al mundo sanitario.Se incluye una interesante entrevista al Profesor D'Errico, unaautoridad mundial en la materia, y una serie de artículos cien-tíficos y operativos, de autores mayoritariamente nacionales,que cubren tanto los aspectos más básicos de la detección yla dosimetría, como aspectos operativos de su aplicación y elimportante tema de la calibración de los equipos de medida.

Este tema de la Metrología, en general, en el que se inclui-ría el de la medida de campos neutrónicos, es uno de losque está siendo tratado en el "Foro" entre el CSN y lasSociedades (SEFM y SEPR), con una atención muy particulara la problemática existente en el ámbito sanitario. Existe yaun borrador muy avanzado de documento que describe la re-alidad nacional actual y apunta las necesidades, nada des-preciables, que sería necesario cubrir con el esfuerzo de to-dos para mejorarla.

Desde la SEPR, apreciamos y valoramos positivamente elinterés renovado en este campo de la Dosimetría deNeutrones en España, y nos felicitamos de forma muy particu-lar, por poder contribuir a los esfuerzos nacionales para con-seguir la implantación y operatividad de un sistema metroló-gico nacional de referencia, completo y de alcance general.

Desde la Junta Directiva, no podemos desaprovechar estaocasión, para recordar a todos la iniciativa tomada, descritaen el anterior número, para que se establezcan y comiencena funcionar los "Grupos Temáticos", en un intento, nada ocul-to, de incentivar la participación de un número creciente devosotros en las actividades de la SEPR, y también, para mejo-rar el grado de utilidad de las actividades que se acometanpara resolver vuestros problemas, y tratar los temas que os in-teresan. Desde aquí os animamos a todos a participar activa-mente en ellos.

Es una satisfacción especial constatar que la preparacióndel Congreso IRPA-11 progresa con normalidad, con el es-fuerzo importante de un creciente número de Socios, y con elánimo y la ilusión de sus responsables directos. Gracias a to-dos ellos por su esfuerzo.

Y naturalmente y dadas las fechas en que la mayoría devosotros estaréis leyendo este número de nuestra revista, des-de la Junta Directiva queremos desearos a todos unas FelicesFiestas en compañía de vuestras familias y que en el año pró-ximo, se cumplan lo mejor posible vuestros deseos y aspira-ciones.

EditorialEditorial

3S o c i e d a d E s p a ñ o l a d e P r o t e c c i ó n R a d i o l ó g i c a


CARTASA LA DIRECTORA

Respuesta a la carta deJosé Luis Carrasco Rodrí-guez

Estimado compañero:

En contestación a tu atentacarta, publicada en el número33 de la revista RADIOPRO-TECCIÓN, deseo indicarte queagradecemos muy sinceramentetu felicitación, y también que seha valorado la sugerencia quenos haces en relación con la uti-lización del castellano en la pá-gina electrónica de la Socie-dad. Como podrás observar,en todas las actividades que laSEPR realiza, el idioma utilizadoes el castellano, y solamente enaquellas actividades cuya infor-mación original es en inglés semantiene este idioma. Para tra-ducir toda esta documentaciónse necesitaría un subcomité detraducción, y en este momentoel Comité de Redacción no dis-pone de esta posibilidad.

Muchas gracias nuevamente,y un cordial saludo.

Pilar López FrancoDIRECTORA DE LA REVISTA

Sra. directora:

Como socio de la SEPR, yante la positiva evolución de laSociedad, quisiera centrar laatención sobre un tema que, co-mo residente en radiofísica hos-pitalaria, considero fundamen-tal. El tema al que me estoyrefiriendo es la formación. En miespecialidad existe una ofertade cursos de gran calidad porparte de la Sociedad Españolade Física Médica, pero haymultitud de temas de Protección

Radiológica, que no pertenecenal terreno de la Física Médica.

La formación no sólo es útilpara mantener los conocimien-tos actualizados, además, es unelemento de cohesión en la pro-pia sociedad, ya que en su de-sarrollo permite reunir a profe-sionales con intereses comunes,lo que acaba redundando enun rico intercambio de ideas.

Creo que la SEPR cuenta conmedios suficientes y con profe-sionales de reconocido presti-gio como para hacer posible lacreación de un calendario decursos de interés para todos.

La creación de un programade formación no es tarea fácil,dada la diversidad de ámbitosen los que está presente la Pro-tección Radiológica, pero estoyconvencido de que si se abor-da el problema con la mismailusión y empeño con el que sehan abordado otros, los resulta-dos serán muy fructíferos.

Ignasi Modolell i FarréResidente en Radiofísica

Hospitalaria.Hospital Universitario de la Prin-

cesa (Madrid).


Con mucho agrado se ha re-cibido tu carta deseando desta-car, en contestación a la mis-ma, que la Junta Directiva de laSociedad Española de Protec-ción Radiológica agradececuantas iniciativas se proponganpara mejorar la calidad de laformación de los profesionalesimplicados en la ProtecciónRadiológica. En este sentido, laSociedad organiza con frecuen-cia actividades diversas.

En la actualidad la Comisiónde Actividades Científicas de laSEPR está estudiando el tema

de formación en su sentido másamplio, con vistas a proponer ala Junta Directiva acciones con-cretas. Por otra parte, en el últi-mo número de la revista y tam-bién en la página electrónicade la Sociedad, podrás encon-trar los grupos temáticos que enel seno de la SEPR están forma-dos, sugiriéndote por tanto quete pongas en contacto con loscoordinadores de aquellas áre-as en las que tu creas que hayuna especial carencia y seríamuy positiva tu colaboraciónproponiendo cursos y jornadasde interés para el colectivo alque perteneces. Toda colabora-ción es siempre bienvenida, noolvidemos que la SEPR somostodos y ésta será lo que entretodos consigamos.

También quiero destacar que,con el patrocinio del CSN, laSEPR y la SEFM tienen previstouna serie de actividades dirigi-das a la formación de distintoscolectivos.

Muchas gracias nuevamentey esperamos tu colaboración,con ese entusiasmo que carac-teriza a los socios más jóvenesde nuestra Sociedad.


Señora directora:

Soy residente de radiofísica yquisiera exponer algunas impre-siones personales sobre el sitioweb de la SEPR.

Es de alabar su alto grado deactualización, la claridad y am-plitud de la sección de enlaceso la disposición gratuita de losdos últimos números íntegros dela revista RADIOPROTECCIÓN.

Sin embargo, también hay al-gunos puntos en los que se po-dría perfeccionar su contenido y

diseño. La disposición de menúsresulta poco intuitiva. Los docu-mentos enlazados (notas, formu-larios, artículos) tienen formatosde lo más heterogéneo: RTF,DOC, PDF, HTM. El documento“Bases biológicas para normati-vas de protección ante radiacio-nes no ionizantes” está ubica-do, sorprendentemente, en lasección Noticias. No quedamuy clara separación temáticaentre las secciones de Convoca-torias y Actividades. Además,en esta última sección, los anun-cios de actividades por realizarno van seguidos de las reseñasde actividades ya realizadas,como sería lógico.

Para acabar, un ejemplo sig-nificativo. Aquella persona queesté interesada en convertirseen nuevo socio encontrará fá-cilmente el impreso de inscrip-ción y la dirección a la que en-viarlo, pero le será tarea casiimposible conocer la cuantía dela cuota anual de afiliación.

Ángel Miñambres MoroResidente de Radiofísica Hospi-talaria. Servicio de Radiofísica

y Protección Radiológica.Hospital Universitario de la

Princesa (Madrid).


Gracias por tu atenta cartaque sin duda ha sido de interés,ya que se está procediendo aimportantes mejoras en la pági-na electrónica de la Sociedad.Tus observaciones por tanto es-tán siendo tenidas en cuenta.

Gracias otra vez y un cordialsaludo.


Pueden dirigir sus cartas a:

Secretaría Técnica de la SEPRC/ Capitán Haya, 60. 28020 Madrid

o, a la dirección de correo electrónico: [email protected]

RADIOPROTECCIÓN • Nº 34 Vol IX 2002 5

N O T I C I A S

JJornada Científica sobre “Las nuevas ideas acerca delas recomendaciones de laCIPR para el control defuentes de radiación”

El pasado día 19 de septiembre de 2002,en el salón de Actos del CIEMAT, y organiza-da conjuntamente por la SEPR y el CIEMAT,con el patrocinio del Consejo de SeguridadNuclear, se celebró una jornada científica enla que el profesor Roger CLARKE impartió unaconferencia sobre el tema “NEW IDEAS ONRECOMMENDATIONS FROM ICRP FORCONTROL OF RADIATION SOURCES”, se-guida de un animado coloquio.

El profesor Roger Clarke es el actual presi-dente de la Comisión Internacional de Protec-ción Radiológica (ICRP), director del NationalRadiological Protection Board (NRPB) del Rei-no Unido, y representante del Reino Unido enel Comité Científico de Naciones Unidas parael estudio de los Efectos de las RadiacionesIonizantes (UNSCEAR), así como miembro dediversos grupos asesores de la Comisión Euro-pea.

En los últimos tres años la Comisión Interna-cional de Protección Radiológica (ICRP) ha da-do a conocer sus ideas para la revisión de lasRecomendaciones de la Publicación 60, apa-recida en 1991, con el objetivo principal deproporcionar un conjunto único y completo derecomendaciones que consolide todo el traba-jo realizado por la ICRP desde entonces. Elloha dado lugar a una serie de debates en dis-tintos foros tanto nacionales como interna-cionales, incluyendo consultas a las socieda-des integradas en la IRPA. En este momento seestán realizando los trabajos de base en losdiferentes Comités de ICRP y se van generan-do los primeros borradores que serán dados aconocer en un futuro próximo.

En su conferencia, el profesor Clarke pre-sentó de forma concisa las líneas principalesde dicha revisión. Así, destacó que el propósi-to primario es la protección de los individuos,junto con el requisito de optimizar la protec-ción para obtener el nivel máximo posible, enfunción de las circunstancias existentes. Talvez, la novedad más llamativa sea la exten-sión del concepto de límite de dosis para utili-zar “niveles para las acciones de protección”(protective action levels) que llevarían a la

adopción de medidas sucesivamente más in-tensas al superarse ciertos valores de referen-cia. Las acciones de protección pueden apli-carse al actuar sobre la fuente o sobre las víasde exposición. Estos niveles vienen a sustituir ya dar coherencia a un conjunto de conceptosutilizados hasta ahora, y que han ido apare-ciendo en distintos ámbitos, como son los nive-les de intervención, los niveles de actuación,las restricciones de dosis y los niveles de exen-ción, junto con los límites de dosis para los tra-bajadores y miembros del público.

En la adopción de los niveles para las ac-ciones de protección se parte de la referenciaque proporciona el fondo natural (excluyendoel radón) que, aunque no las justifique, permi-te ayudar a valorar la importancia de otras ex-posiciones adicionales. De tal manera que laadición de una dosis muy inferior a la dosisanual natural no debiera causar preocupaciónni a los individuos ni a la sociedad. Citándoseun valor de 0,01 mSv al año como aquel quepermitiría directamente excluir una práctica delsistema.

El sistema será aplicable cuando la fuente olas vías de exposición pueden ser controladascon el empleo de medios razonables, quedan-do excluidas aquellas fuentes que no seancontrolables. La exención queda reservada alcontexto regulador y desaparece de las reco-mendaciones.

En este contexto, la exposición a fuentes na-turales queda excluida si éstas no son controla-bles, mientras que, para aquellas que lo sean,sólo será aplicable el sistema de protecciónen los casos en que se supere un cierto valorde referencia, expresado en concentración oen magnitudes directamente medibles, del or-den del valor máximo del rango existente enla naturaleza.

La aplicación del sistema de protección tie-ne sentido solamente cuando una práctica es-té justificada, adquiriendo el término un senti-do amplio, en el que deben ser lasautoridades competentes quienes valoren losposibles factores económicos, estratégicos osociales junto con los radiológicos. La exposi-ción del paciente también se incluye ahora enlas recomendaciones, basándose en los princi-pios de justificación -desde el punto de vistamédico- y optimización, proporcionando nive-les de referencia para el diagnóstico que sir-van como indicadores de la buena práctica.

Además, se está pensando en aclarar elsentido de algunas magnitudes dosimétricas

empleadas en radioprotección, simplificándo-las; si bien la dosis efectiva como concepto seconserva, se modifican los valores numéricosde los factores de ponderación de la radia-ción y de la dosis en diferentes tejidos queconducen a ella, al cambiar la definición dedetrimento radiológico.

Tal vez, una de las novedades más signifi-cativas sea la inclusión de manera explícita enel sistema de la protección del medio ambien-te, o más concretamente de las especies nohumanas. Ello permitirá demostrar fehaciente-mente la validez y el nivel de dicha protec-ción, que hasta ahora se daba por supuestauna vez garantizada la protección de las per-sonas, lo que puede ser cuestionado en deter-minadas circunstancias: por ejemplo, en luga-res donde no pueden habitar los sereshumanos, o de los que las personas han sidotrasladadas por su propia seguridad, o cuan-do la dispersión medioambiental de los radio-nucleidos origina una exposición mínima delas personas pero no así de otras especies. Es-ta exposición debe ser evaluada adecuada-mente, valorando la necesidad de adopciónde medidas de protección o correctoras en sucaso.

La Comisión principal y sus cuatro comitéshan mantenido una discusión sobre las nuevasrecomendaciones durante este año 2002, fru-to de la cual se elaborará una nueva revisiónpara comentarios en 2003, buscando tenerun borrador avanzado para su presentaciónen 2004 durante el Congreso IRPA11 en Ma-drid y el texto definitivo para el año 2005.

Tras la conferencia, el profesor Clarke res-pondió a las preguntas realizadas por los asis-tentes, referidas a los distintos aspectos trata-dos, como la definición de los niveles paraexclusión, la justificación de las prácticas, eltratamiento de la exposición del paciente, laprotección durante el embarazo, la proteccióndel medio ambiente y la definición de magni-tudes dosimétricas, entre otras.

JJornada Técnica sobreTomografía por Emisión dePositrones (PET)

El pasado día 22 de octubre tuvo lugar enel Salón de Actos del Ciemat una jornada téc-nica sobre Tomografía por Emisión de Positro-nes (PET). La iniciativa partió de los responsa-bles del Instituto de Estudios de la Energía del

d e l a

S E P RS E P R


N o t i c i a s

citado organismo y contó con la colabora-ción externa del Instituto PET Dr. Carreras.

La PET básicamente consiste en el registroen imágenes de la distribución orgánica demoléculas marcadas con radioisótopos emi-sores de positrones. Las imágenes PET mues-tran el funcionamiento bioquímico de un ór-gano o tejido, mientras que los rayos X, latomografía computerizada o la resonanciamagnética , muestran solamente su estructu-ra.

Dicha jornada tuvo como finalidad presen-tar los aspectos más destacados y actualesde este tipo de procedimiento de diagnósti-co, y el interés que despertó fue puesto demanifiesto por el número de asistentes, apro-ximadamente 120, que de las distintas disci-plinas implicadas asistieron a la referida jor-nada.

A lo largo de todas las exposiciones sedestacaron los aspectos fundamentales y máscaracterísticos de la PET desde diferentespuntos de vista, dando especial importanciaal aspecto práctico. De esta forma, se defi-nieron tres bloques bien diferenciados: Radio-farmacia, instrumentación y clínica.

El primero de ellos fue tratado en dos pre-sentaciones muy distintas. Inicialmente tomóla palabra Tomás Arroyo, director técnico deMolypharma. En el transcurso de su exposi-ción, se presentaron los aspectos legales aso-ciados a la producción de los distintos radio-fármacos utilizados en PET, resumiendoeficazmente las obligaciones y responsabili-dades que adquiere un Laboratorio dedicadoa este tipo de actividad. A continuaciónFranz Oberdorfer, experto en radioquímica einstrumentación para la síntesis de radiofár-macos PET, ofreció una visión mucho más téc-nica sobre los requerimientos químicos quedeben cumplir estos medicamentos. Tambiénpresentó un avance sobre las nuevas tenden-cias de investigación.

El segundo bloque, dedicado a la instru-mentación PET, corrió a cargo de Josep M.Martí, quien realiza su actividad profesionalen la Clínica Universitaria de Navarra. Esteprofesional destacó los aspectos técnicos ylas bases fundamentales en las que se apo-yan los equipos de coincidencia.

Siguiendo con la instrumentación, y dese-ando conocer el futuro más inmediato de es-tos equipos, se abrió un espacio para que es-pecial is tas de las casas comercialespresentaran sus equipos PET de nueva gene-

ración. Las exposiciones se centraron en lasposibilidades y prestaciones que ofrecen losnuevos cristales de centelleo en la rutina clíni-ca, en especial el LSO y el GSO. Por otraparte, se expusieron las ventajas y solucionesde la imagen multimodalidad, gracias a to-mógrafos mixtos PET-TAC y la excelente acep-tación que está teniendo en países donde laPET está más consolidada. También se desta-có cómo trabajar en modo 3D supone unareducción significativa de la actividad a ad-ministrar al paciente, y por tanto una reduc-ción de la dosis recibida por éste.

José Antonio Ruiz Guijarro, responsable deProtección Radiológica y Control de Calidaddel Instituto PET Dr. Carreras, presentó los as-pectos prácticos de las implicaciones que laprotección radiológica plantea en una uni-dad PET, tanto en lo que afecta a profesiona-les expuestos a radiaciones ionizantes, comoal público en general. Continuó su exposi-ción centrando la misma sobre el control decalidad de los tomógrafos PET y de todasaquellas pruebas, que, en función del equipoelegido y de las condiciones de la Unidad,podrían formar parte del Programa de Ga-rantía de Calidad de la instalación.

La jornada finalizó con la exposición delprofesor José Luis Carreras, quien destacó lasventajas clínicas de la PET, en diferentes cam-pos de la medicina, como la cardiología y laneurología, poniendo de manifiesto, de for-ma significativa, lo que esta técnica suponeen la actualidad dentro del campo de la on-cología. Su participación tuvo especial inte-rés, tanto por su condición de ser pionero enproyectos PET en España, como por la impor-tante participación que el profesor Carrerasha tenido en relación al documento de con-senso recientemente publicado, en el que seestablecen las primeras indicaciones acepta-das en España para el uso de la 18FDG(Fluoro-deoxi-glucosa) único radiofármacoaceptado en España para indicaciones clíni-cas del PET. Apoyándose en una experienciade más de siete mil pacientes y bajo el mar-co del uso tutelado de la 18FDG, se presen-taron numerosos casos clínicos, que demos-t raron la capacidad diagnóst ica y elbeneficio social que la PET puede aportar ala medicina actual.

José Antonio Ruiz GuijarroResponsable de P.R. y Control de Calidad

del Instituto PET Dr. Carreras

CComisión de Asuntos Institu-cionales de la SEPR

El pasado 22 de octubre se celebró en laSede de ENRESA, Madrid, una reunión de laComisión de Asuntos Institucionales de laSEPR. Fueron muchos los asuntos tratados ylos acuerdos alcanzados en dicha reunión,presentándose a continuación un resumen delos que se consideran más relevantes a efec-tos informativos para los socios.

Se comenzó tratando el tema de la constitu-ción de la Comisión según los Estatutos, conel carácter y las funciones asesoras de la JuntaDirectiva que en ellos se establece.

Uno de los aspectos tratados fue la colabo-ración de la SEPR con la SEFM y la SNE, re-cordándose que ya existen actuaciones encurso para establecer un acuerdo básico condichas Sociedades que contemple el modode colaboración con la SEPR. Se recomendóque en los acuerdos a establecer se definanaspectos y obligaciones concretas de las Par-tes con objeto de contribuir a la "estabilidad"y "operatividad" de dichas colaboraciones. Serecomendó así mismo, que en el caso de laSEFM, se estudiara la posibilidad de estable-cer una Comisión Mixta, que analizara en de-talle posibles formas de optimizar, en benefi-cio de los socios, el modo de funcionamientode ambas Sociedades, en sus aspectos Cien-tíficos y Operativos, incluyendo, entre otrospuntos, la posibilidad de organizar los Con-gresos bienales de forma combinada.

En relación con el presente y el futuro delForo de trabajo que está establecido desdehace algunos meses con el CSN, junto con laSEFM, se valoró de forma muy positiva tantosu existencia como su operatividad , siendomuy recomendable su continuidad. Se informóde que, muy pronto, habría en la Revista al-gún tipo de noticia o artículo describiendo elfuncionamiento, los logros conseguidos y lasactividades en curso en dicho Foro.

Respecto a la situación actual en cuanto aactividades e iniciativas de foros interna-cionales y las perspectivas hasta IRPA 11, sepuso de manifiesto que existe una preocupa-ción de carácter general sobre la profusión depróximos Congresos de ámbito europeo quecuentan con el apoyo de IRPA, que parececontradecir el supuesto intento de sistematiza-ción a su celebración cuatrienal, en los añospares entre Congresos mundiales, siguiendo


el reciente de Florencia que tendrá continui-dad en París en 2006. De modo específico,la preocupación se extiende a la posibleafectación que pueda producirse en los Con-gresos mundiales de IRPA, comenzando porel IRPA-11 de Madrid en mayo de 2004. Serecordó que la SEPR ha apoyado, de formadirecta, activa y en parte decisiva, algunoscongresos regionales IRPA en Iberoamérica,por lo que se recomendó que la SEPR trate deque su contribución a tales Congresos sea ex-plícitamente reconocida. Por último, se reco-mendó, de forma enfática, que la SEPR se di-rija a IRPA para manifestar su preocupacióngeneral y específica por la profusión de Con-gresos en Europa con su apoyo, recordandoel compromiso de IRPA-11 y el apoyo perma-nente de la SEPR a los Congresos Iberoameri-canos.

Se trató también el tema de la partici-pación de la SEPR en otros foros nacionalesde interés. La Sociedad está presente en diver-sos foros, más o menos operativos, existentesen la actualidad. En el caso concreto de la Po-nencia de Protección Radiológica creada poracuerdo del Pleno de la Comisión Interterrito-rial del Sistema Nacional de Salud, se reco-mendó que la SEPR se dirija al Ministerio deSanidad y Consumo pidiendo su participaciónen la misma.

Respecto a la puesta en marcha y la opera-tividad de los "Grupos Temáticos" de Socios,tal y como se ha publicitado en la Revista yen la página “WEB”, se coincidió en que elplanteamiento puede resultar operativo y en to-do caso que merece la pena intentarlo. El finúltimo de los Grupos es el de facilitar la rela-ción eficaz entre las necesidades de los So-cios y las actividades que acomete la Junta Di-rectiva de la SEPR. La Comisión recomendóque se buscaran, por todos los medios, incenti-vos para animar y ayudar a los Coordi-nadores de los Grupos Temáticos a "lanzar"sus actividades. En todo caso, resulta básicoque algunos Grupos Temáticos logren "armar-se" cuanto antes y pongan en marcha accio-nes básicas de análisis del estado de sus te-mas y un primer planteamiento de acciones.

Se trató también el tema de la página weby de la revista, valorándose positivamente elesfuerzo realizado en ambos temas y la ope-rativa actualmente existente en ellos. Se reco-mendó dedicar atención al contrato en vigorpara el mantenimiento de la página, con obje-to de que su eficacia sea óptima. Especí-

ficamente se comenta que algunos "enlaces"con otras revistas científicas no siempre funcio-nan. También se recomendó que se pida a laComisión de Actividades Científicas y a losresponsables científico y operativo de la revis-ta que busquen cauces para que sea valora-ble, desde el punto de vista profesional, lacontribución a la revista con artículos. LaSEFM parece disponer de cauces muy positi-vos en este sentido.

No se pudo tratar, por falta de tiempo, laparticipación de la SEPR en debates abiertosy públicos en áreas de su interés. Se trataráde hacerlo en una próxima ocasión.

Finalmente, en el tiempo dedicado a rue-gos y preguntas se trató el tema de "Forma-ción en PR", por el que la preocupación esgeneral y también lo es la convicción de quees preciso que la SEPR realice acciones deci-didas. Se informó de las tareas que el CSNva a encargar a la SEFM y la SEPR sobre as-pectos de formación de personal “no especia-lista”, y se acordó que el tema será objeto deulteriores consideraciones en esta Comisión, yentre tanto, se recomendó que el tema se en-fatice en la Junta Directiva, en la Comisión deAsuntos Científicos y en el Grupo temático es-pecífico.

Don Pedro Carboneras Responsable de la Comisión de Asuntos Ins-

titucionales

PParticipación de la SEPR enlas IX Jornadas Portuguesasde protección contra lasradiaciones

Durante los días 21 y 22 de noviembre de2002 se celebraron en Lisboa las IX Jorna-das Portuguesas de Protección contra las Ra-diaciones, con la colaboración de la SEPR.Las Jornadas estaban organizadas por la So-ciedad Portuguesa de Protección contra lasRadiaciones.

Las ponencias estuvieron encuadradas enocho sesiones representativas del amplio ymultidisciplinar espectro de materias queabordan la problemática actual de la protec-ción radiológica. Así, se dedicaron sesionesa la prevención de riesgos derivados de ex-posiciones ocupacionales a radiacionesionizantes, a legislación en radioprotección,dosimetría, terapia, radiopatología, protec-

ción al paciente enradiología y a es-trategias y estánda-res de protecciónante exposicionesa radiaciones noionizantes emplea-das en medicina yen radiocomunicación.

La elevada preparación científica y docen-te de los ponentes, unida a una organizaciónágil y eficaz de las intervenciones, proporcio-nó a una audiencia participativa, informa-ción completa y avanzada sobre materias deelevado interés para los profesionales reuni-dos en Lisboa. El bloque de sesiones fue se-guido de un Panel dedicado al uranio, en elcual se discutió sobre los retos concernientesa la ordenación territorial, la recuperaciónambiental de zonas de explotación y la pro-tección radiológica en el ámbito local. LasJornadas se cerraron con una Mesa Redondadedicada a legislación en radioprotección,que contó con la participación de expertosen medicina, investigación y legislación.

La SEPR estuvo representada por AlejandroÚbeda, del Departamento de Investigación delHospital Ramón y Cajal (Madrid) y uno de loscoordinadores del grupo temático sobre “Ra-diaciones No Ionizantes” de la SEPR. En su in-tervención, dedicó la primera parte de su po-nencia a describir las características, loslogros recientes y la proyección internacional yde futuro de la SEPR. La segunda parte de laintervención estuvo dedicada a estrategias re-comendadas para vigilancia médica y protec-ción de trabajadores expuestos a radiacionesno ionizantes. En la misma Sesión intervinieronrepresentantes de la Autoridad Nacional deComunicaciones (ANACOM) de Portugal,quienes describieron los planes estratégicos deprotección ciudadana ante exposiciones a se-ñales de radiocomunicación.

La Sesión terminó con un dilatado turno depreguntas que puso de manifiesto el elevadointerés de la audiencia en materia de radiacio-nes no ionizantes. Tal interés brindó al enviadode la SEPR una buena oportunidad para des-cribir el amplio paquete de medidas regulado-ras y de estrategias desarrolladas en los dosúltimos años por las autoridades españolas pa-ra la protección del público ante radiacionesno ionizantes ambientales. La SEPR y sus aso-ciados han contribuido significativamente enese proceso.


N o t i c i a s

La SPPCR ha editado un libro con los pro-ceedings de los trabajos presentados a lasJornadas. Para más información, consultar lapágina web de la Sociedad Portuguesa(http://www.sppcr.online.pt).

JJornada sobre “Exposiciónde las Tripulaciones AéreasComerciales a la RadiaciónCósmica”

En el anterior número de la revista (Nº 33)se informó sobre la Jornada que tuvo lugar so-bre “Exposición de las Tripulaciones AéreasComerciales a la Radiación Cósmica” el día15 de abril de 2002 en el CIEMAT. Paramás información sobre dicha jornada con-tactar con el organizador (José Carlos SáezVergara. CIEMAT. Edificio 36. Avda. Com-plutense, 22. Madrid 28040).

IInformación para los socios

La SEPR ha solicitado al Ministerio de Edu-cación Cultura y Deportes la modificación ne-cesaria de la Orden Ministerial del 23 de fe-brero de 1998, por la que se regulan lastitulaciones mínimas y condiciones que debenposeer los profesores, para impartir formaciónprofesional especifica en los centros privados yen determinados centros de titulación publica.

En la Orden y concretamente en las pagi-nas I-40 e I-41 del anexo I, se establece quedentro de la familia profesional de Sanidad ypara módulos profesionales de “Protección Ra-diológica” correspondiente a los ciclos formati-vos de “Imagen para el diagnóstico” y “Radio-terapia,” las titulaciones requeridas incluyen ungran numero de licenciaturas, entre las que nose encuentran la licenciatura en Física ni la titu-lación en Ingeniería.

Por las razones apuntadas se ha solicitadoque se acometan las modificaciones necesa-rias en la mencionada Orden Ministerial parapermitir que la licenciatura en Físicas así comodeterminados títulos de Ingeniería sean consi-derados a todos los efectos idóneos para im-partir los módulos de Protección Radiológicaen los diferentes ciclos formativos.

EEl Foro Hospitalario

La aplicación práctica de las normas na-cionales en vigor en materia de protección

radiológica plantea con frecuencia una pro-blemática, más o menos compleja, que sueledepender y ser específica de cada ámbitode actividad que utiliza fuentes y otros mate-riales radiactivos para diversos fines.

Es por la existencia de estos problemas porlo que en el año 2001 se crea un Foro de dis-cusión, teniendo como miembros en su iniciopersonas del cuerpo técnico del CSN y so-cios de ambas sociedades, mayoritariamentemiembros de sus respectivas Juntas Directivas.

El Foro en el medio sanitario se constituye,en consecuencia, como el punto de encuen-tro que el Consejo de Seguridad Nuclear, laSociedad Española de Protección Radiológi-ca y la Sociedad Española de Física Médicaestablecen para plantear, debatir e intentarsolucionar los diversos problemas prácticosque aparecen en el este campo y que al es-tar relacionados con las radiacionesionizantes incumben a los organismos citadosanteriormente.

La sistemática de trabajo es la siguiente:Una vez identificado un problema concreto,se discuten el contexto y los aspectos especí-ficos del mismo y se propone un grupo de tra-bajo técnico, formado por miembros de lastres organizaciones, que desarrolle las posi-bles soluciones del mismo. El resultado habi-tual son documentos orientativos, o protocolosde actuación o bien guías de buena prácti-ca, que resultan aceptables para las tres or-ganizaciones y que dan una vía de salida alcitado problema.

En la actualidad y tras un año de trabajo losresultados son notables.

Hasta la fecha se han desarrollado los si-guientes temas:• Manual genérico de PR para acoger los im-

perativos del nuevo Reglamento de Protec-ción contra radiaciones (terminado).

• Control de efluentes de IIRR. (terminado).• Residuos radiactivos sólidos (en curso de edi-

ción la normativa que “oficializará” la apli-cación de la Guía-9.2 del CSN).

• Protección radiológica de trabajadoras ges-tantes (terminado).

• Necesidades en "metrología" (en fase de co-mentarios finales).En la actualidad los trabajos en curso tratan

sobre:- Protocolo para dosimetría de área.- Control de contaminación interna en medici-na nuclear.

- Terapia metabólica.

La SEPR seguirá informando a sus sociosde las actividades de este Foro y dando pun-tual cuenta de los trabajos desarrollados, delos resultados que se vayan obteniendo y desus inmediatas aplicaciones, lo que entende-mos, desde la junta directiva, como pasoesencial para el buen funcionamiento denuestro colectivo

NNota de la Junta Directiva

Ante el creciente número de solicitudes re-cibidas en nuestra Sociedad por parte dedeterminados organismos e instituciones pa-ra la realización de ciertas actividades téc-nicas, tales como la traducción de docu-mentos del OIEA, el desarrollo de materialdidáctico e informativo en materia de pro-tección radiológica, tareas de formación,etc. La Junta Directiva ha elaborado unasnormas sobre la “ORGANIZACIÓN DE LAPRESTACIÓN DE SERVICIOS A ORGANIS-MOS E INSTITUCIONES POR PARTE DE LASEPR, MEDIANTE EL TRABAJO DE SUS SO-CIOS COMPENSADO ECONÓMICA-MENTE.”

Conviene destacar, como primer punto,que nada de lo establecido en los Estatutosde la Sociedad impide este tipo de activida-des. Por otra parte la Junta Directiva quiereintentar canalizar este tipo de actividades através de los “Grupos Temáticos”, de recien-te creación, en un intento intencionado deanimar a todos los socios a participar, deun modo estructurado, en las actividades denuestra Sociedad.

Estas normas están a disposición de to-dos aquellos socios que lo deseen y se pue-den solicitar a:

SECRETARIA TÉCNICA SEPRC/ Capitán Haya, 6028020 Madridc. electrónico: [email protected]

NNueva impresión de losestatutos de la SEPR

Se ha realizado una nueva impresión delos estatutos de la Sociedad Española deProtección Radiológica, que se encuentra adisposición de los socios en la Secretaría dela SEPR, así como en la página web de laSociedad.


FFirmado un acuerdo de colaboración con el Consejo de SeguridadNuclear

En fechas pasadas se ha procedido a lafirma de un Acuerdo Marco de colabora-c ión ent re e l Consejo de Segur idadNuclear (CSN) y las Sociedades de Física-Médica y de Protección Radiológica (SEFMy SEFM). El Acuerdo ha sido firmado porMaría Teresa Estevan Bolea, presidenta delConsejo de Seguridad Nuclear; ManuelFernández Bordes, presidente de la Socie-dad Española de Física-Médica; y PedroCarboneras, presidente de la Sociedad Es-pañola de Protección Radiológica.

En el Acuerdo Marco se definen las con-diciones básicas que serán de aplicaciónpara el desarrollo de actividades de coo-peración entre las tres organizaciones y seidentifican una serie de líneas en las que secree más deseable la realización de talesactividades. El abanico que se ofrece tratade ser suficientemente amplio, y en todocaso, contempla la posibilidad de que laspartes definan otras líneas de interés comúnen el futuro. Una de las líneas identificadasde forma explícita se refiere a la acometidade tareas en el campo de la formación y lainformación en materia de protección radio-lógica.

La aplicación del Acuerdo Marco se rea-lizará mediante la formalización de Acuer-dos Específicos, para el desarrollo de pro-yectos o de actividades concretas. En laactualidad se está ultimando el primero deellos, cuya firma se prevé en el primer tri-mestre de 2003, y que se refiere, específi-camente, a la realización por parte de lasSociedades, de actividades de carácter for-mativo para diversos colectivos profesiona-les del ámbito sanitarios, no especialistasen materia de utilización de radiacionesionizantes o de protección radiológica, conénfasis especial en los llamados "médicosprescriptores".

El plan de actividades que se está pre-parando para éste, el primero de los Acuer-dos Específicos, tendrá una duración 2años y contemplará, básicamente, tres tiposde actividades:

a) Preparación de un documento científi-

co y técnico completo como base docu-mental.

b) Preparación de material divulgativo-for-mativo en diversos formatos y con distintosniveles de profundidad.

c) Realización de actividades informati-vas-formativas a modo de experiencias "pilo-to", con colectivos concretos.

Las tareas anteriores serán realizadas porprofesionales elegidos por las dos Socie-dades y la financiación completa del pro-yecto será a cargo del Consejo de Seguri-dad Nuclear.

LLa SEFM y la SEPR mantienenla colaboración con lasautoridades sanitarias

El pasado 27 de noviembre representan-tes de la SEFM y de la SEPR mantuvieronuna reunión de trabajo con el subdirectorgeneral de Sanidad Ambiental y Salud La-boral y sus colaboradores inmediatos. Lareunión se desarrolló en un ambiente cordialy abierto, como ha sido habitual en el pasa-do.

Los temas tratados y las ideas básicas co-mentadas fueron las siguientes:a) Las Sociedades presentaron el texto ya ul-

timado de la nueva versión del protocolode control de calidad en radiodiagnósti-co y anunciaron su próxima edición y di-fusión, que podría contar con el apoyodel Ministerio de Sanidad.Por parte de la Subdirección General seofreció la posibilidad de que su conteni-do pudiera ser presentado, de forma su-cinta, en la próxima reunión de la ponen-cia especí f ica sobre protecciónradiológica, establecida en el seno de laComisión Interterritorial del Sistema Na-cional de Salud, que está planeada parael próximo mes de enero de 2003.Finalmente se comentó la posibilidad deorganizar, con el apoyo del Ministerio deSanidad, una Jornada específica, parapresentar con detalle los aspectos científi-cos, reglamentarios y operativos del "pro-tocolo", apuntándose la posibilidad deque fuera en el mes de febrero de 2003,en un local del propio Ministerio.

b) Las Sociedades presentaron, asimismo, eltexto ya ultimado de un "Manual Ge-nérico de Protección Radiológica" prepa-

rado para su posible utilización en laconfección de los Manuales específicosde las instalaciones. Este texto ha sido yaubicado en las páginas electrónicas delas dos Sociedades y está siendo consul-tado profusamente.Las Sociedades plantearon la posibilidadde su publicación, en un formato adecua-do, con el apoyo expreso del Ministeriode Sanidad, y de su difusión formal a di-versas Instituciones y Organismos, inclu-yendo las de la Administración Sanitariadel Estado.Por parte de la Subdirección General secomentó que la propuesta sería estudiaday se ofreció a las Sociedades la posibili-dad de presentar también este documen-to, de forma sucinta, en la reunión de laponencia de protección radiológica ya in-dicada.

c) Además, se comentaron otros temas co-mo sigue:

- La Subdirección General informó a laSEPR de que por parte del Ministerio deSanidad se había ya concedido al Con-greso IRPA-11 la calificación como "deinterés sanitario".La SEPR agradeció tal hecho y planteó ala Subdirección General su deseo depoder contar con todo el apoyo que fue-ra posible del Ministerio para la cele-bración de este importante evento.

- La Subdirección General informó sobrelas actividades que tiene en curso el Mi-nisterio de Sanidad para el desarrollodel Plan de Acción puesto en marchapor el OIEA, como resultado de la Con-ferencia Internacional que tuvo lugar enMálaga en 2001, relativa a la protec-ción radiológica del paciente. Se pidióun apoyo específico de las Sociedadespara la organización de una jornada di-vulgativa sobre dicho Plan para los pro-fesionales a realizar en Madrid en losprimeros meses de 2003, y se anuncióque, ulteriormente, se informaría de otrasactuaciones de carácter más institucionalque podrían plantearse en la segundamitad de 2003.La SEPR desea manifestar expresamente

su reconocimiento a las Autoridades del Mi-nisterio de Sanidad, por el apoyo que pres-tan al desarrollo de sus planes y activida-des, en beneficio de las actuacionesprofesionales de sus socios.


E n t r e v i s t a

Francesco d'Errico, doctor en ingeniería nuclear (ins-trumentos y métodos nucleares) y profesor de física delas radiaciones, ha desarrollado sus estudios y carre-ra entre Europa y los Estados Unidos, y está afiliadoa las Universidades de Pisa y Siena, en Italia, y a laUniversidad de Yale, en los EE.UU. Es un especialistaen dosimetría y espectrometría neutrónica y en físicamédica, y ha hecho sus principales contribuciones ori-ginales en la investigación y el desarrollo de la tecno-logía de las emulsiones sobrecalentadas. El Dr. d’Erri-co par t icipa en numerosos proyectos ycolaboraciones internacionales, incluyendo un pro-yecto de dosimetría individual patrocinado por la Co-misión Europea y un proyecto de dosimetría de avia-ción patrocinado por la NASA. Es miembro delConsejo de EURADOS, Oficial Ejecutivo de la "In-ternational Solid State Dosimetry Organization",miembro de grupos de trabajo de ISO y del "Rese-arch Needs Committee" de la "Health Physics So-ciety" americana. También ha sido miembro de comi-tés científicos de conferencias y simposios de físicamédica, dosimetría neutrónica y dosimetría de estadosólido. En el 2000, ha organizado NEUSPEC2000,un taller de espectrometría neutrónica en Pisa, y estáorganizando la "14th International Solid State Dosi-metry Conference", que se realizará en la Universi-dad de Yale en el 2004. Es autor de más de 100publicaciones científicas, es integrante de los comi-tés editoriales de la revista "Radiation Protection Do-simetry" y de la "EULEP/EURADOS Newsletter".

Francesco d'Errico, doctor in nuclear engineering(nuclear instruments and methods) and professor of ra-diation physics, has developed his studies and careerbetween Europe, where he has appointments/holdspositions at the Universities of Pisa and Siena, Italy,and the Unites States where he has an appointment/aposition at Yale University. He is an specialist in neu-tron dosimetry and spectrometry and in medical phy-sics, and has made his main original contributions in

investigating and developing the superheated emul-sion technology. Francesco d'Errico is involved in nu-merous international projects and collaborations, in-cluding an individual dosimetry project sponsored bythe European Commission and an aviation dosimetryproject sponsored by NASA. Francesco is a Councilmember of EURADOS, an Executive Officer of the In-ternational Solid State Dosimetry Organization, amember of ISO task groups and of the Research Ne-eds Committee of the American Health Physics So-ciety. He has also been part of the scientific advisorycommittees of conferences and symposia on medicalphysics, neutron dosimetry and solid state dosimetry.He has organized NEUSPEC2000, a neutron spectro-metry workshop, in Pisa in 2000, and will organizethe 14th International Solid State Dosimetry Conferen-ce at Yale University, in 2004. Author of over 100scientific publications, he is also part of the editorialboards of Radiation Protection Dosimetry and of theEULEP/EURADOS Newsletter.

Realizada por el Dr. Antonio Delgado (CIEMAT)

Entrevista con el profesor Francesco d’Errico


A.D. A la vista de las dificultades yde la aparente lentitud en los progre-sos habidos en los métodos y técnicasde medida para la dosimetría de neu-trones, uno podría preguntarse si ladosimetría de neutrones es realmentela “misión imposible” de toda la dosi-metría de radiaciones. ¿Es realmenteasí?

F.dE. Ciertamente, parece que losmétodos de medida de neutrones sontodavía incapaces de proporcionar unasolución satisfactoria para el problemade la dosimetría neutrónica. Sin embar-go, aunque no hayan ocurrido "saltoscuánticos", los métodos experimentalesse han mejorado considerablemente enla última década. La impresión de quela dosimetría neutrónica es "una misiónimposible", en mi opinión, es principal-mente debida al hecho de que el pro-greso en los métodos apenas puedemantener el ritmo de las exigencias,que van cambiando rápidamente. Pormucho tiempo, la dosimetría neutrónicase ha concentrado principalmente enlos reactores nucleares y era relativa-mente fácil verificar que los trabajado-res ocupacionalmente expuestos no ex-cedieran su límite de dosis equivalenteanual, a pesar de las grandes incerti-dumbres asociadas con las medidas.Sin embargo, en los últimos diez añoshan surgido nuevos desafíos regulato-rios y técnicos. Ante todo, en 1991 laICRP emitió su Publicación 60 que re-comienda una revisión de los coeficien-tes de conversión de dosis equivalente,junto con límites anuales más bajos y,en general, una mayor exactitud en lasmedidas. En segundo lugar, en 1996EURATOM emitió su Directiva 96/29,que requiere que los Estados miembrosde la Unión Europea adopten normasbásicas de seguridad basadas en ICRP60 y, entre otras cosas, introduce laexigencia para evaluar "el aumentosignificativo de la exposición debido a

fuentes naturales de radiación." La últi-ma exigencia concierne en particular ala exposición a radiación cósmica dela tripulación de aviones. Ésto ha ex-pandido considerablemente el alcancede la dosimetría neutrónica. El ya com-plejo problema de revisar y optimizarla respuesta de monitores de neutronespara satisfacer las nuevas recomenda-ciones ICRP ha sido ulteriormente com-plicado por la necesidad de definiruna respuesta de referencia hastaaproximadamente 1 GeV y luego al-canzar esa respuesta mediante méto-dos experimentales. No exactamente"imposible", pero casi ….

A.D. Has estado participando de mo-do muy activo en varios proyectos in-ternacionales relacionados con la dosi-metría de neutrones. Desde estaexcelente perspectiva, ¿podrías comen-tar los progresos recientes que conside-ras más relevantes concretamente en ladosimetría personal de neutrones?

F.dE. Hace sólo diez años, una granintercomparación internacional de do-simetria neutrónica organizada por EU-RADOS y SSI, el Instituto de Radio-protección Sueco, mostró que losdosímetros neutrónicos personales erantodavía principalmente dispositivos pa-sivos basados en métodos tradiciona-les como termoluminiscencia o detecto-res de trazas. El umbral de detección

mínimo de estos dispositivos era típica-mente de varios cientos de microsie-verts y las dependencias energética yangular de la respuesta estaban lejosdel ideal. Desde entonces, el empujepara poner en práctica las recomenda-ciones de la ICRP y, en particular, losprincipios ALARA condujeron a unamayor atención hacia métodos de altasensibilidad que ofrecen una respuestaen tiempo real. Los detectores de bur-bujas ganaron una gran popularidaden este período, a principios de losaños noventa, cuando fue reconocidoque eran el único sistema comercial-mente disponible que ofrecía depen-dencia energética adecuada, alta sen-sibilidad a neutrones y respuesta entiempo real. Sin embargo, una genera-ción nueva de dispositivos de alta sen-sibilidad y respuesta en tiempo real haaparecido recientemente en el merca-do: los dosímetros electrónicos perso-nales (EPD). Los EPD para radiación fo-tónica y beta han estado disponiblescomercialmente desde hace variosaños y su nivel de exactitud y fiabili-dad es tal que son actualmente consi-derados para la dosimetría oficial oprimaria. Por el contrario, EPDs paraneutrones sólo han sido introducidosmuy recientemente. Prácticamente la to-talidad de estos dispositivos están ba-sados en semiconductores, lo que loshace particularmente atractivos debidoa su robustez, pequeñas dimensiones ycoste limitado. Sin embargo, los detec-tores basados en semiconductores pre-sentan una dependencia energéticainadecuada de la respuesta a los neu-trones y una sensibilidad intrínseca alos fotones. El desarrollo de solucionesviables para estos dos problemas com-plejos ha requerido tiempo y esfuerzoconsiderables por parte de la industriade detectores de radiación, quien enfo-có primero el desarrollo de los mássimples y más rentables EPD para foto-nes y radiación beta. A pesar de las

Parece que los métodos de medida deneutrones son todavía

incapaces de proporcionaruna solución satisfactoria

para el problema de ladosimetría neutrónica.

“

“


E n t r e v i s t a

elevadas dificultades técnicas y de unmercado relativamente limitado, tam-bién ha llegado el momento de los EPDde neutrones y finalmente están comer-cialmente disponibles modelos japone-ses sumamente miniaturizados, así co-mo modelos europeos más voluminosospero más exactos.

A.D. Además de los instrumentosmás tradicionales como son los basa-dos en técnicas de moderación, los de-tectores de burbujas parecen ser unode los pocos métodos propuestos quehan alcanzado madurez suficiente co-mo par poder ser empleados en lapráctica. Siendo tu uno de los investi-gadores y promotores de ese tipo dedetectores más característico, ¿podríasexplicarnos las razones de tal éxito?

F.dE. Como comentaba anteriormen-te, los detectores de burbujas para do-simetría personal se hicieron popularescuando no había realmente ningúnotro sistema que proporcionase la de-pendencia energética requerida, unumbral de detección bajo y una res-puesta en tiempo real. De las distintasversiones existentes, el denominado“detector de burbujas” (bubble (dama-ge) detector) del tamaño y forma deuna pluma contribuyó enormemente alcreciente empleo de esta tecnología endosimetría personal. Estos detectorespasivos presentan algunas solucionestecnológicas muy ingeniosas. Están ba-sados en el contaje óptico de las bur-bujas que se forman y permanecenatrapadas dentro del detector despuésde la irradiación. El contaje puede ha-cerse manualmente, quiero decir vi-sualmente, o mediante sistemas de cá-mara automatizados que puedenreconocer hasta cien burbujas. Durantelos últimos años, la aplicabilidad deestos detectores en radioprotecciónpráctica ha sido mejorada considera-blemente. Los primeros modelos sufrían

de dos problemas principales: no eraposible usarlos más, una vez que seformaban más de cien burbujas, y larespuesta variaba con la temperatura(más del 5 % por grado Celsius). Elmodelo actual presenta una caperuzaroscada que permite la presurización yreinicialización del dispositivo al finalde cada uso. Además, contiene un ma-terial térmicamente extensible que ejer-ce presión sobre el detector y compen-sa una gran parte de los efectos de latemperatura. Verdaderamente, estasmejoras han puesto a la tecnología deldetector de burbuja a un nivel bastantemaduro. A pesar de la llegada de losEPD, existe todavía un espacio paralos detectores de burbujas en dosime-tría personal ya que ofrecen una res-puesta superior a neutrones, insensibili-dad a fotones o a la interferenciaelectromagnética, y no necesitan pilas.

A.D. Al hilo de tu respuesta anterior¿Cuales son las aplicaciones dosimétri-cas mejor servidas por los detectoresde burbujas?¿Existen diferencias entrelas dos tecnologías de burbujas desdeel punto de vista de su aplicación prác-tica?

F.dE. Ciertamente hay dos tecnologí-as de fabricación y dos versiones prin-cipales de estos dispositivos, llamadospor sus creadores originales “detecto-res de gotas sobrecalentadas" (super-heated drop detectors) y "detectoresde burbujas” (bubble (damage) detec-tors), respectivamente. Los detectorescomparten la misma física y por estarazón me gusta llamar a todos "super-heated emulsions" (emulsiones sobre-calentadas), denominación que ha si-do adoptada recientemente por laICRU y la ISO en sus informes y nor-mas. La diferencia entre las dos tecno-logías está relacionada principalmentecon el método utilizado para contarlas burbujas que se forman en los de-tectores irradiados. En los "bubble (da-mage) detectors" las burbujas son atra-padas en un polímero gelatinosobastante rígido, y pueden ser contadasindividualmente. Estos detectores pasi-vos, de los que hemos hablado antes,son particularmente convenientes parala dosimetría personal, ya que presen-tan un umbral de detección de unosmicrosieverts. En los "superheateddrop detectors" se utiliza un gel acuo-so, menos rígido, y las burbujas pue-den migrar dentro del detector. Estosdetectores son más adecuados paramedidas de dosis altas o para disposi-tivos activos. En la versión para medi-das de dosis altas, los frascos del de-tector son conectados a pipetasgraduadas: cuando se forman burbu-jas de vapor, estas desplazan un volu-men equivalente de gel en la pipetaque puede ser medido fácilmente. Unaaplicación especial de estas emulsio-nes es la medida de fotoneutrones ge-nerados por rayos X en radioterapia.El empleo de "superheated drop detec-tors " en la instrumentación activa, encambio está basado en el hecho deque el hervor de las gotitas sobreca-lentadas es acompañado por pulsosde presión oscilante, los que pueden

Los detectores de burbujas para dosimetría

personal se hicieronpopulares cuando no

había ningún otro sistemaque proporcionase la

dependencia energéticarequerida, un umbral de

detección bajo y unarespuesta en tiempo real.

“

“


ser fácilmente registrados acústicamen-te. Basados en esta idea, se han desa-rrollado varios instrumentos originalespara la dosimetría y la espectrometríade neutrones.

A.D. ¿Podemos esperar todavía nue-vos desarrollos y nuevas mejoras enlos detectores de burbujas?

F.dE. Esta pregunta llega en un mo-mento muy difícil. Robert Apfel, uno delos más grandes expertos mundiales enacústica y dinámica de los fluidos y elinventor de la tecnología de las emul-siones sobrecalentadas, falleció repen-tinamente el pasado agosto. Por mi for-mación en instrumentos y métodosnucleares, Robert me había elegidopara trabajar con él, primero como sualumno, y más tarde como su colabo-rador principal en la investigación ydesarrollo de las emulsiones sobreca-lentadas. Ahora, he recibido la respon-sabilidad de mantener vivo su gran le-gado y haré todo lo posible paradesarrollar aun más la tecnología delas emulsiones sobrecalentadas. La do-simetría tridimensional, la microdosi-metría de fase condensada y la espec-trometría de LET son algunos de losnumerosos proyectos apasionantes einnovadores a los que quiero dedicar-me. El papel de las emulsiones sobre-calentadas será también valiosamentedefendido por Harry Ing, quien desa-rrolló el popular "bubble (damage) de-tector" para dosimetría personal. Segu-ramente también podemos esperarmejoras y desarrollos provinientes desu grupo.

A.D. Los procesos físicos en los quese basan los detectores de burbujas,aunque bien conocidos, son radical-mente distintos de los habituales enotros tipos de detectores a los que losdosimetrístas estamos más acostumbra-

dos, como la ionización en gases o ensólidos. ¿Podrías comentar algo en re-lación con esos procesos?

F.dE. Las emulsiones sobrecalentadasfuncionan según los mismos principiosfísicos que la cámara de burbujas, em-pleada desde hace mucho tiempo enla física de partículas de alta energía.La diferencia clave entre éstos y todoslos otros detectores de radiación es elempleo de un líquido sobrecalentado,que es un fluido mantenido en la faselíquida aunque su temperatura esté porencima del punto de ebullición. Un lí-quido sobrecalentado es "metaestable"y está listo para vaporizarse en cuanto

tenga lugar un factor de provocación,como el paso de una partícula carga-da creada por una interacción neutró-nica. Las emulsiones son continuamen-te sensibles a la radiación ya que lasgotitas son mantenidas en el estado so-brecalentado, lo que es posible gra-cias a que el gel emulsionador es co-mo un contenedor perfecto para ellas,con paredes lisas y limpias. La nuclea-ción de las burbujas sólo ocurre cuan-do una cantidad de energía suficientese deposita dentro de la región micros-cópica ocupada por la gota sobrecalen-tada. La detección selectiva de diferen-tes tipos de radiaciones directamente oindirectamente ionizantes puede conse-

guirse a través de una elección apro-piada de líquidos (típicamente carbu-ros halogenados) y de las condicionesde funcionamiento. Por ejemplo, lasemulsiones de halocarburo-114 soncompletamente insensibles a fotones yson muy convenientes para la espectro-metría de neutrones rápidos, así comopara la detección de partículas carga-das por encima de valores específicosde energía y LET. Las emulsiones de ha-locarburo-12 son también sensibles aneutrones térmicos e intermedios, y sonlas más convenientes para aplicacio-nes de dosimetría de neutrones ya quesu respuesta es similar a los coeficien-tes de conversión de dosis equivalente.Finalmente, las emulsiones de halocar-buro-115 son sensibles a electrones ydetectan fotones por sus partículas se-cundarias, así como también iones debaja LET por sus interacciones coulom-bianas.

A.D. Algunos expertos parecen serproclives a pensar que la espectromet-ría es inevitable para obtener una bue-na dosimetría en el caso de neutrones.¿Es así en tu opinión?. ¿Para nivelesde radioprotección también?

F.dE. Esto depende principalmentede la naturaleza del campo neutrónicoy del nivel de exactitud requerido. Sepueden identificar tres métodos funda-mentales en dosimetría neutrónica pa-ra protección radiológica. Primero, sepuede hacer una determinación de do-sis equivalente basada en su definicióncomo el producto de dosis absorbidamultiplicada por el factor de calidadderivado de técnicas microdosimétri-cas. Segundo, se puede diseñar un dis-positivo que reproduzca la dependen-cia energética de los coeficientes deconversión a dosis equivalente, utili-zando un efecto físico o (bio)químico conpropiedades similares a la deposición

Hay rangos de energía para los que no

se dispone de ningúnmonitor de dosis

equivalente adecuado.

“

“


E n t r e v i s t a

de dosis equivalente en el tejido. Terce-ro, se puede hacer una determinaciónespectrométrica de la distribución ener-gética de la fluencia que luego es inte-grada sobre los coeficientes de conver-sión de dosis equivalente. Cadamétodo tiene sus partidarios fervientesy yo ciertamente no quiero expresaruna preferencia particular. Sin embar-go, se puede decir que la espectromet-ría neutrónica proporciona una medi-da de una magnitud del campo deradiación, o sea una caracterizaciónfundamental del campo de neutrones,que es válida independientemente decantidades operacionales, tipos de ma-niquies o factores de calidad. Esta in-formación puede ser usada en conjun-ción con los coeficientes actuales deconversión o con otros que pudieranser recomendados en el futuro. Ade-más, hay rangos de energía para losque no se dispone de ningún monitorde dosis equivalente adecuado. En es-tos casos, la espectrometría puede pro-porcionar un acercamiento viable parala determinación de las cantidades deprotección radiológica. En otros casos,sin embargo, el considerable tiempo yesfuerzo requerido para los complejosprocedimientos de espectrometría noparecen justificados y los monitoresconvencionales son una opción máspráctica.

A.D. Tu tienes también amplia expe-riencia en métodos microdosimétricos,con TEPCs (Detectores ProporcionalesEquivalentes a Tejido). ¿Piensas que es-tos métodos pudieran ser aplicados enun futuro para la dosimetría personalde neutrones? De vez en cuando seven publicaciones describiendo nuevosprototipos o ideas para su desarrolloorientados a la dosimetría personal.

F.dE. Como decíamos antes, los méto-dos microdosimétricos, y en particularlos contadores proporcionales equivalen-

tes a tejido, permiten la determinaciónde la dosis equivalente según su defini-ción, que es el producto de la dosis ydel factor de calidad, un método muyelegante. De hecho, ya a finales de losaños sesenta se propuso, en Inglaterra,un contador proporcional con su electró-nica miniaturizada, posiblemente uno delos primeros EPD, para la dosimetríapersonal. La idea fue abandonada has-ta mediados de los años ochenta,cuando se presentaron varios prototi-pos de laboratorio y también versionescomerciales. Sin embargo, estos dispo-sitivos también fueron abandonados yaque tenían altos gastos de fabricacióny una variedad de problemas, comoalto consumo de electricidad, microfo-nía, interferencia electromagnética ysensibilidad relativamente baja. Final-mente, algunos laboratorios de investi-gación en Francia y Alemania han pro-puesto recientemente algunosprototipos nuevos que parecen alcan-zar grandes aumentos de sensibilidadusando un diseño "multicelular" en losque un mismo volumen de gas está encontacto con una pared de mayor su-perficie. Estos dispositivos presentanuna muy buena dependencia energéti-

ca de la respuesta de dosis equivalentey pueden proporcionar una gran canti-dad de información sobre el campoentero de radiación, no solamente so-bre la componente neutrónica. Sin em-bargo, a pesar de estos comentariospositivos, yo creo que será bastante di-fícil que los contadores proporcionalesalcancen el mismo nivel de miniaturiza-ción y robustez que los dispositivos asemiconductores, que parecen consti-tuir el futuro de la dosimetría neutróni-ca personal.

A.D. Finalmente, ¿Querrías añadiralgo para nuestros lectores? Sin dudaserá muy interesante en particular parala aun pequeña comunidad de dosime-trístas de neutrones en nuestro país

F.dE. España tiene los recursos y lamotivación, reactores de energíanuclear y centros de investigacionesnucleares, para jugar un papel impor-tante en dosimetría neutrónica. Estoyfamiliarizado en particular con el exce-lente trabajo realizado en las Univer-sidades de Barcelona y Valladolid.Creo que varios proyectos de investi-gación internacionales de dosimetríaneutrónica se beneficiarían de una ma-yor participación española. CIEMATtiene un historial excepcional de parti-cipación en proyectos internacionalesde dosimetría medioambiental, interna,retrospectiva y médica. Esta experien-cia podría servir de ejemplo y de guíapara una mayor participación españo-la en dosimetría neutrónica.

A.D. Gracias, Francesco por la ama-bilidad y el interés que has mostradocontestando a nuestras preguntas. Gra-cias especialmente por el reconoci-miento que nos haces a los que en Es-paña estamos trabajando en elcomplejo campo de la dosimetría deneutrones.

España tiene losrecursos y la

motivación, reactoresde energía nuclear y

centros de investigaciónnuclear, para jugar unpapel importante en elcampo de la dosimetría

neutrónica.

“

“


INTRODUCCIÓN

La interacción de un neutrón con elcuerpo humano incluye múltiples dis-persiones elásticas que dan como re-sultado la "moderación" de la energíadel neutrón, con posterior deposiciónde energía a través de reacciones decaptura nuclear de esos neutrones yatermalizados. Este proceso no puedesimularse con un dispositivo pequeño yligero, como es el caso de un dosíme-tro personal. Como consecuencia deello, los dosímetros personales paraneutrones interaccionan con un espec-tro de neutrones diferente al de los teji-dos corporales y el tipo de interaccio-

nes de captura del neutrón en el orga-nismo es diferente del que normalmentese utiliza en los dosímetros. Por lo tanto,la dependencia de la energía es un pro-blema inherente a la dosimetría perso-nal de neutrones.

La magnitud a medir es la dosis equi-valente personal, Hp(10). Para la ra-diación neutrónica, la energía deposi-tada por unidad de masa tiene que serponderada por un factor de aproxima-damente 10 para la mayor parte deespectros realistas, para obtener la do-sis equivalente. Como consecuencia deello, la necesidad de un límite de de-tección bajo para dosis equivalente de

neutrones (por ejemplo de 0,1mSv),implica la necesidad de una detecciónde señales adicionales muy pequeñas(correspondientes por ejemplo a0,01mGy de dosis absorbida) en pre-sencia de radiación de fondo que tie-ne una intensidad y composición varia-ble. Por lo tanto, la alta sensibilidadconstituye un reto para la dosimetríapersonal de neutrones.

Para detectar radiación neutrónica enun dosímetro personal, se utilizan funda-mentalmente dos tipos de interacciones:

1. Dispersión elástica de neutronesrápidos en hidrógeno. Mediante esteproceso, la energía se transfiere a los

DosímetrDosímetros electrónicos personales paraos electrónicos personales paraneutrneutrones. Nuevos desarones. Nuevos desar rrollos basados enollos basados endetectordetectores de almacenamiento dires de almacenamiento directo de ionesecto de ionesy en detectory en detectores de silicio.es de silicio. Dr Christian Wernli.

Paul Scherrer Institute, Villigen, Suiza.

SUMMARY

Electronic personal neutron dosemeters are stillsubject of laboratory or industrial developmentprograms. Problems to be solved relate todosimetric characteristics such as neutron energydependence, neutron/photon differentiation, andsensitivity as well as technological challengesconcerning size, weight, and cost of such devices.Recent developments on silicon detector basedsystems are quite promising, although somecommercially available products show rather poorperformance. Prototype Direct Ion Storage (DIS)neutron dosemeters have been tested in variousprograms. First industrial series of DIS-N have beenproduced and further optimization of the design isgoing on.

RESUMEN

Los dosímetros personales electrónicos para neutrones siguen siendoobjeto de programas de desarrollo industrial o de laboratorio. Losproblemas que aún han de solucionarse están relacionados tanto concaracterísticas dosimétricas tales como la dependencia con la energíade los neutrones, la discriminación entre neutrones y fotones y lasensibilidad, como con aspectos tecnológicos relacionados con eltamaño, peso y coste de dichos dispositivos. Algunos desarrollosrealizados recientemente en sistemas basados en detectores de silicioson bastante prometedores, aunque algunos de los primeros productosya comercialmente disponibles muestran un rendimiento más bienpobre. Prototipos de dosímetros de neutrones basados en la técnicasde almacenamiento directo de iones (Direct Ion Storage, DIS) han sidoprobados en diversos programas. Se ha producido la primera serieindustrial de DIS-N y se está realizando en la actualidad unaoptimización adicional del diseño.


C o l a b o r a c i o n e s

núcleos de los átomos de hidrógeno. Losprotones de retroceso son entonces detec-tados. Sus rangos son de hasta cerca de100 micrómetros en material equivalentea tejido (dependiendo de la energía). Ladosimetría de neutrones basada en proto-nes de retroceso generalmente es factiblepara neutrones de energía superior a 0,1MeV.

2. Reacciones nucleares con neutronestérmicos. Para la dosimetría personal lasreacciones más frecuentemente utilizadasson 6Li(n,|)3H ó 10B(n,|)7Li. Las partículassecundarias de estas reacciones son direc-tamente ionizantes y pueden ser detecta-das. Sus rangos son más bien cortos. Paralas partículas | el rango es de aproxima-damente 10 micrómetros en material equi-valente a tejido.

Aunque en menor medida, también seutilizan otras interacciones tales como re-sonancias para neutrones con energía enel rango intermedio. El principal problemade la mayoría de los sistemas dosimétri-cos electrónicos de neutrones es el de dife-renciar entre partículas secundarias pro-ducidas en reacciones nucleares conneutrones y el fondo, fundamentalmente eldebido a radiación fotónica.

En 1999 se publicó una revisión de do-símetros activos para neutrones [1]. En el2001 se publicaron artículos de revisiónsobre dosímetros electrónicos para foto-nes, radiación beta y neutrones [2,3].

DOSIMETRÍA DE NEUTRONESCON DETECTORES Si. UNA BREVE REVISIÓN.

Desarrollo de un dosímetrooperacional en el IPSN deFrancia.

El objetivo del departamento de dosi-metría del IPSN era diseñar un dosíme-tro individual para neutrones que cum-pliera todas las especificaciones del"IEC estándar 1323". En los últimos

años se han investigado diferentes tec-nologías y el resultado ha sido el desa-rrollo de un dosímetro basado en detec-tores de silicio [4].

La sección eficaz de interacción entrelos neutrones y el propio silicio no es su-ficiente como para que pueda utilizarsedirectamente un diodo como detector deneutrones. Por lo tanto, han de utilizarseconvertidores "neutrón-partícula carga-da". Se usan dos tipos de reacciones(dispersión elást ica e interacciónnuclear) para conseguir la mejor cober-tura del rango de energía de los neutro-nes para el que el dosímetro debe, ide-almente, proporcionar una respuestaconstante en función de la energía delneutrón. Estos convertidores se colocandirectamente en contacto con la ventanade entrada del diodo de silicio (figura1) sobre distintas áreas del mismo.

La mayoría de las señales obtenidaspara neutrones con energía mayor a0,3 MeV se basan en dispersiones elás-ticas neutrón-protón obtenidas en un ma-terial que contiene grandes cantidadesde hidrógeno (polietileno). Cuando losneutrones interaccionan con el converti-dor, parte de la energía de los neutro-

nes incidentes es transferida a los proto-nes en los átomos de polietileno. Comoconsecuencia de esta transferencia deenergía se provoca el movimiento deprotones. El uso de una pareja de con-vertidores realizados con dos películasde polietileno de diferente espesor per-mite evaluar la energía de los neutronesincidentes (entre 0,3 y 15 MeV) y de es-te modo corregir variaciones en la sensi-bilidad en función de la energía. La de-tección de neutrones con energía menora 0,3 MeV se basa fundamentalmenteen la reacción nuclear 10B(n,|)7Li de losneutrones con el boro-10. El grosor delos convertidores pequeños ha sido opti-mizado de tal manera que la respuestadel dosímetro es satisfactoria para todoel rango de energía de los neutrones(desde energía térmicas hasta 15 MeV).Las partículas cargadas (protones, alfao núcleos de litio) se detectan en el dio-do de silicio y depositan parte o toda suenergía en él.

Se ha calculado la distribución de lasenergías depositadas en el diodo de si-licio durante la irradiación con neutro-nes monoenergéticos de 0,25 MeV.Hay un primer pico por debajo del

Fig. 1. Esquema del sistema convertidor y detector del dosímetro Saphydose-n.


umbral de 0,1 MeV, debido a unacomponente fotónica que esta relacio-nada con el modo de producción delos neutrones. Hay un segundo picocentrado en 0,2 MeV, que correspon-de a protones originados por el polieti-leno. El tercer y cuarto pico a 0,8 y1,6 MeV respectivamente se originanpor la interacción de los neutrones conel boro-10. Se utiliza el análisis del es-pectro de "pulsos" producido en el dio-do para evaluar la dosis equivalente yel equivalente de dosis de neutrones entiempo real.

En noviembre de 2001 se construyóuna primera serie de 15 dosímetrosque sería analizada en cuanto a su ca-libración por el CTHIR (Agencia deCertificación Francesa). La comerciali-zación con el nombre de "Saphydose-n" comenzó a principios de 2002.

Proyecto de dosímetro deneutrones del GSF.

En el GSF, Munich, se ha desarrolla-do un dosímetro electrónico para neu-trones basado en cuatro diodos de sili-cio con convertidores optimizados. Enla figura 2 se presenta un esquema delprototipo y de la función de respuestade los detectores (falta un detector enel esquema).

"Aparatos" electrónicos deAloka y Funji y nuevosdesarrollos en PTB.

Las compañías japonesas Aloka y Funjihan desarrollado dosímetros electrónicospara neutrones basándose en diodos desilicio comercialmente disponibles. Lasprimeras medidas realizadas por el PTBen el sistema Aloka han mostrado una so-bre-respuesta considerable para neutro-nes con energía en la región intermedia,impidiendo que el aparato pueda utilizar-se como dosímetro personal [5]. Medidasrecientes realizadas por el PTB tambiénmuestran una mejor dependencia de laenergía por parte de los dosímetros elec-trónicos de neutrones de la marca Funji[5]. Realmente no existen más datos, yaque este instrumento no es fácil de conse-guir en el mercado europeo.

En el PTB se está desarrollando un nue-vo dosímetro electrónico para neutrones[5]. Este aparato está basado en un úni-co detector con un diseño especial con-vertidor/detector optimizado para la de-tección de la dosis equivalente deneutrones y fotones. En la figura 3 semuestra la dependencia de energía delactual prototipo.

Siemens EPD-N.

El dosímetro electrónico Siemens EPD-N comercialmente disponible, es sensi-

ble a radiación X, gamma y neutrones.Se utilizan tres tipos de detectores diodoPIN para medida de rayos gamma du-ros, rayos gamma blandos, compensa-ción de neutrones y detección de neutro-nes. La dosis de fotones y neutrones seestima por medio de un algoritmo para-metrizado con cuatro canales. El detec-tor de neutrones es sensible únicamentea neutrones térmicos y la respuesta aneutrones rápidos de más de 1 MeV esmuy baja. Puesto que la diferenciaciónentre las señales debidas a radiación fo-tónica y a neutrónica no es fácil, pareceser posible la identificación errónea dedosis como debido a neutrones cuandoel equipo se expone a rayos X.

El diseño mecánico está basado enel bien conocido Siemens EPD Mk2para fotones y radiación beta.Recientemente, Siemens ha anunciadoel modelo EPD-N2. Este dosímetro deri-va la dosis de neutrones a partir dedos detectores, prometiendo una de-pendencia de la energía mejorada.Aún no se dispone de datos técnicospara este sistema.

DOSIMETRÍA DE NEUTRONESCON CÁMARAS DE IONIZACIÓNPOR ALMACENAMIENTO DIRECTO DE IONES.

Ya en 1963, H.H. Rossi publicó untrabajo sobre "Cámaras de ionizaciónen dosimetría de neutrones" [6], en elque dejó claro que la dosimetría deneutrones con cámaras de ionizaciónen campos de radiación mixtos no essencilla. Puesto que la radiación fotóni-ca es siempre detectada por las cáma-ras de ionización, para evaluar la do-sis de neutrones han de utilizarse dostipos de cámaras de ionización con dis-tinta respuesta a ese tipo de radiación,debiendo poder diferenciarse bien lasseñales respectivas de ambas cámaras.

Fig. 2. Esquema del prototipo de dosímetro para neutrones del GSF (vista frontal) y de la función derespuesta.

38 vS HP II



Basándose en este concepto, se handesarrollado una serie de sistemas pa-ra la medida de neutrones basados enel concepto de "active twin chambers"o cámaras pareadas activas [7-9]. Enaplicaciones prácticas existían limita-ciones debido a que la sensibilidadde dichos sistemas es más bien bajapara la determinación de la dosisequivalente de neutrones debido a de-ficiencias en la electrónica en el mo-mento en que tales sistemas fueron de-sarrol lados. Posteriormente, sediseñaron dispositivos de cámaras deionización pasivas usando "electrets"[10, 11]. Pero, hoy en día, ningunode estos sistemas se usa de forma ruti-naria para la vigilancia individual. Re-cientemente RADOS Technology ha in-troducido un nuevo principio en ladosimetría de radiaciones basándoseen el denominado "AlmacenamientoDirecto de Iones, (“Direct Ion Stor-age", DIS). Actualmente, los sistemasDIS están comercialmente disponiblesy legalmente aprobados en Suiza pa-ra su uso con radiación beta y fotones.Además se han desarrollado sistemasDIS para dosimetría de neutrones en el

marco de un Proyecto de InvestigaciónEuropeo [12] y están disponibles algu-nos dosímetros a nivel prototipo.

Principio de almacenamientodirecto de iones.

En una célula de memoria no volátilde estado sólido, se almacena la infor-mación en forma de una carga eléctri-ca atrapada en la puerta flotante deun transistor MOSFET. Los primeros di-seños de memoria fueron utilizados pa-ra almacenar únicamente informacióndigital, lo que significaba que en cadacélula de memoria había bien una can-tidad baja o una cantidad alta de car-ga almacenada para representar unode los dos dígitos binarios 0 ó 1.

En 1991, se introdujo un nuevo tipode memoria no volátil, comercializán-dose para ser utilizada para almace-nar información analógica. Esto signi-ficó que la cantidad de carga en cadacélula de memoria podía ahora hacer-se totalmente variable, y por lo tantola célula de memoria podía utilizarsepara almacenar información analógi-ca. Desde ese momento el uso de es-tas nuevas memorias Analog-EEPROM

de bajo coste ha causado un aumentoespectacular en un gran número deaplicaciones, como por ejemplo lagrabación de conversaciones en siste-mas electrónicos de contestadores tele-fónicos, etc.

Respecto de su empleo en la medidade radiaciones hay que hacer notarque la sensibilidad a radiación de lascélulas de memoria de estado sólidonormales es inherentemente demasiadopequeña para ser utilizadas como de-tectores de radiación ionizante en apli-caciones de protección radiológica. Laprincipal razón de ello es que las me-morias son diseñadas de forma delibe-rada para no ser sensibles a radiaciónionizante, de tal manera que puedanutilizarse en el espacio y en ambientesmilitares sin dañarse.

La figura 4 muestra la estructura deuna célula memoria estándar Analog-EEPROM. La carga de la puerta flotan-te puede fijarse en un nivel predetermi-nado por medio de electronesinyectados por efecto túnel desde lacapa de óxido. La carga es entoncesalmacenada permanentemente en lapuerta porque en el rango de tempera-turas en el que normalmente se operalos electrones tienen una probabilidadmuy baja de sobrepasar las barrerasde energía en las interfases metal-óxi-do y óxido-silicio. Es esencial un altogrado de pureza en el proceso de for-mación del dióxido de silicio durantela fabricación de estos aparatos, paraevitar cualquier transporte de cargasmóviles desde el óxido. Los iones desodio son normalmente los portadoresde carga más abundantes. Hoy día sepueden fabricar células memoria de es-te tipo capaces de mantener el almace-namiento durante cientos de años.

La lectura de la información almace-nada se realiza sin alterar la carga al-macenada, simplemente midiendo laconductividad del transistor.

Fig. 3. Respuesta relativa de los dosímetros electrónicos para neutrones comerciales Aloka PDM-303,Funji Electric EPD (NRN), y del sistema experimental del PTB.


Para que la radiación ionizante pue-da tener un efecto en la carga almace-nada, bien tendría que traerse unanueva carga a la puerta, o bien retiraralguna preexistente. La radiación ioni-zante incidente en la capa de óxidoproduciría pares electrón-ion, pero de-bido a la muy baja movilidad de losportadores de carga en el óxido, su re-combinación tiene lugar de modo pre-ferente y con alta eficiencia y así lamayoría de la carga libre es neutrali-zada antes de tener la oportunidad decruzar la interfase metal-óxido. Los do-símetros MOS basados en este princi-pio tienen por tanto un bajo nivel de

sensibilidad a radiación ionizante insu-ficiente para ser aplicados en protec-ción radiológica.

El principio DIS está basado en las si-guientes consideraciones:

Si a la capa de óxido que rodea a lapuerta flotante se le proporciona unaapertura que permita que su superficieesté en contacto directo con el aire dealrededor (o cualquier otro gas), la si-tuación se vuelve bastante diferente.Cualquier radiación ionizante inciden-te en el espacio de aire o gas produceahora pares electrón-ion con movilidadextremadamente alta y, si hay un cam-po eléctrico rodeando la puerta flotan-te, estos portadores de carga puedentransferirse muy eficazmente a ella an-tes de que tenga lugar su recombina-ción. En la figura 5 se muestra la es-tructura de una célula memoria DIS.

Si se rodea toda la estructura con unapared conductora, se consigue formarde modo eficaz una cámara de ioniza-ción entre la pared y la puerta flotante,tal y como se muestra en la figura 6. Pa-ra radiación fotónica, las interaccionesiniciales tienen lugar entonces en el ma-terial de la pared y los electrones secun-darios así formados ionizan el aire o elgas existente entre la pared y la puerta.Para partículas cargadas, si la pared eslo suficientemente delgada, las partícu-las cargadas pueden transferir parte otoda su energía directamente al espaciocon aire o gas. Las características dosi-métricas pueden por tanto ser ajustadasdel modo habitual jugando con las pro-piedades del material de la pared y delgas utilizado.

Diseño de cámara deionización DIS.

Las cámaras de ionización se sitúanen el interior de un recipiente herméti-camente sel lado de dimensiones35x40x7 mm3. El peso del prototipode dosímetro es de cerca de 35 g. Pa-

ra la lectura de los dosímetros se utili-zan dos tipos de lectores electrónicos,uno es una unidad no portátil, diseñadapara ser instalada en laboratorio y elotro una unidad de bolsillo (figura 7).

El primer dosímetro utilizado sólocontenía un tipo de cámara de ioniza-ción en cada portadosímetro, bien unacámara de ionización sensible a neu-trones/fotones o una cámara de ioni-zación sensible únicamente a fotones.Ambos tipos de detectores fueronposteriormente combinados en un soloportadosímetro para permitir la discri-minación directa de los fotones (dosí-metros combinados).

Cálculo de la sensibilidad aneutrones rápidos.

La respuesta a neutrones rápidos fuecalculada para una configuración de de-tector-pared plana, con una pared de10 mm de material equivalente a tejido.En la figura 8 se compara la respuestacalculada fR con los coeficientes de con-versión fluencia/equivalente de dosispersonal, hPy(10) dados por ICRU. En lafigura 9 se muestra la relación entre fR yhPy(10). Los cálculos indican que paraenergías de neutrones superiores a1MeV hay una relación casi constanteentre la magnitud medida y Hp(10). Pa-ra neutrones de menor energía, especial-mente para neutrones térmicos, se nece-sitan convertidores adicionales como ellitio (6Li) o el boro (10B) para obtener unarespuesta aceptable. Hasta el momentono se han realizado cálculos específicossobre el uso de DIS-N como un dosímetroalbedo.

Materiales de la pared de lacámara de ionización paradosimetría de neutrones.

Se han estudiado diversos materia-les para la pared de la cámara. Seconstruyeron prototipos de dosímetros

Fig. 4. Una célula memoria Analog-EEPROM.

Fig. 5. Célula memoria DIS.

Fig. 6. Célula memoria DIS rodeada por una paredconductora.

38 vS HP II


con una alta respuesta a neutrones rá-pidos utilizando para la pared mate-riales equivalentes a tejido A-150 y po-lietileno (PE) para detectar protones deretroceso. Para la medida de neutronestérmicos se utilizaron A-150 que conte-nían diferentes cantidades de nitrito deboro (BN) y PE que contenía LiNO3.Los neutrones térmicos pueden así de-tectarse por las partículas cargadas se-cundarias de la reacción (n,|) con 10By 6Li respectivamente (figura 10). Parala construcción de dosímetros con unabaja sensibilidad a neutrones se utilizóTeflón y grafito, que son materiales conbaja probabilidad de interacción conla radiación neutrónica (figura 11).

Respuesta con la energía delos fotones.

Para determinar la respuesta con laenergía de los fotones, se realizaron me-didas en presencia y ausencia de blin-dajes de plomo, para fotones conenergías en el rango de entre 24 y 660keV (figura 12). Los detectores se expu-sieron sobre un maniquí de agua(30x30x15 cm3). Los resultados obteni-dos con los detectores se muestran nor-malizados a la respuesta para 137Cs.

Las incertidumbres en las respuestasson aproximadamente de ±3 %.

Sin blindaje de plomo, la dependen-cia de la energía de fotones del A-150no muestra diferencias significativascuando se incluye boro (0,1 %, 1,25%, 10 %). Las respuestas del PE yPE(Li) son, para bajas energías, meno-res que la respuesta de A-150, debidoal menor número atómico del PE. El Te-flón tiene mayor respuesta en el rangode energías por debajo de 80 keVcomparado con A-150, el cual paramedidas diferenciales podría causaruna sobreestimación de la contribuciónde los fotones a la dosis en campos mix-tos de neutrones y fotones. El grafito y elPE tienen dependencias de la energíapara fotones similares y por tanto sonconvenientes para alojarlos en un únicoportadosímetro.

Para evitar falsas discriminaciones delas dosis de fotones debido adiferencias en la dependenciacon la energía fotónica, se re-alizaron medidas en los detec-tores con un blindaje de plo-mo rodeando todo el detector(1-3 mm de grosor). Los foto-nes con energías inferiores aaproximadamente 100 keVson así eliminados. Aumen-tando el grosor del blindaje deplomo, también se reducen engran medida los fotones demayores energías. Sin embar-go, consideraciones prácticasmuestran que un grosor delplomo de 1 mm es suficientey preferible.

Estabilidad a largoplazo.

Se estudió la estabilidad alargo plazo de la señal utili-zando detectores para dosime-tría fotónica y beta (detectores

estándar producidos por RADOS). Losdetectores fueron irradiados con 137Cs auna dosis de aproximadamente 3mSv,en Hp(10), inmediatamente despuésde su puesta a cero, se almacenaron atemperatura ambiente y se leyeron pe-riódicamente. En la figura 13 se mues-tran los resultados. Puede observarseque hay una caída inicial de aproxi-madamente 0,4- 1,6 % en la informa-ción de dosis almacenada durante lasprimeras 12-24 horas. Ésto se asumeque es causado por una absorción die-léctrica normal que tiene lugar en la in-terfase puerta-óxido de la estructuraMOSFET. Después de este periodo, só-lo se observó la acumulación normalde dosis de fondo durante aproxima-damente 100 días. Posteriormente hayun ligero incremento en la señal deaproximadamente un 1 %.

Fig. 8. Respuesta calculada fR de una cámara de ionización conuna pared de 10 mm de material equivalente a tejido y elcoeficiente de conversión fluencia/equivalente de dosispersonal.

Fig. 9. Razón hPy(10) / fR in Sv/Gy.

Fig. 7. Prototipo del dosímetro DIS y lecturas.



Dosímetros combinados parafotones y neutrones.

Se produjeron tres tipos de dosíme-tros completos que contenían un detec-tor para radiación neutrónica y fotóni-ca y un detector únicamente pararadiación fotónica (Tabla I). La unidad0,1 % BN –TeGr contiene un detectorde fotones con pared de Teflón y unelectrodo hecho de grafito.

Energía del fotón y respuestaangular de los dosímetroscombinados.

Para cada uno de los dosímetroscombinados, se determinó la respuestaa la energía del fotón desde 24 keV a660 keV, con incidencia entre 0˚ y 60˚(figuras 14, 15 y 16). Las medidas serealizaron en ausencia de blindaje deplomo. Los detectores se montaron enun maniquí de agua (30x30x15 cm3).

Los resultados se muestran con rela-ción a la respuesta a 137Cs.La respuesta a la energía de los fo-tones del detector de 4% LiNO3 - Gres muy similar para ambos ángulos,y por tanto se espera alcanzar unabuena discriminación de los fotonescon este detector. Los otros dos dosí-metros combinados tienen una res-puesta con la energía de los fotonesalgo diferente para las energíasmás bajas.

Respuesta a neutrones.

La respuesta a neutrones ha sido cal-culada considerando la diferencia deseñal entre cada cámara, la sensiblea fotones y neutrones y la sensibletan solo a fotones. Todas las señalesde la cámara se normalizan frente asu respuesta a 137Cs, para permitir lacomparación entre diferentes cáma-ras:

R: Respuesta de la cámara.R137Cs: Respuesta de la cámara para 137CsHn: Equivalente de dosis neutrónica en mSvSeñal: Señal de la cámara en mSv

Los dosímetros combinados fueronirradiados con diversos haces de neu-

trones monoenergéticos, con fuentes deneutrones y con espectros de campo.En la tabla II se muestran las respuestasa AmBe. En las tablas III, IV y V las res-puestas se normalizan a la respuesta aAmBe. Las irradiaciones con neutronesmonoenergéticos de entre 71 keV y14,8 MeV (Tabla III y figura 17) y conneutrones cuasi-monoenergéticos (UCL61 MeV) se realizaron en un maniquíPMMA, mientras que el resto de lasirradiaciones se llevaron a cabo en elmaniquí de agua. Se determinaron lasrespuestas a fuentes de neutrones (TablaV) y al espectro del campo en Cadara-che y UCL (Tabla VI). Los espectros decampo en Cadarache consistieron enun espectro altamente termalizado (Sig-ma, con las principales contribucionesde dosis por debajo de 0,5 eV (40%) yentre 1 y 5 MeV (30%).

En un espectro amplio parcialmentetermalizado (Canel con agua) y en unespectro amplio fundamentalmente rá-pido (Canel sin agua). El espectro enUCL tiene un pico de energía principala 61 MeV y una cola hacia bajasenergías.

Considerando los valores absolu-tos, las lecturas de una cámara deionización A-150 o PE para irradia-ción con neutrones rápidos es cerca de

Fig. 10. Cámara de ionización con A-150 que contieneBN.

Fig. 12. Dependencia con la energía de fotones en varios detectores y el efecto del blindaje con plomo.

Fig. 11. Cámara de ionización con Teflón o grafito.

38 vS HP II


tres veces mayor que para una cámarade Teflón.

Una cámara PE (4% LiNO3) combina-da con una cámara de grafito resultaser una combinación adecuada. El de-tector tiene la respuesta neutrónicamás plana en casi todo el rango espec-tral, excepto para espectros termaliza-dos, como los Sigma y Canel conagua, en donde la respuesta aumentahasta 8 veces comparado con la res-puesta a AmBe. El contenido de LiNO3ha de optimizarse para obtener unarespuesta apropiada para el espectro

altamente termalizado, aceptando unarespuesta baja para neutronesmonoenergéticos en el rango de ener-gía de keV (mínima a aproximadamen-te 144 keV).

La respuesta del detector 10% BN-Graumenta sustancialmente al aumentar latermalización del espectro, incluso parauna fuente de neutrones moderada deCf-252, la respuesta es cinco veces ma-yor que la respuesta a AmBe. Por lo tan-to, el detector A-150 (10% BN)-Grafitono es adecuado para uso individual,pero podría utilizarse como un detector

para neutrones térmicos acompañandoa un detector que responda de formaapropiada.

A 71 keV, el detector 0,1 % BM-Gr nomuestra efectos debidos a los neutronesalbedo termalizados en el maniquí, pe-ro también tiene una respuesta mayor(factor de 2,7) para el espectro Sigma.

Para neutrones de alta energía (61MeV) las respuestas de los tres detectorescombinados disminuye a aproximada-mente un quinto de la respuesta a AmBe.

Dependencia angular de larespuesta neutrónica.

La dependencia angular de la res-puesta neutrónica se midió a 0, 30 y60 grados para fuentes de neutrones,espectros de campo y neutrones mono-energéticos. Los resultados (Tabla VII)muestran que las respuestas neutróni-cas varían ±30% para ángulos de has-ta 60˚, excepto para el espectro decampo Canel con agua, en donde seobtuvo para un detector un aumentodel 87% a 60˚.

Linealidad de la respuestaneutrónica.

En la figura 19 se presenta la lineali-dad de la respuesta a la radiación

Fig. 14. Respuesta con la energía para fotones para 0˚ y 60˚. Fig. 15. Respuesta con la energía de fotones del 0.1% BN - TeGr para 0˚ y 60˚.

Fig. 13. Estabilidad a largo plazo de la medida de dosis en detectores estándar de fotones (correcciónde 80 nSv/h de fondo).

Nombre Detector Neutrón/fotón Detector de fotón4% LiNO3 - Gr PE (4% LiNO3) Grafito0.1% BN - TeGr A-150 (0.1% BN) Teflon + Grafito10% BN - Gr A-150 (10% BN) Grafito

Tabla I. Materiales utilizados para producir dosímetros combinados.



neutrónica de una fuente D2O mo-derado Cf-252 en el rango de dosisentre 30 µSv y 30 mSv. La desviaciónde la linealidad para el detectorPE(4% LiNO3)- Grafito está en el ran-go de ± 20%.

Límite de detección en camposmixtos fotón-neutrón.

Se determinó el límite de detección dela dosis de neutrones en campos mixtosneutrón-fotón para los tres tipos de dosí-metros combinados. Los detectores fueronirradiados con una fuente AmBe y lue-go, sin resetear la dosis, con una fuen-te de 137Cs. Se estudiaron proporcionesde dosis fotón-neutrón desde 2 a 10. Semostró que con estos prototipos es posible

medir dosis de neutrones de hasta 100µSv con incertidumbres de aproximada-mente 20%, siempre y cuando la dosis defotones no sea mayor que el doble de ladosis de neutrones. La incertidumbre delcomponente de dosis neutrónico aumentarápidamente con mayores proporcionesde dosis fotón-neutrón.

Ha de prestarse atención a las diferen-cias en la dependencia de la energíaangular de las cámaras de "neutrón“ y"fotón“ y a su sensibilidad relativa enlos rangos de medida de las cámaras.

Incertidumbre de lasrespuestas neutrónicas.

Irradiaciones sucesivas con dosis de100 µSv de neutrones rápidos produ-

jeron una desviación estándar de 12-14 %. Para una dosis de neutrones deaproximadamente 3 mSv, la reproduc-tibilidad está entre 5 y 10%.

Aspectos específicos de ladosimetría de neutrones concámaras de ionización y DIS.

La limitación básica de los sistemasDIS-N es el hecho de que las cámarasde ionización registran todas las ioni-zaciones y por tanto no diferencian en-tre por ejemplo radiación fotónica yneutrónica. Ésto implica que es necesa-rio realizar medidas con diferentes ti-pos de detectores y aplicar un algorit-mo para derivar la dosis de neutrones.A pesar de que los distintos tipos dedetectores deberían idealmente dife-renciarse únicamente en cuanto a susensibilidad a los neutrones, en lapráctica difieren también en la depen-dencia de la energía de los fotones ydel ángulo y en la linealidad de la res-puesta relativa.

Para detectar protones de retrocesoproducidos por neutrones rápidos, lasparedes de las cámaras de ionizacióndeben contener una gran cantidad dehidrógeno. En el prototipo de los siste-mas DIS-N se han utilizado materialesA-150, PE y PS. Con estos materialesse ha obtenido una sensibilidad relati-va (normalizada a radiación fotónicade Cs-137) de 0,05 a 0,08 a radia-ción de neutrones AmBe. Esta sensibili-dad no puede aumentarse de formasignificativa para neutrones rápidosdebido a la limitación del posible con-tenido de hidrógeno en el material dela pared. Pero, la respuesta es prácti-camente constante para neutrones deenergías entre 1 y 20 MeV.

Existen varias opciones para la detec-ción de neutrones térmicos. Se puedenproducir materiales que contengan Li-6o B-10 de diversas formas, pudiéndose

Fig. 16. Respuesta con la energía de fotones del 10% BN - Gr para 0˚ y 60˚.

4% LiNO3 - Gr 0,1% BN - TeGr 10% BN - GrRespuesta AmBe 0,085 0,066 0,114

Tabla II. Respuesta del dosímetro combinado a neutrones AmBe, cuando se calibra para la radiación defotón Hp(10).

Energía de los 4% LiNO3 - Gr 0,1% BN - TeGr 10% BN - GrNeutrones [MeV]0,071 0,47 0,20 4,300,144 0,31 0,23 1,900,570 0,35 0,45 0,701,200 0,59 0,67 0,695,000 1,20 1,40 0,9014,800 0,73 0,91 0,63

Tabla III. Respuestas neutrónicas del dosímetro combinado a neutrones monoenergéticos, normalizadasa la respuesta a AmBe

38 vS HP II


utilizar estos materiales para construirlas paredes de las cámaras de ioniza-ción o para recubrir su superficie inter-na. También puede variarse en un ran-

go amplio la concentración de los aditi-vos sensibles a los neutrones. Para neu-trones térmicos se puede alcanzar fácil-mente una sensibilidad relativa

(normalizada a radiación fotónica deCs-137) por encima de 100. La depen-dencia de energía en un detector deneutrones térmicos puros decrece cer-ca de 2 décadas desde térmicos hasta1 MeV, o incluso más rápidamente pa-ra mayores energías.

Para evitar una gran dependencia dela energía, se aplicó una combinaciónpara la detección de neutrones térmi-cos y rápidos en los prototipos DIS-N(por ejemplo con 4% LiNO3 en las pa-redes de la cámara de ionización). Es-ta posibilidad es una clara ventaja delsistema DIS-N frente al sistema TLD.Con pares TLD-600/TLD-700 sólo pue-den detectarse neutrones térmicos. Sinembargo, un sistema DIS-N con unarespuesta a la energía tan relativamen-te plana presenta el inconveniente detener una sensibilidad bastante baja,debido a la limitada sensibilidad aneutrones rápidos.

CONCLUSIONES

Hasta hace poco, no existían dosíme-tros electrónicos para neutrones comer-ciales que pudieran aplicarse de formarutinaria en monitorización individual.Los dispositivos existentes estaban limita-dos por unas características bastantepobres. Se espera que en el futuro cer-cano emerjan en el mercado sistemasavanzados basados en detectores de si-licio. Actualmente están disponibles losdosímetros basados en el almacena-miento directo de iones, DIS-N, en va-rias versiones y sus características si-guen en proceso de optimización. Apesar de que el mercado de dosímetroselectrónicos personales para neutronesva a seguir siendo muy limitado, se es-tán desarrollando nuevos productos ylos dispositivos basados en detectoresde silicio o en el almacenamiento direc-to de iones son muy prometedores.

Fuente de neutrones 4% LiNO3 - Gr 0,1% BN - TeGr 10% BN - GrCf-252(D2O) 1,10 1,00 5,00Cf-252(D2O), Cd 1,00 1,00 3,50Cf-252 0,79 0,83 0,85AmBe 1,00 1,00 1,00

Tabla IV. Respuestas neutrónicas del dosímetro combinado a fuentes de neutrones, normalizadas a larespuesta a AmBe.

Espectro del campo 4% LiNO3 - Gr 0,1% BN - TeGr 10% BN - GrSigma 8,20 2,70 65,00Canel con agua 2,50 0,91 22,00Canel sin agua 1,00 0,50 6,80UCL 61 MeV 0,21 0,18 0,24

Tabla V. Respuestas neutrónicas del dosímetro combinado al espectro del campo, normalizadas a larespuesta a AmBe.

Fuente de neutrones/ PE(4% LiNO3) – Grafito A-150(10% BN) - GrafitoEspectro del campo Blindaje de plomo Blindaje de plomo252Cf(D2O) 0,87 5,4252Cf 0,92 1,2AmBe 1,00 1,0Hierro CERN 0,48 2,7Concreto CERN -* 1,4* este valor falta debido a la baja señal.

Tabla VI. Respuestas neutrónicas de detectores combinados de segunda generación (con blindajes deplomo) a fuentes de neutrones y espectros de campo, normalizadas a la respuesta a AmBe.

Fig. 17. Respuestas neutrónicas de detectores combinados a neutrones monoenergéticos, normalizadasa la respuesta a AmBe.



REFERENCIAS1. Bartlett, D. T., Tanner R. J., Thomas D. J..

Active Neutron Personal Dosemeters - A Re-view of Current Status. Radiat. Prot. Dosim.86(2): 107-122; 1999.

2. Wernli C., Butterweck G.. Recent Develop-ments on Electronic Dosimeters. V RegionalCongress on Radiation Protection and Sa-fety. Recife, Brazil, April 29 - May 04,2001.

3. Barthe J.. Electronic Dosimeters Based onSolid State Detectors. To be published inNucl. Instr. and Meth. in Phys. Res. B,2001.

4. Lahaye, T., Cutarella, D., Menard S., Bo-lognese-Milsztajn T. Research Studies forthe First Operational Dosemeter for Neu-trons Complying with IEC 1323. Radiat.Prot. Dosim. 96(1-3): 241-244; 2001.

5. Luszik-Bhadra M.. A Prototype Neutron Do-semeter with one Silicon Diode. Radiat.Prot. Dosim. 96(1-3): 227-229; 2001.

6. Rossi H.H. Ionization Chambers in NeutronDosimetry. Neutron Dosimetry Vol. 2, pp.55-66, International Atomic EnergyAgency, Vienna, 1963.

7. Abson W., Henderson R.P. A Twin Ion-Chamber System for Continuos Monitoringof Dose and Dose-Rate from Mixed Neu-tron and Gamma Radiation. Neutron Dosi-metry Vol. 2, pp. 331-340, InternationalAtomic Energy Agency, Vienna, 1963.

8. Goodman L.J., Rossi H.H. The Measu-rement of Dose Equivalents using Paired Io-nization Chambers. Health Phys. 14: 168-170; 1968.

9. Tymons B.J., Cooper P.N., Hunt S.E. TheRelative Neutron Sensitivities of Plastic Li-ners in Ionisation Chambers. Health Phys.26: 263-266; 1974

10. Seifert H., Dörschel B. Concepts for theDevelopment of Neutron Dosemetersusing Electret Ionization Chambers. Ker-nenergie 31(4): 165-170; 1988.

11. Clark J., Kotrappa P., Stieff L. Electret IonChambers for Measuring Dose Equiva-lents in Mixed Fields of Thermal Neu-trons, Fast Neutrons and Gamma Radia-tion. Supplement to Health Phys.72(6):S4; 1997.

12. Alberts W.G. et. al. Advanced Methodsof Active Neutron Dosimetry for Indivi-dual Monitoring and Radiation FieldAnalysis (ANDO). PTB-Bericht PTB-N-39,Oktober 1999.

Fig. 18. Visión en conjunto de los datos sobre respuesta a energía.

Fig. 19. Linealidad de la respuesta neutrónica del detector PE(4% LiNO3) – Grafito.

Espectro / Energía 4% LiNO3 - Gr 0,1% BN - TeGr 10% BN - Grdel neutrón

0° 30° 60° 0° 30° 60° 0° 30° 60°570 keV 1,00 1,09 1,29 1,00 0,87 0,91 1,00 1,04 0,995.0 MeV 1,00 0,99 1,02 1,00 0,98 1,07 1,00 0,99 1,06Canel con agua 1,00 0,89 1,03 1,00 1,29 1,87 1,00 0,99 0,74Cf-252(D2O), Cd 1,00 - 1,15 1,00 - 1,27 1,00 - 1,01Cf-252 1,00 - 1,18 1,00 - 1,13 1,00 - 1,02AmBe 1,00 - 1,05 1,00 - 1,14 1,00 - 1,07UCL 61 MeV 1,00 - 1,19 - - - - - -

Tabla VII. Dependencia angular de la respuesta neutrónica de los dosímetros combinados, normalizadapara la respuesta a 0˚.

38 vS HP II


INTRODUCCIÓN

Es bien conocido que los métodosexistentes hoy día para la dosimetríade neutrones presentan limitacionesque pueden ser importantes en sus ca-racterísticas operativas. Esta situacióninsatisfactoria afecta a los métodos ac-tivos, los que proporcionan de modo

instantáneo o cuasi-instantáneo infor-mación dosimétrica, y quizás en ma-yor medida aun a los métodos pasivos,integradores de esa información du-rante el periodo de exposición. Comoconsecuencia de estas limitaciones ladosimetría de neutrones, tanto la dosi-metría de área como la personal, ha

de hacerse con unos niveles de incerti-dumbre comparativamente mayoresque la dosimetría de fotones o de elec-trones. Esta situación continua a pesardel muy considerable y continuo es-fuerzo investigador llevado a cabo pa-ra tratar de encontrar métodos alterna-tivos o de mejorar los ya existentes.

Nuevos desarNuevos desar rrollos en sistemas activosollos en sistemas activospara dosimetría y micrpara dosimetría y microdosimetríaodosimetríade neutrde neutrones.ones.

Antonio Delgado. CIEMAT

SUMMARY

Some of the most recent advances held in active systems forneutron dosimetry are presented in this paper. Advances bothin practical aspects: new instruments with improved responseand also in more basic aspects as new methods andinstruments able to bring new insight into fundamental pointson radiation dosimetry. These methods will also permit toimprove the knowledge of the basic energy transfer processesat cellular or sub-cellular levels.

The first part of the paper is devoted to comment on newdevelopments on moderator based neutron monitors that havepermitted to extend the measurement range towards higherenergies. The second part deals with some practicalapplications of tissue equivalent proportional counters, amicrodosimetric detector whose characteristics are veryadequate for measurements in mixed neutron-gamma fields.Finally the application of this kind of instruments, and someothers based on similar principles, to the measurement of thedistribution of primary energy deposition events caused byhigh LET radiation in nanometer sized targets, comparable toDNA structures are commented. The implications of theinformation provided by these methods on fundamentalaspects of radiation dosimetry in radioprotection are alsoreviewed.

RESUMEN

Se presentan algunos de los avances más recientes ysignificativos habidos en los últimos años en sistemas activospara la dosimetría de neutrones, tanto en su vertiente máspráctica: nuevos instrumentos de medida con respuestamejorada, como en aspectos básicos: nuevos métodos einstrumentación capaces de aportar nuevos datos sobre puntosfundamentales en dosimetría y que además permiten profundizaren el conocimiento de los procesos primarios de transferencia deenergía en estructuras celulares o subcelulares.

Se describen en primer lugar nuevos desarrollos sobremonitores de neutrones basados en el principio de moderacióndel espectro, que han permitido extender hacia mayoresenergías su rango de medida. En la segunda parte del trabajose comentan las aplicaciones prácticas de los contadoresproporcionales equivalentes a tejido, detectoresmicrodosimétricos, de características muy interesantes paramedidas en campos mixtos neutrón-gamma. Así mismo sedescribe la aplicación de estos detectores u otros derivados deellos a la determinación de las distribuciones de los eventos deimpartición de energía en volúmenes blanco con dimensiones delnanometro, similares a las estructuras del DNA, y su implicaciónen la determinación de parámetros básicos para la definición delas magnitudes dosimétricas en radioprotección.

Las dificultades específicas de la dosi-metría de neutrones provienen de lacomplejidad y variedad de las interac-ciones de los neutrones con el tejidohumano, interacciones que presentansecciones eficaces en función de laenergía muy diferentes. El resultado esque para un mismo valor de fluenciasegún se trate de neutrones térmicos,(para los que el mecanismo de interac-ción primordial es por reacciones decaptura en nitrógeno), o rápidos, (pro-cesos de dispersión inelástica en núcle-os de hidrógeno), la dosis absorbidapuede llegar a ser un orden de magni-tud diferente, diferencia que puede seraun mayor para la dosis equivalente.Esta dependencia tan fuerte con laenergía de los neutrones no ha podidoser replicada de modo plenamente sa-tisfactorio por los métodos de medidahoy día existentes y es la principal cau-sa de incertidumbre en su respuesta;en mayor proporción aun que la cau-sada por la sensibilidad también limi-tada de esos métodos. Una descrip-ción detallada de los procesos deinteracción neutrón-tejido y de sus im-plicaciones para dosimetría puede en-contrarse en las referencias 1, 2 y enun informe ICRU reciente sobre dosi-metría de neutrones [3].

No obstante las dificultades mencio-nadas o precisamente a causa de ellaspor aquello de que la necesidad hacevirtud, algunos avances significativosse han producido en los últimos años,fruto de la experiencia y la inteligenciade algunos grupos de investigadores.El presente artículo pretende recogeralgunas de esas novedades, ciñéndo-nos por razones de la extensión nece-sariamente limitada del artículo, a dossectores concretos. Nuevos desarrollossobre instrumentos basados en la técni-ca de moderación, los bien conocidos

“rem-meters”, que son quizás el méto-do de medida mejor conocido y másampliamente utilizado para la dosime-tría de neutrones. También se presenta-rán nuevos desarrollos y actividadesen el sector de los detectores microdo-simétricos, básicamente los ContadoresProporcionales Equivalentes a Tejido,conocidos por su acrónimo inglés,TEPC, y la extensión que las técnicasmicrodosimétricas están teniendo ha-cia la caracterización de los procesosinducidos por radiación de alta trans-ferencia lineal de energía (LET), comoneutrones o sus productos de interac-ción, partículas alfa o protones, en vo-lúmenes de tejido del orden del nano-metro.

A destacar en ambos sectores el papelprimordial desempeñado por técnicasde simulación numérica empleando có-digos de Monte Carlo, proporcionandouna aproximación inicial sumamenteventajosa y fiable para la planificaciónde los experimentos o para el desarro-llo de prototipos de nuevos instrumen-tos de medida.

NUEVOS DISPOSITIVOSBASADOS EN TÉCNICAS DE MODERACIÓN

El hecho de que se dispusiera de bue-nos detectores para neutrones térmi-cos, que no para rápidos, determinóque ya en los primeros dispositivos pa-ra la medida de dosis en campos neu-trónicos de espectro amplio que soncasi todos los de interés práctico, se re-curriera al empleo de estos detectorestérmicos asociados a un sistema mode-rador que permitiera indirectamentedetectar también a las componentes rá-pida e intermedia. Los primeros desa-rrollos de este tipo datan de los años60 y han sido y continúan siendo losdispositivos más profusamente emplea-

dos para la dosimetría de área y enocasiones también para, con mayor omenor fortuna, inferir dosis individua-les a la vista de las características ope-rativas realmente pobres de los siste-mas de dosimetría personal paraneutrones.

Hay que hacer notar que la adopciónde este tipo de solución supone uncierto abandono de lo que podríamosllamar ortodoxia dosimétrica. Los con-tadores empleados en este tipo de di-seño son medidores de fluencia y node dosis absorbida, magnitud procla-mada fundamental también para la do-simetría en actividades de protecciónradiológica. Mientras que en dosime-tría de fotones puede partirse para eldesarrollo de dosímetros de materialessensibles directamente a la dosis ab-sorbida, lo que simplifica considerable-mente ese desarrollo, ésto no es casinunca posible en el caso de neutrones.Con la excepción de los detectores detipo microdosimétrico, TEPCs, sobre losque se tratará más adelante, no haymedidores de la dosis absorbida neu-trónica que presenten ni la sensibili-dad, ni el rango, ni el tipo de respues-ta con la energía requeridos. Larealidad es que los sistemas de tipomoderador no tratan de medir ningunamagnitud física, dosis absorbida ni si-quiera fluencia. Más bien tratan deconseguir, empleando un detector tér-mico y un sistema moderador, una res-puesta en función de la energía pareci-da a la que presenta el factor deconversión fluencia/dosis equivalente.De este modo, sin recurrir al análisisespectral del campo medido, la lecturadel instrumento sería idealmente pro-porcional a la dosis equivalente total.

La consecución de esa respuesta conla energía depende en buena medidadel diseño del sistema moderador y


38 vS HP II

por ello a ese diseño, su geometría ymateriales que lo componen, se handedicado abundantes estudios que enalgunos casos han llegado a alcanzarstatus comercial. En general, se utilizangeometrías esféricas o cilíndricas y elmaterial moderador de elección es bá-sicamente el polietileno, al que se aña-den capas finas de atenuador de mate-rial plástico dopado con Boro paramejorar la respuesta direccional. Engeneral, este tipo de sistemas presentauna respuesta con la energía aprecia-blemente diferente de la ideal, típica-mente subestimando, en términos deH*(10), la contribución de la regióntérmica (>1eV) y sobreestimando lacontribución de la región entre 1 y100 keV, presentando además una dis-minución abrupta de la sensibilidadpara energías superiores a 5-10 MeV.Es esta la repuesta práctica de los dis-positivos del tipo Andersson-Braun congeometría cilíndrica o Leakey con mo-derador esférico, desarrollados en ladécada de los 60. La figura 1, tomadade la referencia 4, presenta la depen-dencia con la energía de la respuestapor unidad de fluencia de un conocidomonitor de neutrones con moderadoresférico de diseño más reciente (moni-tor SNOOPY) que emplea un detectortérmico de BF3. En la figura puedenobservarse las características ya des-critas para la evolución de la respuestacon la energía. Para facilitar la compa-ración en la gráfica se incluye tambiénla dependencia de H*(10) que sería laque idealmente debería seguirse. Enparticular puede observarse la rápida eimportante disminución en la respuestapara energías superiores a 5 MeV.

La deficiencia que ha llegado a sermás limitante es la que se refiere a lainsensibilidad de estos dispositivos pa-ra altas energías. Ello se ha producidoa causa de la progresiva importancia

práctica alcanzada por neutrones conenergías mayores a 10 MeV, a causade las también progresivamente mayo-res necesidades de medida en el entor-no de diversos tipos de aceleradoresde hadrones empleados en actividadesde investigación, en medicina para eltratamiento del cáncer o en diversasaplicaciones industriales, sin olvidar altratamiento de residuos radiactivos nia la dosimetría de las tripulaciones aé-reas expuestas a radiación cósmicacon una importante contribución deneutrones de alta energía. En esassituaciones el empleo de monitores conrespuestas como la de la figura 1 ten-dría como consecuencia una subestima-ción inaceptable de la dosis equivalenteambiental H*(10). En la referencia 5,las actas del último simposio sobre es-pectrometría de neutrones, puede en-contrarse información abundante sobrelos espectros neutrónicos característi-cos de aplicaciones como las mencio-nadas anteriormente.

En la segunda mitad de los 90 se ini-ciaron diversos proyectos para tratar

de mejorar la respuesta de los monito-res basados en técnicas de modera-ción en la región de alta energía. Frutode esos proyectos fue el desarrollo delos dispositivos denominados monitoresde respuesta extendida. Quizás losprototipos que han alcanzado más no-toriedad sean los denominados LINUS(Long Interval NeUtron Survey-meter)desarrollado por varios institutos de in-vestigación italianos junto al CERN yel WENDI (Wide Energy Neutron De-tection Instrument) desarrollado primor-dialmente en el laboratorio USA de LosAlamos. Ambos equipos están disponi-bles comercialmente hoy día. Mientrasque el LINUS es básicamente el resulta-do de la modificación de un diseño pre-existente, el monitor SNOOPY ya men-cionado anteriormente, el WENDI, ensus varias versiones, responde a un di-seño nuevo desde su origen.

Aunque los diseños finales son consi-derablemente diferentes, el principioo fundamento empleado para la mejorade la sensibilidad en la zona de ener-gías superior a 10 MeV es parecido. En



Fig. 1. Respuesta con la energía del monitor SNOOPY. La variación de H*(10) con la fluencia se presentapara facilitar el análisis de la respuesta del monitor. Reproducida de la referencia (4) con permisode Nuclear Technology Publishing.

ambos casos se incluye en el diseñodel moderador-atenuador que rodeaal detector térmico una capa de mate-rial de alto número atómico y con geo-metría adecuada, capaz de inducirprocesos de colisión inelástica con losneutrones incidentes de alta energía.Son reacciones del tipo (n,xn), produ-ciendo x neutrones de menor energía,susceptibles de ser a su vez modera-dos y finalmente detectados por elcontador de neutrones térmicos, au-mentando de este modo la capacidadde detectar la componente más ener-gética del campo de neutrones. El pre-cio a pagar por la mejora es una ma-yor complejidad de diseño y defabricación, lógicamente mayor precioy también mayor peso respecto de losdiseños convencionales que ya esta-ban en el límite de lo que pudiera con-siderarse realmente portátil.

Una descripción del diseño del LINUSse encuentra en la referencia 4. La fi-gura 2, tomada de esta referencia,presenta la respuesta por unidad de

fluencia del LINUS representada, co-mo en la figura 1, junto a la variacióndel coeficiente de conversión fluen-cia/H*(10) que es la que idealmentehabría de seguirse. Comparando conla figura 1 puede observarse la mejo-ra sustancial de la respuesta paraenergías superiores a 5 MeV alcanza-da por el diseño LINUS respecto delmonitor SNOOPY. La modificación

fundamental consiste en la incorpora-ción de una capa de Plomo de 1 centí-metro de espesor cerca de la regióncentral ocupada por el detector, tal ycomo puede apreciarse en la figura 3,que representa la sección longitudinalde un LINUS cilíndrico. Además delmoderador de polietileno dispuesto endos secciones, cercana al detector yen el exterior de la capa de Plomo, eldetector va provisto de un atenuadorconstruido con un plástico borado pro-visto de agujeros al objeto de permitirel acceso de una cierta proporción delos neutrones térmicos al detector, yobtener una respuesta conveniente abajas energías, además de mejorar larespuesta direccional.

El estudio de la estructura y composi-ción del moderador se hizo mediantecódigos de Monte Carlo, probando di-ferentes soluciones posibles. El diseñofinal es, según declaran los autores,resultado de un compromiso prácticoentre respuesta con la energía, sensi-bilidad y portabilidad. Otras solucio-nes habrían sido factibles, obteniendoquizás mejores características dosimé-tricas, desarrollando sistemas de mo-deración/atenuación más complejos.El precio sería una mayor dificultad de


38 vS HP II

Fig. 2. Respuesta con la energía del monitos LINUS. La variación de H*(10) con la fluencia se presentapara facilitar el análisis de la respuesta del monitor. Reproducida de la referencia (4), con permisode Nuclear Technology Publishing.

Fig. 3. Representación esquemática del monitor LUNUS de geometría cilíndrica. Reproducida de lareferencia (4) con permiso de Nuclear Technology Publishing.



construcción y también mayor peso,llegando hasta los 60 kg, lo que evi-dentemente anula la necesaria portabi-lidad para un instrumento de este tipo.La versión del LINUS comercial pesaalrededor de 8 kg.

En el diseño del dispositivo WENDI,como se ha comentado, se han segui-do idénticas pautas introduciendo un

material conversor de neutrones paraaumentar la respuesta por encima delos 10 MeV. En este caso, el materialelegido entre los mucho probados fueel Tungsteno, en forma de polvo decarburo de tungsteno. La razón aduci-da es que junto a su eficiencia paraproducir colisiones inelásticas y a subajo precio, el tungsteno presenta enla región del keV una cierta estructurade absorción resonante. Se estimabaque esta característica podía ayudar aresolver la sistemática sobre-respuestaque presentan los instrumentos basa-dos en moderadores para esa zona in-termedia de energías. Esta sobre-res-puesta puede observarse tanto en lafigura 1 (SNOOPY) como en la 2 (LI-NUS). Al igual que en el caso del LI-NUS en el diseño de los varios prototi-pos basados en el concepto WENDI seemplearon profusamente códigos detransporte de radiación, empleadostambién en la modelización de su res-puesta con la energía y la direccional.

La descripción detallada de los dispositi-vos WENDI puede encontrarse en la re-ferencia 6, publicación del año 2000.

La figura 4, reproducida de la re-ferencia 6, presenta una sección delmodelo WENDI-II, de geometría cilín-drica, en la que puede apreciarse elmoderador cilíndrico de polietileno yla capa de tungsteno ya mencionada.El detector es un contador de 3He. Lafigura 5 presenta la respuesta relativapor unidad de H*(10) de ese instru-mento en función de la energía, juntoa la de otros dos instrumentos comer-ciales, el clásico Aldersson-Braun y elEberline NPD también de diseño con-vencional, esto es sin convertidor paraneutrones muy energéticos. Puede apre-ciarse por un lado la apreciable mejoraen la región superior a 10 MeV, mejoracualitativamente similar a la ya comen-tada para el caso del LINUS. En la re-gión intermedia, keV, por otra parte,sigue presente una apreciable sobre-respuesta respecto de la respuesta ide-al. En el tipo de gráfica empleada, alexpresar la respuesta por unidad dedosis equivalente ambiental, obviamen-te la respuesta ideal vendría represen-tada por el valor 1 en todo el rangode energía. En la región de los keV, larespuesta del WENDI-II es incluso peorque la del NPD aunque apreciable-mente mejor que la del Aldersson-Braun. Comparando los datos para elLINUS y para el WENDI-II suministra-dos en las referencias 4 y 6, puede es-timarse una menor sobre-respuesta enla región intermedia de energía parael WENDI-II, que pudiera deberse alas ya aludidas resonancias que pre-senta el tungsteno en esa región.

Ambos tipos de instrumentos con res-puesta extendida a altas energías estánsiendo empleados de forma intensivaentre otras aplicaciones para la medida

Fig. 4. Representación esquemática del monitorWENDI-II. Reproducida de la referencia(6) con permiso de Health Physics.

Fig. 5. Respuesta relativa de varios monitores por unidad de H*(10). Reproducida de la referencia (6)con permiso de Health Physics.

de las dosis neutrónicas debidas a laradiación cósmica en vuelos comercia-les. El CIEMAT dispone de ambos equi-pos y los está empleando con resultadosmuy satisfactorios para la caracteriza-ción dosimétrica de las rutas de la com-pañía IBERIA [7].

La capacidad de comprobar la res-puesta de las diferentes estructurasconsideradas para los moderadoresmediante modelización por códigos deMonte Carlo, ha sido esencial para eldesarrollo de los dos instrumentos des-critos. El conocimiento preciso de losprocesos generados por neutrones de

diferente energía en losmateriales estructuralesy de sus respectivas sec-ciones eficaces y demásdatos nucleares relevan-tes hace posible realizareste tipo de modeliza-ción con gran exactitudy fiabilidad. Un informereciente publicado porel NRPB (Reino Unido)es muy ilustrativo a esterespecto [8]. En él se re-aliza un estudio compa-rativo de datos experi-mentales y calculadospor simulación MonteCarlo de la respuestacon la energía y la di-reccional para un grupode monitores de neutro-nes basados en modera-dores. El acuerdo es ge-neralmente excelente. La figura 6, reproducidade ese informe presentala simulación con el có-digo MNCP del propiomonitor de neutronesStudsvick 2222A, es uninstrumento de geome-tría cilíndrica del tipo

Andersson-Braun y al que coloquial-mente en nuestro país (y en otros) se leidentifica mejor como “cerdito” por suaspecto y dimensiones realmente simi-lares al animalito. La figura 7 presentala respuesta con la energía simuladajunto a datos experimentales de diver-sa procedencia. El acuerdo como pue-de observarse es bastante satisfactorio.No exclusivamente en dosimetría deneutrones, los métodos de dosimetríanumérica, basados en diferentes tiposde procedimientos de cálculo, MonteCarlo de modo destacadísimo, estánayudando progresivamente y de modo

muy eficaz a la caracterización dosi-métrica de situaciones muy diversas.

MICRO Y NANODOSIMETRÍA

Microdosimetría

Las técnicas microdosimétricas, nota-blemente los Contadores Proporcio-nales Equivalentes a Tejido, (TEPC) per-miten caracterizar un campo complejode radiación proporcionando la distri-bución de la dosis absorbida o la do-sis equivalente en términos de la ener-gía lineal, y, análogo microscópico dela transferencia lineal de energía, L,respecto de la que usualmente se defi-ne el factor de calidad Q que permitela conversión de la dosis absorbida,D, en equivalente, H. Por lo tanto unacaracterística relevante de estos instru-mentos es la posibilidad de separar lascomponentes de alta y baja LET en uncampo mixto. Una descripción detalla-da de este tipo de instrumentos puedeencontrase en las referencias 1 y 2, asícomo en la 9, un número especial deRadiation Protection Dosimetry publica-do en 1995 dedicado específicamentea los TEPCs.

La información suministrada por unTEPC está muy cerca de la requeridapor la magnitud básica para protec-ción, la Dosis Equivalente: H=D*Q.Ello propició que se pusieran en mar-cha algunos proyectos para tratar dedesarrollar microdosímetros aplicablesa las condiciones prácticas de trabajoen dosimetría para la protección radio-lógica, en dosimetría de área y en me-nor medida también para la individual.Con mayor o menor fortuna en la se-gunda mitad de los noventa fueronapareciendo algunos prototipos comer-ciales y unos pocos se han consolidadocomo instrumentos aptos para algunasaplicaciones. A destacar el intensivo y


38 vS HP II

Fig. 6. Modelización en MCNP del monitor Studsvik 2222 A.Reproducida de la referencia (8) con permiso del NRPB.

Fig. 7. Respuesta calculada para el monitor Studsvik comparada condatos experimentales de diversas procedencias. Reproducidade la referencia (8) con permiso del NRPB.

exitoso empleo de instrumentos basa-dos en TEPCs para la determinaciónde las dosis en vuelos comerciales,donde están jugando el papel de ins-trumento de referencia. El CIEMAT enel proyecto IBERIA está empleando conresultados muy satisfactorios un TEPCmodelo FWAD-1, dotado con un conta-dor esférico que simula un espesor detejido de 5 micras. Los resultados obte-nidos, en particular la comparación delos resultados obtenidos con el TEPC ycon los demás instrumentos empleadospara la medida separada de las com-ponentes de baja LET (fotones mayori-tariamente) y la de alta LET (neutronesmayoritariamente), pueden consultarseen las referencias 6 y 7.

No obstante, el empleo de TEPCs ensituaciones prácticas de medida haevidenciado algunos problemas demayor o menor entidad según el tipode aplicación contemplado. En primerlugar hay que comentar la situaciónparadójica de que un TEPC está máscerca de medir directamente la magni-

tud limitadora Dosis Equivalente (usual-mente consideradas como no medibles)que las operacionales correspondientes(usualmente consideradas como medi-bles), Equivalente de Dosis Ambiental,H*(10) o Equivalente de Dosis Perso-nal, Hp(10).

Como es conocido, H*(10) se definea la profundidad de 10 cm en el inte-rior de una esfera de material ICRU de30 cm de diámetro y un TEPC suele te-ner un espesor de pared del orden de1 o 2 cm y no está asociado a un volu-men comparable al de la esfera ICRU.Además, aunque se trata de buscarmateriales constructivos equivalentes alICRU, siempre hay limitaciones o in-convenientes particularmente para elcaso de neutrones. Por ejemplo uno delos materiales de elección, el conocidoA-150, que si para fotones tiene unamuy buena equivalencia, no lo es enigual medida para neutrones. Las dife-rencias en las proporciones de carbo-no y oxigeno son apreciables y dadala complejidad y la especificidad de

las interacciones de los neutrones se-gún su energía esas diferencias tienenconsecuencias negativas en la respues-ta con la energía para la medida deH*(10) para instrumentos construidoscon A-150. El tejido ICRU está consti-tuido por un 76,2 % de oxigeno y un11,2 % de carbono, mientras que el A-150 tiene un 5,2 % de oxigeno y un77,6 % de carbono, es decir las pro-porciones respectivas están práctica-mente intercambiadas.

La respuesta con la energía para lamedida de H*(10) presenta pues de-ficiencias que según el espectro realdel campo de neutrones a medir pue-den llegar a ser apreciables. Las de-ficiencias debidas a discrepancias conla definición de H*(10) también afec-tan a otros instrumentos y pueden enmayor o menor medida ser paliadaspor una calibración adecuada en cam-pos de referencia realistas, esto es cer-canos al espectro del campo a medir,pero hay problemas de naturalezamás intrínseca a la operación de losTEPCs. Una de las más importantes li-mitaciones de los TEPCs es la acusadasub-respuesta para neutrones en el ran-go intermedio de energías, entre 1 keVy 300-500 keV, tal y como puede verseen la figura 8 tomada de la referencia10. La razón principal de esta caracte-rística es la baja energía y el corto ran-go subsiguiente de los protones de re-troceso producidos en el gas delcontador, corto comparado con el diá-metro de la cavidad por lo que el de-tector deja en estas condiciones de tra-bajar como un microdosímetro, lo queinvalida la estimación de la transferen-cia lineal de energía, L, a través de laenergía lineal, y. Para energía másbajas (<1 keV) y más altas (>1 MeV),la respuesta es correcta como puedeapreciarse en la figura.



Fig. 8. Respuesta con la energía en términos de H*(10) de un TEPC. Reproducida de la referencia (10)con permiso de Nuclear Technology Publishing.

Las características descritas para larespuesta con la energía para la medi-da de H*(10) explican el éxito y el pa-pel relevante que los sistemas basadosen microdosímetros TEPCs tienen en lacaracterización de campos de radia-ción en los que el espectro neutrónicoesté constituido mayoritariamente porneutrones de alta energía, como es elcaso de las dosis de radiación cósmi-ca en vuelos comerciales: En este sec-tor como ya se ha dicho los TEPCs es-tán desempeñando el papel deinstrumento de referencia, midiendo si-multáneamente tanto la componente fo-tónica como la neutrónica. Sin embar-go, en aplicaciones donde el espectrodel campo neutrónico haya sufridoprocesos de moderación, como porejemplo en el exterior de blindajes, larespuesta de los TEPCs no es satisfacto-ria. Se han publicado algunos ejer-cicios de intercomparación [11] de di-ferentes sis temas de medida endiversos emplazamientos en centralesnucleares, que según el espectro neu-trónico, revelan subestimaciones deH*(10) que pueden llegar a ser inclusosuperiores al 50%.

Nos hemos concentrado en el análi-sis de la respuesta con la energía, ob-viamente existen otras característicasrelevantes para dosimetría en nivelesde protección, la sensibilidad notoria-mente. Realmente la sensibilidad de losTEPCs no es tampoco muy satisfacto-ria. Se han reportado además algunosproblemas relacionados con el tiempomuerto que limitan la medida a tasasde dosis altas.

Nanodosimetría

Los luces y las sombras que se apre-cian en la aplicación directamente do-simétrica de los TEPCs no menoscabanel destacadísimo papel que están ju-

gando estas técnicas en la caracteriza-ción dosimétrica de efectos radiobioló-gicos a nivel celular. La información su-ministrada por los TEPCs sobre ladistribución de los eventos de transfe-rencia de energía en dimensiones delmicrómetro producidos por los diferen-tes tipos de radiación, han sido bási-cos para determinar experimentalmen-te parámetros fundamentales para ladosimetría en niveles de radioprotec-ción. Un ejemplo son los estudios so-bre dependencia entre el factor de ca-lidad y la transferencia lineal deenergía o para la determinación defactores de kerma en materiales de in-terés biológico. Su empleo en la esti-mación de la relación dosis-efecto endistintos sistemas celulares merece tam-bién ser destacado. No hay que ponermucho esfuerzo en convencer de quelas características de la distribución es-pacial y temporal de la interacción pri-maria radiación ionizante-tejido sondecisivas y condicionan la cadena deeventos a nivel celular primero y a ni-vel organismo después que determinanla aparición de un efecto radioinduci-do final. Por ello el papel jugado porlas técnicas microdosimétricas ha sidodecisivo también en los estudios de larelación dosis-efecto para distintos nive-les de radiación y para distintos siste-mas biológicos. Una revisión muy re-ciente sobre el papel y la importanciade la microdosimetría puede encontrar-se en el trabajo del Profesor AlbrechtKellerer publicado en las Actas del 13thSimposio sobre Microdosimetría [12].

La información microdosimétrica enel rango de las dimensiones celulares,el micrómetro, tiene sin duda gran inte-rés pero una vez que se identificaronlas cadenas de DNA como el blancorelevante para la inducción de efectosmutagénicos radioinducidos, el interés

para determinar la distribución de laionización primaria fue progresivamen-te trasladándose hacia dimensiones yestructuras subcelulares. Hoy día seconsidera que un volumen blanco rele-vante a efectos radiobiológicos podríaconsistir en un cilindro de 2,3 nm dediámetro y 16 nm de longitud, queaproximadamente corresponde al volu-men ocupado por un segmento deDNA formado por unos 50 pares debase. El daño espacialmente correla-cionado inducido por interaccionestambién correlacionadas en ese volu-men-tipo se asume puede ser la causade alteraciones que escapen a los me-canismos celulares de reparación yden lugar a la aparición retardada deefectos carcinogénicos.

Mientras que se ha publicado unbuen número trabajos sobre la modeli-zación de las interacciones simulandodiferentes blancos biológicos en di-mensiones del nanometro [13], las difi-cultades para determinar experimen-talmente la distribución de los eventosde deposición de energía en ese ran-go dimensional son formidables. El he-cho es que los intentos de aplicar a laconstrucción de nanodosímetros losmismos presupuestos que permitierondesarrollar con éxito microdosimetroshan encontrado dificultades que algu-nos investigadores consideran insalva-bles.

Los TEPCs están basados en la posibi-lidad de simular espesores del ordendel micrómetro en un gas equivalentea tejido disminuyendo adecuadamentela densidad (presión) del gas encerra-do en el detector. Así, para un diáme-tro de la cavidad del detector de 12,7mm que deba simular un espesor de te-jido con 2 µm de diámetro, se requiereuna presión del orden de 7,6 kPa. Pa-ra simular 1 nm habría que emplear


38 vS HP II

detectores de menor tamaño, 1 mmpor ejemplo y operando a presionesconsiderablemente más reducidas, delorden de 100 Pa. Hay problemas pa-ra conseguir que un detector de estascaracterísticas funcione. En primer lu-gar el numero de interacciones en unvolumen tan minúsculo es muy peque-ño y los tiempos de colección para ob-tener un espectro de eventos fiable se-rían correlativamente muy grandes,mayúsculos. Hay otros problemas queno se arreglarían solamente con mu-cha paciencia. En esas dimensiones ycon los campos de colección habitua-les los contadores dejan de comportar-se como proporcionales o lo hacencon pésimas condiciones para la me-dida de la distribución de amplitud delos impulsos colectados. Esto es debi-do a que la zona de amplificaciónproporcional ocupa una parte signifi-

cativa del volumendel detector y enestas condicionesla amplitud del im-pulso final depen-de no sólo de laenergía cedida almedio, sino tam-bién de la posiciónen el interior deldetector en la quela interacción pri-maria se origina.El resultado es unempobrecimientosignificativo de laresolución para lamedida de la ener-gía cedida.A pesar de todasestas dificultades,algunos gruposcontinúan desarro-l lando TEPCs

adaptados a las condiciones de medi-da en el rango del nanometro. Un tra-bajo reciente puede encontrarse en lareferencia 14. En el diseño presenta-do se trata de limitar o de confinar laregión de amplificación para mejorarla resolución. Los resultados parecendemostrar la buena capacidad de esti-mar las distribuciones en energía line-al para neutrones simulando diferentestamaños entre 170 y 35 nm. A pesarde estos excelentes resultados, existeuna opinión bastante extendida deque por debajo de 300-500 nm losTEPCs no serían muy útiles. En vista deésto algunos grupos han optado portratar de desarrollar dispositivos sobreconceptos diferentes, aunque todos mi-diendo ionización en gases enrareci-dos, colectando iones o detectandopor técnicas ópticas la interacción deéstos con sistemas centelleadores. El

caso es que ya se dispone de informa-ción sobre la estructura de las trayec-torias de diferentes tipos de radiaciónen tamaños del nm. La figura 9 toma-da de la referencia 15 muestra unaimagen de la trayectoria seguida enun gas (TEA) a baja presión (1 kPa)por iones de Ar y C de alta energía.En la imagen puede apreciarse la tra-yectoria de un electrón secundarioque abandona la trayectoria inicial delos iones. La imagen se obtuvo emple-ando técnicas de centelleo y de detec-ción óptica, mediante un dispositivodesarrollado en el PTB alemán deno-minado OPAC (Optical Particle Cham-ber). La posibilidad de “ver” las tra-yectorias y separar la contribuciónreal de los diferentes tipos de secun-darios abre la interesante posibilidadde saber que eventos y por tanto quedosis absorbida se debe a cada tipode radiación secundaria.

En el caso de neutrones este tipo deinformación podría ser la base de es-timaciones más refinadas de los deno-minados factores de ponderación dela radiación, que como se sabe se de-finen en función del tipo de radiaciónincidente en el organismo, con inde-pendencia del tipo y naturaleza de laradiación secundaria que realmenteacaba impartiendo y depositandoenergía. En el caso de los neutroneseste asunto es relevante toda vez quepor ejemplo parte de la energía cedi-da se hace a través de radiacióngamma secundaria cuya contribucióndebiera “ponderarse” por ella mismay no como si fuera causada tambiénpor neutrones. El tema tiene pues inte-rés para aspectos básicos de la pro-pia definición de las magnitudes y pa-rámetros necesar ios para ladosimetría en protección radiológica.

La descripción de los dispositivos



Fig. 9. Trayectoria de un ión de C detectada a través de la ionizaciónproducida en gas TEA. Se puede apreciar la trayectoria de un electrónsecundario fuera del haz principal. Reproducida de la referencia (15)con permiso de Nuclear Technology Publishing.

desarrollados o en desarrollo para lacaracterización de la estructura de lasinteracciones de la radiación en elrango del nanometro es sumamenteinteresante, pero estaría quizás fueradel ámbito y de la intención del pre-sente volumen especial de Radiopro-tección dedicado a la Dosimetría deNeutrones. No obstante, como pudie-ra no estar fuera del interés o de lacuriosidad de los potenciales lectoresde este artículo conocer algunas delas características de esos dispositi-vos, una revisión reciente de ellospuede encontrase en el trabajo “Expe-rimental Tools for Track Structure Inves-tigations: New Approaches for Dosi-metry and Microdosimetry” [16] delque son autores H. Schuhmacher y V.Dangendorf, incluido en las ya men-cionadas Actas del 13 Simposio so-bre Microdosimetría, publicadas en2002 en Radiation Protection Dosi-metry.

Como conclusión de todo lo anteriorse deduce que la dosimetría de neu-trones continua adoleciendo de de-ficiencias que habrán de resolverse através de la investigación y la innova-ción de nuevos métodos además dela mejora de los ya existentes. Las téc-nicas de simulación y modelizaciónnumérica han sido y continúan siendode gran ayuda para alcanzar esasmejoras en el caso concreto de los sis-temas basados en las técnicas de mo-deración. Las técnicas microdosimétri-cas por otra parte han evidenciadoser sumamente interesantes tanto parala caracterización práctica de cam-pos mixtos como para la obtenciónde información fundamental para lamejor comprensión de los procesosprimarios de transferencia de energíaentre la radiación y el medios que si-mulan al tejido humano. Esa informa-

ción es relevante tanto para el estudiode la relación dosis efecto, como pa-ra la determinación de parámetros re-levantes para la propia definición delas magnitudes dosimétricas para laprotección radiológica. La fronteradel conocimiento en este campo estáen el desarrollo de métodos experi-mentales para la caracterización delos procesos de ionización en volúme-nes comparables a los de las cadenasde DNA, en el rango del nanometro,en el desarrollo de la nanodosimetría.

REFERENCIAS

1. Delgado A. Mixed Field Dosimetry. EyeOpener 13, IRPA-10 International Con-gress (Hiroshima 2000) (www.oita-nhs.ac.jp)

2. Delgado A., Gallego E. Dosimetría deCampos Mixtos. Curso de Refresco, IXCongreso SEPR. (Bilbao, 2002).

3. ICRU Repost nº 66. Determination ofOperational Dose Equivalent Quantitiesfor Neutrons. NTP Publishing, vol 1 nº 3(2001).

4. Birattari C., Exposito A., Ferrari A., Pelli-coni M., Rancati T., Silari M. The Exten-ded Range Neutron REM Counter “LI-NUS”: Overwied and LatestDevelopments. Radiat. Prot. Dosim. 76:129; 1998.

5. Proceedings of the International Works-hop on Neutron Field Spectrometry inScience, Technology and Radiation Pro-tection. Nucl. Instrum. Methods 476;2002.

6. Olsher R.H., Hsu H., Beverding A., KleckJ., Casson W., Vasilik D.G., Devine R.T.WENDI : An Improved Neutron REM Me-ter. Health Phys. 79(2): 170-181; 2000.

7. Sáez J.C., Dominguez-Mompell R., Rome-ro A.M., Rodriguez R., Ortiz P., MuñizJ.L., Merelo F.. Medida de la RadiaciónC´somica en los vuelos de IBERIA L.A.E.(I) Instrumentación, metodología y Cali-bración. Actas del IX Congreso de laSEPR. Radioprotección, Nº ExtraordinarioMayo; 2002.

8. Bartlett D.T., Tañer R.J., Tagziria H., Tho-mas D.J.. Response Characteristics ofNeutron Survey Instruments. NRPB Re-port-R333; 2001.

9. Schmitz T.H., Waker A.J., Kliauga P., Zo-etelief H. (Editors) Design, Constructionand Use of Tissue Equivalent Proportional

Counters. Radiat. Prot. Dosim. 61; 1995.10.Waker A.J.. Principles of Experimental

Microdosimetry. Radiat. Prot. Dosim. 61:297-308; 1995

11. Waker A.J., Szornel K., Nunes J.. TEPCPerformance in the CANDU Workplace.Radiat. Prot. Dosim. 70: 197-203;1997.

12. Kellerer A.M. Microdosimetry: Reflec-tions on Harald Rossi (Invited Paper). Ra-diat. Prot. Dosim. 99: 17-22; 2002.

13. Cherubini R., Goodhead D.T., MenzelH.G., Ottolenghi A. (Editors). Procee-dings of the 13th Symposium on Micro-dosimetry. Radiat. Prot. Dosim. 99;2002.

14. Cesari V., Collauti P., Magrin G., deNar-do L., Baek W.Y., Grosswendt B., AlkaaA., Khamphan C., Segur P., Tornielli G.Nanodosimetric Measurements with anAvalanche Confinement TEPC. Radiat.Prot. Dosim. 99: 337-342; 2002.

15. Dangendorf V., Schuhmacher H., Titt U.,Tittelmeier K.. Imaging of MicroscopicFeatures of Charged particle Traks in aLow Pressure Gas. Radiat. Prot. Dosim.99: 353-354; 2002.

16. Schuhmacher H., Dangendorf V.. Experi-mental Tools for Track Structure Investi-gations: New Approaches for Dosimetryand Microdosimetry. Radiat. Prot. Do-sim. 99: 317-323; 2002.

AGRADECIMIENTOS

El autor desea expresar su reconoci-miento a Nuclear Technology Publish-ing editora de Radiation ProtectionDosimetry, al Health Physics y al Na-tional Radiological Protection Boardpor las facilidades dadas para la re-producción de material publicado ensus revistas. Este reconocimiento sehace extensivo a los autores de esaspublicaciones. Finalmente el autor de-sea agradecer al CSN (ProyectoNEUDOS) y al Plan Nacional deI+D+i (Proyecto EPROFE) por la eficazayuda prestada para el desarrollo delas actividades investigadoras que so-bre dosimetría de neutrones se llevana cabo en el CIEMAT.


38 vS HP II


INTRODUCCIÓN

Los campos neutrónicos se encuentranpresentes en particular en el interior delas contenciones de las instalaciones nu-cleares experimentales o de potencia yen las unidades de tratamiento del com-bustible nuclear. Se encuentran ademáspresentes en la radiación cósmica y enla proximidad de los aceleradores departículas, en particular en aquellos utili-zados en algunas aplicaciones médicas.

Los neutrones constituyen una radia-ción indirectamente ionizante que provo-can a igual dosis absorbida, efectos bio-

lógicos más importantes que los produci-dos por los fotones. La dosimetría deneutrones ha tenido que hacer frente du-rante su desarrollo en estos últimos dece-nios a numerosas dificultades. Estas difi-cultades provienen tanto del dominio dela teoría como del de la instrumentacióny son debidas en su inmensa mayoría alas propiedades específicas de la inte-racción de los neutrones con la materia,lo que explica que la precisión consegui-da hoy día dentro del campo de la dosi-metría de neutrones, sea netamente infe-rior al encontrado en el caso de laradiación gamma.

Si bien existen numerosos trabajospublicados sobre dosimetría de neutro-nes, los resultados tienen una coheren-cia insuficiente, debido fundamental-mente a la utilización de sistemasexperimentales frecuentemente grose-ros y a una falta de caracterización su-ficiente de los campos neutrónicos.

A esta situación se le añade la circuns-tancia de que los campos neutrónicossiempre vienen acompañados de cam-pos de radiación gamma, lo que exigeseparar ambas componentes, ya que larepartición tanto macroscópica comomicroscópica de la dosis absorbida

EspectrEspectrometría de neutrometría de neutronesonesaplicada a la dosimetría.aplicada a la dosimetría.

F. Fernández. Universidad Autónoma de Barcelona.

Departamento de Física. Grupo de Física de las Radiaciones.

SUMMARY

We present the need of carrying out neutronspectrometry in nuclear facilities to characterise the neutronspectra in such facilities. Some of the most usual neutronspectrometry technologies are presented and discussed,especially those that can be used in neutron dosimetrybased on: recoil-nuclei detection (liquid scintillatorspectrometer and proportional counter), Helium-filledproportional counters, and moderator techniques (Bonnerspheres). The results obtained with our Bonner spheresystem to characterise a realistic spectrum (Canel/T400,Cadarache) are presented and compared to the referencevalues. Such comparison shows that this system iscompletely validated and is in good conditions to providethe neutron spectrum, the neutron fluence, and thereforethe dose equivalent, with an relative uncertainty lower than3%, which is very satisfactory in the Radiation Protectionfield.

RESUMEN

Se presenta la necesidad de realizar una espectrometría deneutrones con el fin de poder conocer los espectros neutrónicos enlas instalaciones radiactivas. Algunas técnicas de espectrometríaneutrónica son comentadas en especial aquellas que pueden serutilizadas en la dosimetría de neutrones: técnicas de espectrometríade neutrones por protones de retroceso (centelladores líquidos ocontadores proporcionales), contadores proporcionales rellenos con3He y la técnica de multiesferas. Los resultados correspondientes alsistema de multiesferas de nuestro grupo se presentan paracaracterizar el espectro realista del acelerador Canel/T400 deCadarache. La comparación de estos resultados con los dereferencia, muestran que en el campo de la radioprotección, estesistema se encuentra perfectamente validado y en condiciones parasuministrar el espectro neutrónico y en consecuencia la fluencianeutrónica y la dosis equivalente con unas incertidumbres inferioresal 3%, valores mas que suficientes en el campo de laradioprotección.

asociada a ambas componentes esmuy diferente.

Todas estas circunstancias explican elque no dispongamos en la actualidadde un dosímetro personal de neutronescapaz de suministrarnos una estima-ción de la dosis equivalente con la sufi-ciente garantía.

Los neutrones ya provengan de fuen-tes naturales como los producidos poractividades humanas, cubren un am-plio margen de energías que se extien-de desde 1meV o menos, hasta varioscentenares de MeV. Si bien para unaaplicación particular este rango puedequedar restringido a uno o dos orde-nes de magnitud, por lo que respectaa la instrumentación utilizada en radio-protección, esta debería cubrir todo elrango de energías.

La variación rápida de la sección efi-caz con la energía del neutrón, ha in-citado a clasificar los neutrones en ca-tegorías según su energía cinética (En)e interacción, si bien los límites que de-finen esta clasificación aún están suje-tos a discusión. La tabla 1, muestrauna clasificación muy aceptada de losneutrones atendiendo a su energía.

Los neutrones térmicos son aquellosque están en equilibrio térmico con losnúcleos del medio donde se encuen-tran. Se les puede aplicar las nocionesde la teoría cinética de los gases: sudistribución sigue la estadística deMaxwell–Boltzmann.

Los neutrones intermedios resultan dela colisión elástica de los neutrones rá-pidos en materiales de bajo númeroatómico. La distribución de estos neu-trones es proporcional al inverso de suvelocidad. Los neutrones rápidos sonaquellos que tienen una energía supe-rior a unas decenas de keV, valor utili-zado como límite por debajo del cuallos instrumentos para la detección deestos neutrones resultan inadecuados.Se consideran relativistas todos losneutrones cuya energía es superior alos 10 MeV.

Salvo los contadores proporcionalesde tejido equivalente TEPC, los instru-mentos utilizados en dosimetría neutró-nica se basan en la siguiente expre-sión describiendo la dosis equivalente(Schuhmacher, 1995):

H= M hy(E).yE(E).dE (1)

Donde H es la dosis equivalente,yE(E) ,la distribución espectral defluencia del campo neutrónico conside-rado y hy(E), el factor de conversiónde la fluencia a dosis equivalente paraneutrones de energía E. Al mismo tiem-po la medida Md, de un instrumento“d” (excepto los TEPC) en el mismocampo neutrónico, viene dada por unarelación muy similar a la anterior:

Md=MRd(E).yE(E).dE (2)

Donde Rd(E)es la respuesta en fluen-cia del instrumento “d” paraneutrones de energía E.En el caso de que la res-puesta en fluencia del instru-mento Rd(E) tuviera la mis-ma dependencia energéticaque el factor de conversiónantes mencionado hy(E) elinstrumento después de ser

calibrado en un campo neutrónicobien conocido, podría indicar correcta-mente el valor de la dosis equivalenteen cualquier otro campo neutrónico. Elproblema radica en que dada la for-ma de variación del factor de conver-sión fluencia-dosis equivalente en fun-ción de la energía, tal suposición nose cumple de forma adecuada paraninguno de los dosímetros actualmenteexistentes y por lo tanto en aquelloscasos donde se requieren medidasmas precisas que las suministradas porestos instrumentos, se tiene que utilizarla primera expresión y obtener la dosisequivalente mediante la determinaciónde la distribución espectral de fluenciayE(E), lo que supone realizar una es-pectrometría.

La contribución de los neutrones a ladosis del personal en Centrales Nu-cleares es en la mayoría de los casosdespreciable, si bien existen situacio-nes en los que una intervención en elrecinto de contención durante el fun-cionamiento del reactor puede suponeralgún riesgo de irradiación neutrónica.En la actualidad los instrumentos de ra-dioprotección operacionales utilizadospara estas situaciones, tienen respues-tas muy dependientes de la energía ydel espectro neutrónico y sobre todocomo es el caso, de la presencia en elmismo de una componente importantede neutrones de energías intermedias.Todo ello hace difícil la interpretaciónde las indicaciones de estos instrumen-tos, si no se conoce la distribución es-pectral de fluencia de los neutrones enlos puntos de medida (Muller, 2002).

Resulta además que como esta distri-bución espectral puede cambiar demanera apreciable dentro de una ins-talación nuclear, la espectrometría deneutrones es de interés capital para lacomprensión y correcta calibración de


38 vS HP II

Neutrones Rangos de energíaTérmicos < 0,4 eV

Intermedios 0,4 eV – 10 keVRápidos 10 keV – 10 MeV

Relativistas > 10 MeV

Tabla1.- Clasificación de los neutrones atendiendo a su energía.

los instrumentos de medidas, ya queúnicamente este método permite unaevaluación precisa de las magnitudesdosimétricas de interés y al mismotiempo elaborar los protocolos y estra-tegias adecuadas para la protecciónradiológica.

ESPECTROMETRÍA NEUTRÓNICA

La espectrometría neutrónica ha con-tribuido de forma importante al desa-rrollo de la física nuclear desde 1932y es un importante instrumento en otroscampos, tales como la tecnologíanuclear, fusión nuclear, diagnóstico deplasma, radioterapia y radioprotec-ción.

Los métodos utilizados en espectro-metría neutrónica se pueden clasificaratendiendo al principio utilizado paracaracterizar o medir la energía delneutrón (Brooks, 2002). De entre todosellos mencionaremos por su importan-cia y grado de utilización los basados:en la medida de la energía de los re-trocesos que se producen en la disper-sión de neutrones con blancos adecua-dos, en la medida de las energías delas partículas cargadas creadas en re-acciones nucleares producidas porneutrones, en la medida de la veloci-dad del neutrón, en la medida de laradiactividad (una especifica emisióngamma o transición de fase), induci-das en ciertas reacciones producidaspor los neutrones y denominadas deumbral y finalmente en métodos en losque la distribución energética de fluen-cia se obtiene por deconvolución deun conjunto de medidas realizadascon ciertos detectores y geometrías.

Tres fases bien diferenciadas se po-nen de manifiesto en la evolución de laespectrometría de neutrones. Las dosprimeras que corresponden a los perio-dos comprendidos entre 1932-1959 y

1960-1979 respectivamente, se en-cuentran perfectamente documentadasen dos articulos: (Marion, 1960; Brom-ley, 1979). Muchos de los espectróme-tros de neutrones utilizados hoy día sebasan en métodos que fueron introdu-cidos antes de los años 1960. Así enlos espectrómetros denominados de re-troceso de esta época, se utilizabancámaras de ionización y contadoresproporcionales (Ferguson, 1960),emulsiones nucleares (White, 1960),centel ladores orgánicos (Swar tz,1960). En los basados en la medidade las energías de las partículas car-gadas creadas, contadores proporcio-nales de 3He (Batchelor, 1960), cente-lladores de 6LiI(Eu) (Murray, 1958).Espectrómetros basados en la medidadel tiempo de vuelo de los neutrones yen reacciones de activación (Byerly,1960), fueron también muy utilizadosdurante este periodo.

Un notable desarrollo se producedurante la segunda fase 1960-1979,con la introducción del método basadoen las esferas Bonner (Bramblett, 1960)y los avances conseguidos en las técni-cas de espectrometría neutrónica utili-zando detectores de gas (Grosshoeg,1979) y de centelleo (Harvey, 1979).En este periodo también supuso un im-portante desarrollo la aparición de losprimeros códigos de deconvolución deespectros neutrónicos, obtenidos a par-tir de medidas realizadas con multica-nales, así como la utilización por pri-mera vez de los semiconductores en laespectrometría neutrónica (Dearnaley,1963) y la introducción de los detecto-res de burbujas (Apfel, 1979).

La tercera fase a partir del año1979, se caracteriza por un granavance tecnológico y el gran progresoque significó la incorporación de orde-nadores más potentes que permitieron

el cálculo de las funciones respuesta yeficiencias de detección de los detec-tores utilizados por métodos de Mon-te-Carlo, así como una mejora en losprogramas de deconvolución, para laobtención de los espectros neutrónicosa partir de las lecturas realizadas conlos espectrómetros.

BASES NUCLEARES PARA LAESPECTROMETRÍA NEUTRÓNICA

La interacción de los neutrones con lamateria es un proceso bastante diferen-te al de las partículas cargadas y la ra-diación electromagnética. Dado quelos neutrones no poseen carga eléctri-ca, no pueden ionizar directamente lamateria que atraviesan y por lo tantosu interacción es únicamente con losnúcleos de los átomos.

Tanto para la dosimetría como parala espectrometría, estas interaccionesson utilizadas ya que al producir partí-culas cargadas, estas inducen en lainstrumentación por medio de la ioni-zación, señales eléctricas a partir delas cuales y mediante procedimientosadecuados remontar a la energía delneutrón detectado. En la tabla 2, se re-sumen las principales interacciones delos neutrones con la materia.

La probabilidad de la reacción esco-gida (sección eficaz) debería sergrande, con el fin de asegurar unabuena eficiencia en el instrumento uti-lizado, así como una discriminaciónadecuada de efectos parásitos. La de-pendencia de esta sección eficaz conla energía debería ser pequeña y almismo tiempo conocerse con granprecisión, con el fin de disminuir lasincertidumbres en las funciones de res-puestas correspondientes. En la figura1 se muestra las secciones eficaces enfunción de la energía para todasaquellas interacciones que se utilizan



mas frecuentemente tanto en la dosi-metría como en la espectrometría deneutrones.

Tal como se observa en la figura 1,conviene señalar que tanto los núcleosde 6Li, como de 3He, poseen seccioneseficaces que continúan creciendo paraenergías inferiores a 1 keV, lo que loshacen muy adecuados para la detec-ción de neutrones térmicos.

Existe una importante región com-prendida entre 1 keV y 20 MeV, en laque no solamente predomina la difu-sión elástica n-p, sino que además seda la circunstancia de que sus seccio-

nes eficaces se conocen con una incer-tidumbre del 0,5%, echo de enormeinterés a la hora de determinar la in-certidumbre de las funciones respues-tas en aquellos espectrómetros que uti-licen dicha reacción.

ESPECTROMETRÍA POR NÚCLEOSDE RETROCESO

La detección de los núcleos de retro-ceso (en particular los protones de re-troceso) y la medida de su energía,permite establecer el número y la dis-tribución energética de los neutronesque los han generado. La determina-

ción del espectroenergético de losneutrones a partirdel espectro de losnucleos de retroce-so, se realiza me-diante métodos ded e c o n v o l u c i ó napropiados. Lasensibilidad de latécnica está limita-da a los neutronesque t ienen unaenergía suficiente-mente alta comopara ionizar el me-dio detector. Entrelos espectrómetros

basados en los protones de retrocesotenemos el denominado de montaje te-lescópico, utilizado en un rango entre200 keV y algunas decenas de MeV.

Igualmente tenemos los constituidospor contadores proporcionales a hi-drógeno llamados “a protones de re-troceso” (SPRPC), rellenos con gases(H2, CH4) o mezclas de ellos, sensi-bles a neutrones de energías compren-didas entre 10 keV y 5 MeV (Bennet,1962).

Para energías superiores a 20 MeVse utilizan centelladores sólidos o líqui-dos (Verbinski, 1968). Uno de los es-pectrómetros a centellador líquido másutilizado es el NE213, en el cual sepuede realizar una discriminación (n-~) (Adams, 1978) y del que se cono-cen sus funciones respuestas con bas-tante precisión (Dietze, 1982;Dickens, 1988, Schmidt, 1997).

ESPECTROMETRÍA BASADA ENLA MEDIDA DE LAS ENERGÍASDE LAS PARTÍCULAS CARGADASCREADAS EN REACCIONESNUCLEARES PRODUCIDAS PORNEUTRONES

Las reacciones nucleares 3He(n,p)3H,6Li(n,|)3H, 10B((n,|)7Li, 12C(n,|)9Be y28Si(n,|)25Mg, son las principales utili-zadas en este tipo de espectrómetros.La primera de todas ellas (Q= 0.764MeV), es el l íder en el rango deenergías comprendido entre 50 keV y5 MeV. Entre los 3He-espectrómetrostenemos contadores proporcionales(Takeda, 1999) y cámaras de ioniza-ción de rejilla (Hawkes, 1993). La re-acción 10B(n,|)7Li, no es aconsejablepara espectrometría, ya que el 7Li seproduce en el estado fundamental ycon igual probabilidad en su primerestado excitado.La reacción 6Li(n,|)3H,ha sido utilizada en espectrómetros de


38 vS HP II

Fig. 1.- Secciones eficaces neutrónicas de algunas interacciones utilizadaspara la detección de neutrones y en cierta medida en espectrometría.

Vía de entrada Vía de salida Denominación usual Símbolo ClasificaciónDifusión elástica (n, n) Difusión

Difusión inelástica (n, n’g) DifusiónCaptura radiactiva (n, g) Absorción

Captura con producción de partículas cargadas (n, p) AbsorciónCaptura con producción de partículas cargadas (n, a) Absorción

Captura (n, 2n) (n, 2n) AbsorciónFisión (n, f) Absorción

Tabla 2.- Principales interacciones de los neutrones con la materia (Baur, 1985).

ZA

01X+ n Z

A01X+ n

ZA

01X+ n +´ ~

ZA+1Y + ~

Z-1A Y + p

Z-2A-3Y +|

ZA-1

01Y +2 n

Y + Z + ~

ZA

01X+ n

ZA

01X+ n

ZA

01X+ n

ZA

01X+ n

ZA

01X+ n

ZA

01X+ n



centelleo y detectores a sándwich (Seg-hour, 1999), aunque el uso de espect-rómetros de centelleo ha sido limitadodebido a su sensibilidad a las gam-mas, una respuesta no lineal de la altu-ra de pulsos y la contribución en la res-puesta, de las interacciones de losneutrones con los componentes estruc-turales del centellador respectivamente. Lasreacciones 12C(n,|)9Be y 28Si(n,|)25Mg,han sido utilizadas en espectrómetroscon cristales semiconductores de dia-mante y silicio, particularmente en apli-caciones de diagnóstico de plasma.

ESPECTROMETRÍA BASADA EN LA MEDIDA DE LARADIACTIVIDAD

Los métodos radiactivos se utilizande forma muy importante para medi-das de la fluencia neutrónica (Kuij-pers, 1977). Algunos de estos méto-dos se basan en reaccionesendoenergéticas inducidas por neutro-nes. El espectro energético del camponeutrónico se puede determinar, apartir de las medidas de las activida-des inducidas por los neutrones endeterminados blancos colocados endicho campo. Otros métodos se ba-san en la medida de radiación gam-ma o electrones de conversión inter-na, producidos por la dispersióninelástica de neutrones en cristales degermanio (Ejiri, 1991).

Otro espectrómetro a umbral es elde burbujas, en el que mediante fun-ciones de respuesta adecuadas, esposible obtener a partir del recuentode burbujas en función de la tempera-tura, el espectro neutrónico mediantetécnicas de deconvolución. Un articu-lo interesante sobre el desarrollo deeste método es e l real izado pordÉrrico (dÉrrico, 2002).

ESPECTROMETRÍA BASADA ENLA MEDIDA DE LA VELOCIDADDEL NEUTRÓN

En este método la energía del neutrónse determina por su tiempo de vueloen una distancia conocida. Este méto-do ha sido empleado para determinarel espectro de fisión espontánea del252Cf y en la medida del espectro deneutrones del JET tokamak ( Jarvis,2002).

ESPECTROMETRÍA POR ELMÉTODO DE MULTIESFERAS

El espectrómetro multiesferas, llama-do también sistema de esferas Bonner(BSS), ha sido descrito por primera vezen 1960 por Bramblett, Erwing y Bon-ner (Bramblett, 1960). Las referencias(Attix, 1987; Nachtigall, 1972; Aws-chalom, 1985), ofrecen unas excelen-tes citas bibliográficas sobre este siste-ma. Este sis tema se basa en lautilización de un detector de neutronestérmicos (6Li, 10B o 3He), envuelto con es-feras moderadoras de diferentes diáme-tros, frecuentemente en polietileno, conel fin de hacer estos detectores massensibles a neutrones más energéticos.Los neutrones rápidos se frenan dentrodel moderador y llegan al detector enestado térmico, mientras que los neu-trones inicialmente termalizados sonparcialmente capturados dentro delmoderador y no alcanzan el detector.Aumentando el diámetro de la esferamoderadora, desplazamos el pico desensibilidad del sistema hacía lasenergías altas y de esta manera es po-sible efectuar una espectrometría deneutrones.

La tasa de recuento Mdr (cuentas/s),obtenida con una esfera de radio r enun campo neutrónico dado, es la con-volución de la función respuesta en

energía Rr(E) (cm2) de esta esfera, conla tasa de distribución energética defluencia (MeV-1·cm-2 s-1) de los neu-trones medidos en un punto determina-do. La utilización de varias esferas dediferentes radios en un campo neutró-nico desconocido, conduce a un siste-ma de ecuaciones:

(3)

Siendo m el número de esferas utiliza-das y n el de grupos energéticos sobrelos que se realiza la discretización. Es-te dominio de discretización se extien-de generalmente desde las energíastérmicas hasta algunas decenas deMeV. , es la tasa de fluenciaenergética de los neutrones en el inter-valo SEj y Frj la respuesta media de laesfera r en el intervalo de energía j. Laresolución de un tal sistema, se lleva acabo mediante un proceso de cálculollamado deconvolución.

Para la determinación de las funcio-nes respuestas y dado que el númerode puntos de calibración experimentales muy escaso y que sobre un gran do-minio de energías intermedias, no exis-te prácticamente la posibilidad de cali-bración, algunos autores han utilizadotécnicas de interpolación y extrapola-ción para paliar el problema (Bram-blett, 1960; Nachtigall, 1972), mien-tras que otros como Zaborowski(Zaborowski, 1981), han elaboradoun modelo algebraico que permite re-presentar las funciones respuesta porexpresiones matemáticas. Sin embargola técnica mas utilizada ha sido la desimular el sistema de medida, paraevaluar su respuesta utilizando un mé-todo de cálculo apropiado, validandoposteriormente estos resultados con losobtenidos experimentalmente. En la ac-tualidad existen diversos conjuntos de

y S�

E( )E Ej j

y�

i(i)

M F r = 1,...mrj Edrj=1

n

j jE E=J�

y S( ) ;

funciones respuesta en la bibliografía(matriz de respuesta), si bien su formadefinitiva es un tema aún abierto yaque estudios comparativos sobre lasmas utilizadas, muestran diferenciasmuy importantes en la evaluación deparámetros tales como la fluencia o ladosis equivalente. Autores comoLowvry y Johnson (Lowry, 1986), sobreuna veintena de medidas de multiesfe-ras evaluadas con un conjunto de 5matrices de respuesta de las mas utili-zadas, encuentran variaciones del ±15% para la fluencia, ± 40% para laenergía media, ± 35% para el factorde calidad medio y ± 30% para la do-sis absorbida, siendo el efecto más sor-prendente la variación de la dosisequivalente en un factor 4. Resulta ra-zonable antes de pasar a la utilizacióndel sistema multiesferas como referen-cia, asegurarse lo mejor posible de lavalidez de la matriz de respuesta utili-zada.

En la figura 2, presentamos el conjun-to de las funciones respuestas para elsistema multiesferas de la UAB. Estasfunciones respuestas fueron simuladasmediante el código de cálculoMNCP4B y validadas dentro del rangode energías entre 1meV y 15 MeV me-diante haces monoenergéticos y fuen-tes ISO (Moaad, 2001). Para energíasentre 20 MeV y casi 300 MeV existendatos experimentales (Alevra, 1997)que combinados con funciones res-puestas calculadas por Aroua (Aroua,1992) permiten acceder a esta zonaenergética.

El primer detector de neutrones térmi-cos utilizado en el primer sistema desa-rrollado, fue un cristal centellador depequeño volumen de ioduro de litio-6(Bramblett, 1960). El volumen reducidodel detector hacia muy baja la sensibi-lidad del sistema a los neutrones y su

alta densidad y concentración en yo-do, hacían aumentar su sensibilidad alos fotones.

La substitución del centellador porcontadores proporcionales de triflorurode 10B (Maerker, 1971; Dolias, 1972)o 3He (Mourgues, 1976; Thomas,1984; Vylet, 1988) de varias geomé-tricas, permitieron aumentar un factor10 tanto la sensibilidad a los neutronescomo de disminuir la correspondientea los fotones.

Se han utilizado también detectorespasivos, para medir campos neutróni-cos muy intensos como los que existenen la proximidad de los aceleradoresde partículas (IAEA, 1979; NCRP;1984; AAPM; 1986) y campos neutró-nicos de baja intensidad en los que senecesitan tiempos de medida muygrandes (medidas medioambientales)Dentro de esta categoría, podemos ci-tar los detectores a activación sensiblesa los neutrones térmicos, los detectoresTLD de 6Li y 7Li y los detectores a trazasutilizando como radiadores láminas de10B, 6Li, 235U.

El sistema espectrométrico multiesfe-ras presenta varias propiedades útilespara las necesidades de la radiopro-tección en las instalaciones nucleares(reactores a potencia, reactores experi-mentales y aceleradores de partículas).Dentro de las ventajas del sistema mul-tiesferas, podemos citar: simplicidaddel principio de detección, coberturade un rango energético comprendidoentre los térmicos hasta unos cuantosMeV, respuesta casi-isotrópica, altasensibilidad a los neutrones, suficientepara medir tasas de equivalente de do-sis tan pequeñas como las encontradasen el campo de la radioprotección(hasta 1mSv/h) y buena discriminaciónde los fotones y ruido electrónico, si eltipo de contador utilizado y la electró-nica asociada han sido juiciosamenteelegidas.

A causa de la forma de las funcionesrespuesta de las esferas, la resoluciónenergética del sistema es más bien pe-queña, pero se considera suficiente pa-ra la evaluación de las magnitudes do-simétricas globales (fluencia total y


38 vS HP II

Fig. 2.- Las funciones de respuesta en fluencia del espectrómetro a esferas Bonner de la U.A.B.

dosis equivalente), utilizadas en elcampo de la radioprotección.

Diferentes sistemas y técnicas de me-didas se han conseguido mediante elempleo de contadores proporcionalesrellenos de 3He (Thomas, 1984; Ale-vra, 1992; Thomas, 1994; Wiegel,1994, Eurysis, 1998).

La ventaja de tales detectores se ob-serva en la figura 3, en la que se mues-tra la distribución diferencial de pulsospara una fuente de Am-Be de 3,7 GBq.Como se observa en dicha figura, apa-rece un pico correspondiente al Q dela reacción nuclear (764 keV), que tie-ne lugar en el detector (3He(n, p)3H) yuna distribución de pulsos de menoramplitud debida al “efecto pared”. En-tre esta distribución de pulsos y el picocorrespondiente a la interacción gam-ma en el detector, que se sitúa en losprimeros canales se encuentra un valle,lo suficientemente definido como paraque mediante un discriminador ade-cuado se pueda separar la contribu-ción neutrónica de la producida por elruido de fondo y la radiación gamma(punto señalado en la figura).

En el sis temamultiesferas dela UAB (Moaad,2001), el ele-mento base esun contador pro-porcional a 3Hedel t ipo0,5NH1/1KI fa-bricado por Eu-r isys Mesures(Eurysis,1998).Su forma es lade un ortocilin-dro de monel(aleación de co-bre y níquel) de4,4 cm de alturay 1 cm de diáme-

tro. Un amplificador de cargas del tipoACHMS98 (Eurysis, 1998), especial-mente concebido para realizar medidasde espectrometría neutrónica por el méto-do de las esferas Bonner. Ocho esferasde polietileno de densidad 0,920 g.cm-3

y de diámetros de: 2,5; 3; 4,2; 5; 6; 8;10 y 12 pulgadas respectivamente, fa-bricadas por Centronic Limited (Inglate-rra) (Centronic, 1998) y un casquetede Cd de 1,5 mm de espesor que seutiliza con las esferas de pequeño diá-metro para obtener información de lacomponente tér-mica del espec-tro neutrónico.

Una vez fija-das las condi-ciones de cali-bración delsistema multies-feras, así comola validación delas funcionesrespuestas delmismo, con untotal de oncemedidas realiza-

das en un determinado campo de neu-trones (ocho sin cadmio y tres bajocadmio), la determinación del espectroneutrónico pasa por resolver la ecua-ción (3). La deconvolución del espectroneutrónico medido consiste en estable-cer la tasa de distribución energéticade fluencia: , conocida las fun-ciones respuesta, Fr(E) y el conjuntode medidas realizadas, Mdr,(Moaad,2001).

En la figura 4 presentamos las medi-das realizadas con nuestro sistemasobre el espectro real is ta Canel/T400 de Cadarache, en función deldiámetro de las esferas, observándo-se una gran consistencia en las mis-mas así como pequeñas incertidum-bres.

Es absolutamente indispensable po-der comprobar que la solución en-contrada para el espectro analizadoes compatible con las medidas expe-rimentales realizadas. Para ello secalculan a partir del espectro encon-trado los valores correspondientes delas medidas calculadas, Cdr y se com-paran con las realizadas Mdr. En laTabla 3 presentamos la comproba-ción correspondiente al conjunto demedidas realizadas en el espectro re-alista Canel/T400 de Cadarache y

y�

i(i)



Fig. 3.- Distribución de amplitudes de pulsos, obtenidas mediante un contadorproporcional a 3He del tipo 0,5NH1 / 1KI fabricado por Eurisys Mesures(Eurysis, 1998).

Fig. 4.- Recuentos obtenidos para el conjunto de esferas sin cadmio y para elespectro realista Canel/T400 de Cadarache.

cuyo espectro presentamos en la fi-gura 5 juntamente con el de referen-cia.

Otro importante aspecto de la es-pectrometría de multiesferas es la depoderse utilizar en la medida decampos neutrónicos de muy bajas

tasas de fluencia (Alevra, 1997) yen campos neutrónicos de alta ener-gía (Ciobanu, 1997).

CONCLUSIONES

Las aplicaciones en espectrometríade neutrones se pueden agrupar en

dos categorías: aquellas en las que lomás importante es una buena resolu-ción en energía y las que por el con-trario solo necesitan que el espectró-metro sea simple y opere en unamplio rango de energías. Entre lasprimeras tenemos todas las concer-nientes a física nuclear y diagnósticode plasma y para ella se utilizan es-pectrómetros de neutrones compues-tos por detectores o conjunto de ellos,que en una sola medida recogen losdatos suficientes para poder obtenerpor deconvolución el espectro neutró-nico. Tecnología nuclear, protecciónradiológica y radioterapia formanparte de la segunda categoría, en laque por el contrario los espectróme-tros necesitan varias medidas para re-coger los datos necesarios, ya seanmediante el empleo de diferentes de-tectores, o realizando las medidas endiferentes condiciones o geometrías yen general poseen una mas pobre re-solución energética. El espectrómetrode multiesferas cumple completamentecon los requisitos exigidos para estasegunda categoría.

Dos desafíos afronta el desarrollo dela espectrometría de neutrones en loscampos anteriormente mencionados.El primero de ellos es extender estaespectrometría a la región energéticade los GeV( Goldhagen, 2002), nece-saria para el control radiológico delpersonal que trabaja en las proximi-dades de aceleradores y dotacionesdel personal de vuelo de compañíasaéreas. El segundo es el de disponerde métodos espectrométricos adecua-dos dentro de la región 1eV a100keV (Alevra, 1999), región im-portante dado el gran interés actualpor la utilización de las técnicas deboroterapia (Gahbauer, 1997).


38 vS HP II

Fig. 5.- Espectro deconvolucionado y de referencia para el espectro realista Canel/T400 de Cadarache.

Diámetro Tasa de recuento (Imp/p)de la esfera Referencia Medida (Mdr) Calculada (Cdr) Mdr/ Cdr(pulgadas)

2.5 5894 x 10-4 (5703 ± 191) x 10-4 5705 x 10-4 0.9993 6232 x 10-4 (6120 ± 200) x 10-4 6113 x 10-4 1.001

4.2 6071 x 10-4 (6111 ± 200) x 10-4 6102 x 10-4 1.0015 5433 x 10-4 (5436 ± 178) x 10-4 5510 x 10-4 0.9866 4360 x 10-4 (4452 ± 145) x 10-4 4449 x 10-4 1.0008 2369 x 10-4 (2389 ± 79) x 10-4 2414 x 10-4 0.993

10 1136 x 10-4 (1132 ± 37) x 10-4 1142 x 10-4 0.99112 5190 x 10-4 (5120 ± 170) x 10-4 5064 x 10-4 1.011

2.5/Cd 2625 x 10-4 (2638 ± 86) x 10-4 2643 x 10-4 0.9983/Cd 3322 x 10-4 (3396 ± 111) x 10-4 3392 x 10-4 1.001

4.2/Cd 4055 x 10-4 (4235 ± 139) x 10-4 4211 x 10-4 1.006

Tabla 3.- Cociente entre los valores medidos Mdr y calculados Cdr de los recuentos efectuados por elsistema multiesferas de la UAB para el espectro realista Canel/T400 de Cadarache.

BIBLIOGRAFÍA

- AAPM, 1986. Neutron Measurements aroundhigh energy X-ray radiotherapy machines. Ameri-can Association of Physicists in Medicine, Report19.

- Adams, 1978. A versatile Pulse-Shape Discri-minator for Charged Particle Separation and itsApplication to Fast Neutron Time-of-Flight Spec-troscopy. Nucl. Instrum. Meth., 156, 459-476.

- Apfel, 1979. Nucl. Instrum. Meth., 162, 603.- Alevra, 1992. Experiences from an Internatio-

nal Unfolding Intercomparison with Bonner Sphe-res. EUR_Report 14356 EN.

- Alevra, 1997. Measurements with the PTB “C”Bonner Sphere Spectometer in the PSI Villigen 55MeV Neutron Field for Spectrometry and calibra-tion Purposes. Radiat. Prot. Dosim., 70, 295-298.

- Alevra, 1997. Neutron Spectrometry and Do-simetry in the Environment and at Workplaces.Regional Symposium on Radiation Protection inNeighbouring Countries of Central Europe, Pra-gue.

- Alevra, 1999. Radioprotection, 34, 305.- Aroua, 1992. Evaluation and Test of the Res-

ponse Matrix of a Multisphere Neutron Specto-meter in a Wide Energy Range. Nucl. Instrum.Meth., A321, 305-311.

- Attix, 1987. Neutron Spectroscopy, The Dosi-metry of Ionizing Radiation, Volume II. AcademicPress.

- Awschalom, 1985. Applications of Bonner Sp-here Detectors in Neutron Field Dosimetry. Ra-diat. Prot. Dosim., 10, 1-4, 89-101.

- Batchelor, 1960. Fast Neutron Physics, Parts1& Interscience, New York, p.413.

- Baur, 1985. Protection Contre les Rayonne-ments: Aspects Physiques et Méthode de Calcul.Report C.E.A. France.

- Bennet, 1962. Gamma-Ray Discrimination ina Proton-Recoil Proportional Counter. Report ANL6480.

- Byerly, 1960. Fast Neutron Physics, Parts1 &Interscience, New York, p. 657.

- Bramblett, 1960. A New Type of NeutronSpectrometer. Nucl. Instrum. Meth., 9, 1.

- Bromley, 1979. Detectors in Nuclear Science,North Holland, Amsterdam.

- Brooks, 2002. Nucl. Instrum. Meth., A 476, 1.- Centronic, 1998. Radiation Detector Division.

Centronci Limited, New Addington, Groydon, En-gland.

- Ciobanu, 1997. Low-Power Analogue Proces-

sor for Bonner Sphere Spectometers. IRPA Regio-nal Symposium on Radiation Protection. Prague.

- Dearnaley, 1963. Progress in Fast NeutronPhysics, The University of Chicago Press, Chica-go, p. 173.

- d'Errico, 1995. Active Neutron Spectrometrywith Superheated Drop (Bubble) Detectors. Ra-diat. Prot. Dosim., 61, 1-3, 159-162.

- Dickens, 1988. A Monte Carlo Based Compu-ter Program to Determine a Scintillator Full EnergyResponse to Neutron Detection for En Between0.1 and 80 MeV.Report ORNL-6463.

- Dietze, 1982. Monte Carlo Codes for the Cal-culations of Neutron Response Functions and de-tection Efficiencies for NE 213 Scintillator Detec-tors. Report PTB-ND-22.

- Dolias, 1972. Response of Moderator Sphe-res to Monoenergetic Neutrons in the Range 5keV to 600 keV. Comm. Eur. Communities, EUR-4791-f.

- Ejiri, 1991. Nucl. Instrum. Meth., A302, 482.- Eurysis, 1998. Compteur 3He Notice Techni-

que. Eurisys Mesures.- Ferguson, 1960. Fast Neutron Physics, Parts1

& Interscience, New York, p. 179.- Gahbauer, 1997. Radiat. Prot. Dosim., 70,

547.- Goldhagen, 2002. Nucl. Instrum. Meth.,

A476, 42.- Grosshoeg, 1979. Nucl. Instrum. Meth., 162,

125.- Harvey, 1979. Nucl. Instrum. Meth., 162,

507.- Hawkes, 1993. Nucl. Instrum. Meth., A 335,

533.- IAEA, 1979. Radiological safety aspects of

the operation of electron linear accelerators. IA-EA Technical Reports series Nº 188.

- Jarvis, 2002. Nucl. Instrum. Meth., A 476,474.

- Knoll, 1997. Radiation Detection and Measu-rement. Knoll G.F., 2nd Edition, Wiley Cop.

- Kuijpers, 1977. Nucl. Instrum. Meth., 144,215.

- Lowry, 1986. The effect of the Choice of Res-ponse Matrix on Neutron Spectra Unfolded fromBonner Sphere Data. Health Physics, 50, 4, 543.

- Maerker, 1971. Response Functions for Bon-ner Ball Neutron Detectors. TM-3451, ORNLOak Ridge National Laboratory, Tennessee.

- Marion, 1960. Fast Neutron Physics, Parts1 &Interscience, New York.

- Mourgues, 1976. Rapport SESTR-R-20. CEA-CEA. Cadarache.

- Müller, 2002. Nucl. Instrum. Meth., A 476,411.

- Murray, 1958. Nucl. Instrum. Meth., 2, 237.

- Nachtigall, 1972. Dose Equivalent Determina-tions in Neutron Fields by Means of ModeratorTechniques. Radiat. Dosim., Supplement 1, Chap-ter 7.

- NCRP, 1984. Neutron contamination from me-dical electron accelerators. National

- Council on Radiation Protection and Measu-rements. NCRP Report 79.

- Schmidt, 1997. Long-term Stability of a Neu-tron Detector. Report PTB-6.42-97-1.

- Schuhmacher, 1992. Quality Factors and Am-bient Dose Equivalent for Neutrons Based on theNew ICRP Recommendations. Radiat. Prot. Do-sim., 40, 2, 85-89.

- Schuhmacher, 1995. Characterisation of Pho-ton-Neutron Radiation Protection Monitoring andOptimisation. Radiat. Prot. Dosim., 61, 81-88.

- Seghour, 1999. Nucl. Instrum. Meth., A 420,243.

- Swartz, 1960. Fast Neutron Physics, Parts1 &Interscience, New York, p.211.

- Takeda, 1999. Nucl. Instrum. Meth., A 422,69.

- Thomas, 1984. A Multisphere Neutron Spec-trometer Using a Central 3He Detector. Nucl. Ins-trum. Meth., A224, 225-232.

- Thomas, 1994. Experimental Determination ofthe Response of four Bonner Sphere Sets to Ther-mal Neutrons. Radiat. Prot. Dosim., 54, 25-31.

- Verbinski, 1968. Calibration of an OrganicScimtillator for Neutron Spectrometry. Nucl. Ins-trum. Meth., 65, 8-25.

- Vylet, 1988. Multispheres Measurements atSeveral Neutron Facilities. Radiat. Prot. Dosim.,23, 1-4, 289-292.

- White, 1960. Fast Neutron Physics, Parts1 &Interscience, New York. p.297

- Wiegel, 1994. Calculations of the ResponseFunctions of Bonner Spheres with a Spherical3He Proportional Counter Using a Realistic Detec-tor Model. Report PTB-N-21.

- Zaborowski, 1981. Dosimétrie et Spectromé-trie Neutroniques avec les Sphères de Bonner:Etablissement d'une Matrice Log-Normale de Ré-férence. Note CEA-N-2241.



INTRODUCCIÓNA LOS CONCEPTOS BÁSICOS

Debido a los amplios rangos de ener-gía que presentan los neutrones y a laimperfecta respuesta de la mayoría delos instrumentos, la calibración de losdispositivos de medida de neutronesutilizados en protección radiológica noes tarea sencilla y reclama métodosmuy cuidadosos. En principio, para to-da calibración, los dispositivos de me-dida son colocados, bajo condicionescontroladas, en un campo de radia-ción de referencia para el que la mag-nitud a medir sea bien conocida.

Las magnitudes de interés serán, parala vigilancia de área y la vigilancia in-dividual, respectivamente, los equiva-lentes de dosis ambiental H*(10) y per-sonal Hp(10); en este último casoconsiderando también la dependenciadireccional. Dada la complejidad delos campos neutrónicos en general,conviene relacionar estas magnitudescon la distribución en energías de lafluencia de neutrones, yE, como magni-tud física básica, a través de los facto-res de conversión fluencia-equivalentede dosis, hy(E), recomendados por laComisión Internacional de Protección

Radiológica (ICRP) y la Comisión Inter-nacional de Medidas y Unidades Ra-diológicas (ICRU) [1] (figura 1). Emple-ando dichos factores, se obtendría ladosis como:

H =Mhy(E)yEdE (1)

Es decir, que la medida de la dosispodría partir de la medida, con preci-sión suficiente, de yE, que siempre hade conocerse para el campo existenteen la instalación de calibración. En lapráctica, el instrumento empleado co-mo dosímetro tendrá una función derespuesta dependiente de la energía


Calibración de monitorCalibración de monitores de áres de área y dosímetrea y dosímetrososde neutrde neutrones.ones.

Eduardo Gallego, Alfredo Lorente y Francisco Martín-Fuertes.Departamento de Ingeniería Nuclear, Universidad Politécnica de Madrid

Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales

SUMMARY

The paper deals with the conceptual difficulties tocalibrate neutron dosimetry instruments, associated withthe wide energy range of neutrons and the unevenresponse of the instruments for different neutron energies.Based on ISO standard 8529, the main conditions formethods and calibration facilities are reviewed, mainlywith regard to the production of reference neutron fields.The problems caused by the differences in the energyspectrum between the calibration field and workplaces arepresented, with the solutions indicated in ISO standard12789 to produce simulated neutron fields in thecalibration laboratory. Finally, the paper includes asummary of the advances made in the installation of theneutron dosimetry laboratory of the Nuclear EngineeringDepartment of the Polytechnic University of Madrid, whichis the only facility of its nature in Spain.

RESUMEN

Se presentan las dificultades conceptuales que ofrece lacalibración de instrumentos para dosimetría neutrónica, debido alamplio rango de energía de los neutrones y a la diferente respuestaque generalmente presentan los sistemas de detección en distintaszonas del rango. A partir de la norma ISO 8529, se comentan losrequisitos principales que deben reunir los métodos e instalacionesempleados en calibración, fundamentalmente en cuanto a laproducción de campos neutrónicos de referencia. Teniendo encuenta la norma ISO 12789, se aborda el problema que planteanlas diferencias entre los espectros utilizados en la calibración y losexistentes en las zonas de trabajo, con la conclusión del interés porsimular campos neutrónicos realistas en el laboratorio decalibración. Por último, se presentan los avances en la instalacióndel hasta ahora único laboratorio para dosimetría neutrónica enEspaña, situado en el Departamento de Ingeniería Nuclear de laUniversidad Politécnica de Madrid.


de los neutrones, Ry(E), y su lectura,M, vendrá dada por:

M=MRy(E)yEdE (2)

La situación ideal buscada seríaaquella en la que ambas cantidadessatisfagan la relación,

Ry(E)=N-1.hy(E) (3)

en un rango suficientemente extenso.De ese modo, el dosímetro proporciona-ría una lectura proporcional al equiva-lente de dosis. La asignación de la dosisse haría entonces aplicando un factorde calibración N, que será válido paraa todo ese intervalo energético.

M=N.M (4)

La complejidad surge de la necesi-dad de determinar este factor para to-do el rango de energías, ya que gene-ralmente los instrumentos presentanuna respuesta en energías que difierede la relación teórica fluencia-equiva-

lente de dosis, siendo frecuente la exis-tencia de desviaciones importantes enalgunas zonas del espectro. Tambiénse pueden introducir errores significati-vos dependiendo de las diferencias en-tre las distribuciones en energía y di-rección de los campos neutrónicos decalibración y del lugar de trabajo. Porello es habitualmente necesario com-plementar las calibraciones de labora-torio mediante medidas “in-situ” con elinstrumento de referencia que propor-cione el valor convencionalmente cier-to de la dosis en ese lugar, a partir delo cual se determina un factor de co-rrección espectral, k, para el campoespecífico de que se trate. La aplica-ción de dicho factor se suele denominarnormalización. Alternativamente, si resul-tase posible caracterizar los espectrosexistentes en el campo de calibración,yE,C, y en el lugar de trabajo,yE,W elfactor k se podría determinar utilizandolas relaciones N = HC/MC y N·k =HW/MW, de modo que:

(5)

Todos estos factores se reflejan en lafigura 2.

La experiencia de las instalacionespioneras en este campo se recoge enla norma ISO 8529, donde se anali-zan y especifican las condiciones enque debe realizarse la calibración. Di-cha norma consta de tres partes referi-das, respectivamente, a:

- Las características de las fuentes ycampos de neutrones de referencia autilizar [2].

- Los principios fundamentales para lacalibración de los equipos de radiopro-tección relacionados con las magnitu-des que caracterizan el campo de ra-diación y, en concreto, las instalacionesa utilizar [3].

- La calibración de los monitores deárea y dosímetros personales y la de-terminación de su respuesta en funciónde la energía y el ángulo de inciden-cia [4].

Otras publicaciones recientes de ele-vado interés son la ICRU 66 [5], conun completo resumen de las técnicasexistentes para dosimetría neutrónica,y la norma ISO 12789 [6], que incideen la necesidad de realizar la calibra-ción en campos neutrónicos realistas yen la manera de simularlos, incluyendointeresantes ejemplos.

PRODUCCIÓN DE CAMPOSNEUTRÓNICOS DE REFERENCIA

La norma ISO 8529 [Parte 1, ref. 2]recomienda distintos tipos de fuentesde neutrones de referencia para las ca-libraciones:

- Fuentes isotópicas, que pueden serde 241Am-Be, 241Am-B o de 252Cf, y de252Cf moderado con D2O (una esfera

MMMM

yy

yy==

yy

yy

dEEhdEER

dEERdEEh

H

M

M

Hk

CEWE

CEWE

C

C

W

W

,,

,,

)()(

)()(

Fig. 1.- Factores de conversión fluencia-equivalente de dosis ambiental (H*(10)/y) y fluencia-equivalentede dosis personal (Hp(10,0˚)/y), según la publicación ICRP 74/ICRU 57 [1].

de diámetro 30 cm cubierta con unacapa de 1mm de Cd [7]).

- Fuentes monoenergéticas, que seobtienen en aceleradores de deutero-nes o protones, contra blancos de deu-terio, tritio o litio. Para las energías me-nores, se emplean haces de reactoresfiltrados convenientemente.

- Fuentes térmicas, obtenidas de reac-tores.

Las fuentes isotópicas de 241Am-Be y252Cf, con y sin moderador, son emple-adas en casi todas las instalaciones,como en las del Institut de Radiopro-tection et de Sûreté Nucléaire (IRSN)en Cadarache (Francia) o las del Physi-kalisch-Technische Bundesanstalt (PTB,en Alemania) [8].

No obstante, traslos comentarioshechos en la intro-ducción, se apre-cia el problemade las diferenciasentre los campos“de calibración” ylos campos “detrabajo”. Dentrode las centralesnucleares, junto alos contenedoresde almacenamien-to y transporte decombustible gasta-do o en las fábri-cas de fuentes deneutrones y de re-elaboración delcombustible nu-clear, suelen en-contrarse espec-tros neutrónicoscon tres compo-nentes principales:una rápida, proce-

dente de los neutro-nes que aún no han colisionado; unade energías intermedias, con una de-pendencia aproximada 1/En (siendoEn la energía del neutrón), que provie-ne de los neutrones dispersados; y unatérmica, asimilable a una distribuciónde tipo maxwelliano. Existen otros am-bientes en los que la radiación neutró-nica puede ser mucho más energética,destacando por su interés práctico losaceleradores de partículas de altaenergía, donde se encuentran neutro-nes de energía superior a 10 MeV quepueden contribuir a la dosis en un30% - 50%, o a bordo de aviones quevuelen en altitudes entre los 10 y 15 km.

Si las diferencias entre estos espec-tros “de trabajo” y los utilizados en la

instalación de calibración son muyacusadas, resulta muy complicado ob-tener factores de normalización ade-cuados, salvo que se proceda a reali-zar medidas espectrométricas “in situ”.La otra alternativa pasa por tratar deproducir campos neutrónicos realistas,es decir, en los que se tenga un espec-tro energético similar al existente en ellugar de trabajo, lo que permitirá pro-ceder ya a la calibración directa delos instrumentos dosimétricos. Los méto-dos disponibles están bien descritos enla norma ISO 12789 [6] y se basantambién en el empleo de fuentes isotó-picas, reactores o aceleradores de par-tículas, mediante la interposición demateriales en los que provocar la dis-persión-moderación de los neutrones osu absorción.

Por ser los que resultan más asequi-bles, merece la pena destacar los de-sarrollos de Schwartz y Eisenhauer [7]y Kluge y col. [8, 6]. El primero, ya ci-tado anteriormente, se refiere al em-pleo de una fuente de 252Cf moderadocon una esfera 30 cm de diámetro deD2O cubierta con una capa de 1mmde Cd, que aunque no consiga repli-car un espectro concreto de algún lu-gar de trabajo, sí que proporciona unade las mejores fuentes de calibraciónpara aproximar la respuesta de dosí-metros de albedo a la que se obtieneen la vecindad de los reactores deagua ligera. Por su parte, en el PTBaprovechan los neutrones reflejados enlas paredes de la sala de irradiación,interponiendo entre la fuente y el de-tector unos “conos de sombra” simila-res a los de la figura 3, para obtenerespectros como los que se muestran enla figura 4, y que resultan razonable-mente próximos a los existentes en lascentrales nucleares.


38 vS HP II

Fig. 2.- Factores que invervienen en el proceso de calibración deinstrumentos para dosimetría neutrónica [Adaptado de la ref.5]. Losrecuadros en gris ayudan a obtener una medida dosimétrica másprecisa en el lugar de trabajo

OTROS REQUISITOS DE LAS INSTALACIONES DE CALIBRACIÓN

Para poder mantener patrones de cali-bración, lo ideal sería poder trabajar enun “campo libre”, llamándose así aaquel en el que se tuviera solamente lafluencia que viene directamente de lafuente, en ausencia de cualquier radia-ción dispersada. Un requisito general esque en el punto de calibración la contri-bución de la radiación dispersada a lalectura del instrumento no sea superior aun 40% [3]. Ello se consigue de dos ma-neras: o eliminando materiales reflec-tores de neutrones de las paredes, quese podrían construir de aluminio, o bus-cando salas de grandes dimensiones, yen ambos casos ubicando la zona deirradiación lejos del suelo (3 m suele serla distancia empleada, pero hay instala-ciones que trabajan a 6 m del suelo).

Desde hace varios años se han publi-cado trabajos en la línea de proponerprocedimientos estándar de calibraciónque sean independientes del laboratoriode calibración y de la técnica experi-mental usada, buscando corregir los ci-tados efectos. La norma ISO-8529 [3]recoge las conclusiones de dichos traba-jos y propone varios métodos alternati-vos, entre ellos el del cono de sombra(véase figura 3), cuyo principal atractivoreside en su naturaleza puramente ex-perimental.

Otro requisito, también exigido porla norma, es la determinación de lasensibilidad de los detectores someti-dos a calibración frente a la radiación~; para ello, se debe disponer de unafuente patrón de 137Cs o de 60Cs, o en-sayar los equipos en instalaciones decalibración ~.

Todos los ensayos deben incluir la ve-rificación de linealidad en la respues-ta, para lo cual se debe cubrir un ran-go de tasa de dosis suficientementeamplio, citándose como ejemplo elrango entre 1 µSv h-1 y 10 mSv h-1. Ellose puede conseguir si se utilizan variasfuentes o, como es más habitual, si sehace variar la distancia a la fuente.

Para la expresión de las incertidum-bres se deben seguir las indicacionesde la “Guía para la expresión de in-certidumbres en medidas” [9].

Calibración de monitores deárea

La norma ISO 8529 [Parte 3, ref.4],establece que la magnitud a medir porlos monitores de área debe ser el equi-valente de dosis ambiental, H*(10).Idealmente, los monitores deberían te-ner una respuesta en fluencia indepen-diente de la dirección de incidencia delos neutrones, y una dependencia ener-gética similar a la del coeficiente deconversión de fluencia a equivalentede dosis ambiental (figura 1).

La geometría fuente-detector debe sertal que la distancia entre ambos asegu-re un haz neutrónico razonablementeparalelo, estableciéndose los oportu-nos factores de corrección por tal moti-vo.

Los ensayos deben realizarse en airebajo condiciones ambientales controla-das1, y se vigilarán también las condi-ciones radiológicas de referencia: - calidad de la energía de la fuente de

neutrones (como requisito estándarse establece la fuente de 241Am-Be);

- ángulo de incidencia de la radiación; - radiación de fondo (inferior en todocaso a 0,25 µSv h-1 en H*(10));

- ausencia de contaminación por ele-mentos radiactivos.

Calibración de dosímetrospersonales

La magnitud a medir para el controlde la exposición individual a neutroneses el equivalente de dosis personal,Hp(10). Puesto que cualquier dosímetrocolocado sobre el organismo respon-derá a los neutrones de albedo, los



Fig. 3.- Esquema del montaje para estimar la contribución de la radiación dispersa mediante un “cono desombra” compuesto de hierro (espesor 20 cm.) y polietileno borrado (espesor 30 cm., enriquecido al 10%en 10B). [adaptado de la ref. 3]. El cono debe impedir que la radiación directamente emitida por la fuentealcance el detector. Este tipo de objetos se emplean también en otras instalaciones para alterar elespectro neutrónico en busca de campos más realistas [8].

1Se han de controlar, en las condiciones que cita la norma, las siguientes variables ambientales: la temperatura; humedad relativa del aire; presión atmosférica; pa-ra la alimentación eléctrica, la tensión, frecuencia y forma de onda; presencia de campos electromagnéticos o de inducción magnética de origen exterios; tiempode estabilización del equipo.


38 vS HP II

dosímetros deben calibrarse sobre unmaniquí, recomendando la norma elempleo del maniquí ISO de agua dedimensiones exteriores 30x30x15 cm3

con paredes de PMMA (polimetilmeta-crilato, pared frontal de 2,5 mm de es-pesor y las restantes de 10 mm). Bajoesas condiciones se pueden aplicar di-rectamente los coeficientes de conver-sión de fluencia a equivalente de dosispersonal2 dependientes del ángulo deincidencia y de la energía de los neu-trones [1].

Las condiciones geométricas debenasegurar una irradiación lo más uni-forme posible de los dosímetros y delmaniquí. Se deben realizar irradiacio-nes bajo distintos ángulos de inciden-cia mediante la rotación del maniquíalrededor de un eje vertical que pasepor el punto de ensayo. En el caso dedosímetros de pequeño tamaño, comolos TLD, se pueden exponer varios si-multáneamente siempre que queden si-tuados dentro de un círculo de 15 cmcentrado en el maniquí.

SITUACIÓN EN ESPAÑA

El primer intento firme para llegar acontar con una instalación de calibra-ción en España se está realizando,desde hace dos años, por parte delDepartamento de Ingeniería Nuclearde la ETSII-UPM (DIN-UPM), dentro desu participación en el Proyecto de I+Dsobre “Dosimetría de Neutrones” delConsejo de Seguridad Nuclear (CSN).Dicho proyecto cuenta también con laparticipación del Grupo de Dosimetríade las Radiaciones del CIEMAT, el De-partamento de Física Teórica, Ató-mica, Molecular y Nuclear de la Uni-versidad de Valladolid (UVA) y elServicio de Radiofísica y ProtecciónRadiológica del Hospital Universitario“Río Hortega” de Valladolid. El objeti-vo global del Proyecto es el desarrollode capacidad de medida con técnicasy métodos activos y pasivos diversospara la dosimetría de neutrones, ha-biéndose elegido métodos de caracte-rísticas complementarias, tanto para la

dosimetría de área como para la indi-vidual.

Para lograr tal objetivo resultaba im-prescindible desarrollar un laboratorioen el que poder probar y ajustar losdistintos métodos e instrumentos dosi-métricos ensayados en el Proyecto,por lo que se decidió ubicarlo en elDIN-UPM, que ya contaba con instala-ciones y medios para el estudio neu-trónico desde su creación hace másde treinta años.

En el Laboratorio del DIN-UPM, porsus condiciones, se ha comenzado porutilizar las dos fuentes de neutrones de241Am-Be (77 y 111 GBq, respectiva-mente) que estaban ya disponibles. Enel futuro se pretende poder trabajartambién con una fuente de 252Cf (des-nuda y con la esfera moderadora deD2O), tomando como referencia pri-maria a otros laboratorios extranjeros(IRSN y PTB).

La fuente se neutrones se aloja en uncontenedor de acero con blindaje adi-cional de agua, acoplado directamen-te a un sistema neumático para latransferencia de la fuente entre dichocontenedor y la bancada de irradia-ción (figura 5). Ésta se ha diseñado yconstruido en aleación de aluminio deserie industrial, con una plataforma su-perior para soportar los monitores oconjuntos maniquí-dosímetros a ensa-yar. La bancada permite la irradiaciónde dosímetros y detectores en condi-ciones óptimas, manteniendo una dis-tancia de 3 m al suelo y un mínimo de4,5 m a las paredes, pudiendo regu-lar la posición con gran resolución, dehasta 0,1 mm en distancia horizontaly en altura con respecto a la fuente, yde hasta 1º en posición angular. Su

Fig. 4.- Espectros neutrónicos obtenidos en el PTB mediante el empleo de distintas fuentes isotópicasjunto con conos de sombra para aumentar la componente reflejada en las paredes de la sala deirradiación [Adaptada de las ref. 6 y 8].

2 Si bien los coeficientes en la ref.[1] han sido determinados para un maniquí de iguales dimensiones y forma, pero de material sólido equivalente a tejido ICRU,la norma [4] indica claramente que no es preciso introducir correcciones al emplear el maniquí de agua.

1

2

3



disposición se estudió tomando comoreferencia lo especificado en la normaISO 8529 [2] así como lo observadoen los contactos mantenidos con los la-boratorios del IRSN y el PTB.

Para poder caracterizar debidamenteel campo de radiación existente sobrela bancada, resulta muy útil y necesa-

rio realizar cálculos por Monte-Carlo,empleándose como herramienta el có-digo MCNP-4C [10]. Los resultadosdel cálculo efectuado [11] se presen-tan en la tabla I, que expresa la tasade equivalente de dosis ambiental enla zona de la bancada, a distintas dis-tancias. Los valores “en campo libre”

se refieren a unasituación ideal enla que la fuente noestuviese rodeadapor ninguna es-tructura. Como seobserva, la contri-bución de la ra-diación dispersa-da oscila entre un0,15 % (a 15 cmde la fuente) y un24% (a 2m, puntode máxima distan-cia experimental),lo que satisfaceholgadamente lasrecomendacionesde la norma [3].

Ello se consigue gracias a las grandesdimensiones de la sala, que permitenubicar la zona de irradiación, segúnse ha dicho, bien separada del suelo yde las paredes.

Además del cálculo, la caracteriza-ción en curso incluye el empleo de dis-tintos detectores y espectrómetros. Enprincipio, se cuenta con los siguientesequipos de los grupos participantes enel Proyecto:

- Un contador proporcional de 3He ti-po LB6411 [12], calibrado en H*(10)y moderado con polietileno, que resul-tará excepcionalmente útil como instru-mento de transferencia, dado su usoen los laboratorios de Cadarache(Francia) y PTB (Alemania) (UPM).

- Un espectrómetro de esferas Bonner[13, 14], de polietileno con diámetrosdesde los 5 cm (2”) hasta 30,5 cm(12”); cuenta con un detector de cente-lleo de 6LiF, y se le pueden adaptartambién grupos de detectores TLD em-parejados (TLD-600, TLD-700) (CIEMATy UVA).

- Un monitor tipo SWENDI2 [15], condetector de 3He, moderador cilíndricoy una capa de wolframio intermedioque tiene por objeto mejorar la res-puesta frente a neutrones de más de 2MeV (CIEMAT).

- Un contador proporcional equivalen-te a tejido (TEPC), microdosímetro, quepermite estimar simultánea e indepen-dientemente magnitudes dosimétricastales como la dosis absorbida, el fac-tor de calidad efectivo y la dosis equi-valente para distintos tipos de radia-ción [16] (CIEMAT).

- Un sistema de detectores de burbu-jas de tecnología BDND (Bubble DropNeutron Detector) [17], que incluyedosímetros personales y un espectróme-tro de neutrones en el rango 10 keV -20 MeV (CIEMAT).

Fig. 5. Vista general de la bancada de irradiación del DIN-UPM, unida al sistema neumático detransferencia de la fuente. En la imagen de la derecha se observa al fondo el contenedor dealojamiento de la fuente.

Fig. 6. Vista de la cuba moderadora, rellena de H2O desmineralizada. Sobreella se observa el sistema de posicionamiento del detector miniaturade BF3 para medida de neutrones térmicos; a la izquierda, el sistemade toma de datos y el PC que permite controlar la posición deldetector y registrar el las medidas. También aparece en la foto unveterano dosímetro de neutrones NEMO (de 6LiI(Eu)).

Por otra parte, además de la bancadade precisión, se dispone de un segundomontaje experimental con el que poderirradiar pequeños dosímetros en un cam-po de neutrones muy termalizado, quese obtiene al poner la fuente de 241Am-Bedentro de H2O. Se trata de una cuba fa-bricada en metacrilato, rellena de aguadesmineralizada, con forma cilíndrica(45 cm de radio, 80 cm de altura), encuyo eje se puede situar la fuente deneutrones descubierta o tapada con Cd.Los dosímetros se pueden repartir en dis-tintas posiciones a lo largo de un radiotras encerrarlos en una serie de cajitasherméticas de metacrilato que se colo-can dentro del agua con un sistema deposicionamiento manual, distanciadas1” (2,54 cm) entre sí. El flujo térmico encada punto de medida se ha determina-do experimentalmente mediante un de-tector miniatura de BF3, dotado de unsistema de posicionamiento de preci-sión. El conjunto se muestra en la figura6. En esta instalación se han realizadomedidas con TLDs cuyos resultados hansido objeto de una reciente publicación[18]. Con ello se dispone de un camponeutrónico de referencia bien determina-do, aunque solo apto para dosímetros odetectores de muy pequeño tamaño,dadas las limitaciones del montaje expe-rimental descrito.

AGRADECIMIENTOS

Queremos agradecer la colaboraciónde nuestros compañeros del DIN-UPMque están contribuyendo a que la insta-lación sea una realidad, en particulara Fernando Pérez y Emilio Mínguez.No queremos olvidar a todos nuestrossocios del Proyecto NEUDOS, una lar-ga lista, encabezados por Antonio Del-gado como coordinador científico delmismo, ni tampoco al CSN por el pa-trocinio que viene prestando a esta ac-tividad.

REFERENCIAS

1. ICRP. International Commission on Radio-logical Protection, Conversion Coefficients foruse in Radiological Protection against ExternalRadiation, Publication 74, Annals of the ICRP,27-4. Pergamon Press, New York; 1996. (Pu-blicada conjuntamente como publicación 57por ICRU).

2. ISO, International Organization for Stan-dardization. Reference Neutron Radiations.Characteristics and Methods of Production.ISO-Standard 8529, Part 1; 2001.

3. ISO, International Organization for Stan-dardization. Reference neutron radiations. Ca-libration Fundamentals of Radiation ProtectionDevices Related to the Basic Quantities Charac-terizing the Radiation Field. ISO-Standard8529, Part 2; 2000.

4. ISO, International Organization for Stan-dardization. Reference Neutron Radiations.Calibration of Area and Personal Dosimetersand Determination of Their Response as aFunction of Neutron Energy. ISO-Standard8529, Part 3; 1998.

5. ICRU, International Commission on Radia-tion Units and Measurements, Determination ofOperational Dose Equivalent Quantities ForNeutrons, ICRU Report 66, Journal of theICRU, Vol. 1 Nº 3, Nuclear Technology Publis-hing; 2001.

6. ISO, International Organization for Stan-dardization. Reference Neutron Radiations:Characteristics, and methods of Production ofSimulated Workplace Neutron Field. ISO-Stan-dard NP 12789; 2000.

7. Schwartz, R. B.; Eisenhauer, C. M. TheDesign and Construction of a D2O-Moderated252Cf Source for Calibrating Neutron PersonnelDosimeters Used at Nuclear Power Reactors.Report NUREG/CR-1204. U.S. Nuclear Regu-latory Commission, Washington; 1980.

8. Kluge, H. Irradiation Facility with radioac-tive reference neutron sources: Basic Principles.Report PTB-N-34. PTB, Braunschweig; 1998.

9. ISO International Organization for Stan-dardization (conjuntamente con BIPM, IEC,IFCC, IUPAC, IUPAP, OIML. Guide to the ex-pression of Uncertainty in Measurement;1993.

10. Briesmeister, J.F. (Ed.). MCNP - A Gene-ral Monte Carlo N-Particle Transport Code,Version 4C. Report LA-13709-M. Los AlamosNational Laboratory; 2000.

11. Gallego, E. Lorente, A., Mínguez, E., Pé-rez, F., Informe de avance del Proyecto de I+Dsobre “Dosimetría Neutrónica” en la UPM (Ju-lio 2001 – Junio 2002), CTN-04/02; 2002

12. Burgkhardt, B. et al. The Neutron Fluenceand H*(10) Response of the New LB 6411Rem Counter. Rad. Prot. Dosim. 70, pp. 361-364; 1997.

13. Bramblett, R.L. et al. A New Type of Neu-tron Spectrometer. Nucl. Instrum. Meth. 9, pp.1-12; 1960.

14. Aroua, A. et al. Improved Neutron Spec-trometer Based on Bonner Spheres. Rad. Prot.Dosim. 70, pp. 285-290; 1997

15. Olsher, R.H. et al. WENDI: An ImprovedNeutron REM Meter. Health Physics, 79(2),pp.170-182; 2000.

16. Alberts, W.G. et al. International Inter-comparison of TEPC Systems Used for Radia-tion Protection. Rad. Prot. Dosim. 29, pp. 47-53; 1989.

17. D’Errico, F. et al. Active Neutron Spectro-metry with Superheated Drop (Bubble) Detec-tors. Rad. Prot. Dosim. 61, pp. 159-162;1995.

18. Méndez, R., Iñiguez, M.P., Barquero, R.,Mañanes, A., Gallego, E., Lorente, A., Voyt-chev, M., Response components of LiF:Mg,Tiaround a moderated Am-Be neutron source,Radiation Protection Dosimetry, 98, 2, pp.173-178; 2002.


38 vS HP II

Distancia a la H*(10) H*(10) % debido a lafuente de 241Am-Be campo libre total radiación dispersa

15 cm 3,34 3,34 0,1525 cm 1,20 1,21 0,4535 cm 0,614 0,619 0,8250 cm 0,301 0,306 1,65100 cm 0,0756 0,0805 6,43150 cm 0,0337 0,0384 13,97200 cm 0,0190 0,0236 24,01

TABLA I. Componentes de H*(10)(mSv·h-1 solo por neutrones) sobre la bancada de irradiación (resultadosdel cálculo realista con MCNP-4C [11]).

• •

•


INTRODUCCIÓN

La radioterapia utiliza la radiaciónionizante para eliminar las célulascancerosas, depositando una dosis le-tal en un volumen localizado, sin afec-tar el tejido sano que lo rodea, permi-tiendo así el control o erradicación dela enfermedad [1, 2]. La radioterapiacon haces de fotones y electrones,producidos en aceleradores lineales,es la técnica más difundida para elcontrol y el tratamiento de tumoresmalignos [3, 4].Las máquinas de radioterapia de ra-

yos X de alta energía que operan avoltajes superiores a 6 MV, generanneutrones mediante reacciones foto-nucleares que exponen al paciente auna dosis no despreciable [2, 3, 5].En general, la producción neutrónica

por reacciones nucleares inducidaspor electrones tiene una sección efi-caz 1/137 veces la correspondientea reacciones fotonucleares. En el iso-centro, IC, la fluencia de neutronesestá dada por la suma de la fluenciade neutrones producidos directamenteen el cabezal del acelerador, la fluen-cia de los neutrones dispersados porlos materiales del acelerador y de lasala de tratamiento y la de los neutro-nes térmicos producidos por la mode-ración de los anteriores más energéti-cos [6, 7]. La distribución de laenergía de los neutrones emitidos enestos aceleradores está caracterizadapor dos componentes: el primero alre-dedor de 1 MeV debido a la evapo-ración del núcleo del blanco y el otro,a mayores energías, debida a losneutrones que son extraídos del blan-

co por reacciones directas. Los neu-trones del primer componente sonemitidos isotrópicamente mientrasque los otros son emitidos preferente-mente en la dirección del haz deelectrones [4]. Debido a que el espec-tro neutrónico tiene una alta efectivi-dad biológica se han realizado diver-sos estudios para 1) determinar lascaracterísticas dosimétricas del cam-po de neutrones producidos en losaceleradores lineales de radioterapia[6-9], y 2) poder evaluar la dosis porneutrones en los pacientes bajo trata-miento y en el personal que trabajaen la instalación del acelerador [3].En este estudio se determinaron las

características dosimétricas de losneutrones en la sala de tratamientode un acelerador lineal de 18 MV pa-ra radioterapia. La determinación se

Dosimetría neutrónica en un acelerador linealDosimetría neutrónica en un acelerador linealde Radioterapia.de Radioterapia.

R. Barquero1, R. Méndez2, M.P. Iñiguez2, H.R. Vega-Carrillo3

1Hospital Universitario Río Hortega, Valladolid. 2Departamento de Física Teórica, Atómica, Molecular y Nuclear. Univ. de Valladolid.

3Unidades Académicas de Estudios Nucleares, Ing. Eléctrica y Matemáticas. Univ.Autónoma de Zacatecas, México

SUMMARY

Dosimetric features of photoneutrons producedaround a 18 MV LINAC Siemens model Mevatronhave been determined by Monte Carlo calculationsand a set of measurements made withthermoluminescent dosimeters TLD 600 and TLD 700.TLDs were used bare, covered with Cd and Sn foils,inside a paraffin sphere and inside Bonner spheres.Also during a patient treatment neutron dose wasmeasured using bubble detectors.

RESUMEN

Mediante una serie de medidas y cálculos Monte Carlo se handeterminado las características dosimétricas de los fotoneutronesque se producen en torno a un acelerador lineal de radioterapia de18 MV, LINAC, marca Siemens modelo Mevatron. Las medidas serealizaron con dosímetros termoluminiscentes TLD 600 y TLD 700que se expusieron desnudos, emparedados con cubiertas de Cd ySn, dentro de una esfera de parafina y dentro de esferas Bonner.Mediante dosímetros de burbujas se determinó la dosis porneutrones en un paciente durante el tratamiento.

realizó mediante una serie de medi-das y cálculos Monte Carlo. Además,mediante dosímetros de burbujas sedeterminó la dosis neutrónica recibi-da por un paciente durante el trata-miento.

MATERIALES Y MÉTODOS

Medidas

El Hospital Universitario de Vallado-lid instaló en 1993 un acelerador li-neal de electrones Siemens modeloMevatron KD-S que acelera electro-nes a 6, 8, 10, 12, 14 y 18 MeV.También se utiliza para producir ha-ces de rayos X de 6 y 18 MV cuandolos electrones se frenan en un blancode Au-W. El sistema de colimaciónpermite tener campos de tratamientoque van desde 10 x 10 a 40 x 40

cm2. Cuando el acelerador opera a18 MV se obtiene en el IC una dosisnominal de 180 Gy/h. El aceleradorse encuentra en una sala de trata-miento con muros de hormigón de2.34, 3.68 y 3.73 g/cm3 y la puertatiene un blindaje a base de parafina,plomo y cadmio para reducir los nive-les de radiación X y neutrones [10].Para medir la fluencia de neutrones

térmicos se utilizó el método de lasdobles diferencias [11, 12], utilizan-do parejas de dosímetros termolumi-niscentes TLD 600 y TLD 700 que seexpusieron desnudas y emparedadasentre discos de Cd de 3.2 cm de diá-metro y 0.05 cm de espesor. Para elcaso de los TLD desnudos las cubier-tas de Cd se sustituyeron por cubier-tas de Sn ya que este material es undébil absorbente de neutrones y per-

mite obtener la con-dición del equilibrioelectrónico para losfotones. Las lecturascorrespondientes serealizaron en dos zo-nas diferentes de lacurva de brillo. En laconvencional utiliza-da para fotones (pi-co 5) y en la denomi-nada del pico dealta temperatura (pi-co 6), que permiteobtener la respuestaneutrónica sin la con-tribución de fotones[13].Para determinar ladosis asociada a to-dos los neutrones seutilizaron parejas deTLD 600 y TLD 700colocadas en el cen-tro de una esfera de

parafina de 25 cm diámetro, en la Fi-gura 1 puede verse una fotografíadel procedimiento.La dosis de los fotones se determinó

directamente de las lecturas de losdosímetros TLD 700.La calibración de los dosímetros utili-

zados durante las medidas se realizócon una fuente de 241Am-Be de 1.05 x1011 Bq, que produce 6.32 x 106 s-1

[11].Las medidas de fluencia térmica se

realizaron en el IC y en el punto 13de la sala, mientras que las medidasde las dosis se realizaron en diversossitios del plano de la camilla del pa-ciente y del plano del cabezal, conéste en dos posiciones a 0o y a 180o

[10]. Para la sala, los resultados reco-gidos en este trabajo incluyen los co-rrespondientes a 7 puntos del interiorde la misma, identificados con los nú-meros 11, 12, 13, 14, 15, 16 y 17.Dado el interés de conocer la dosisimpartida por los neutrones en el pa-ciente se incluyen las medidas reali-zadas en el IC, y en otros 6 sitios ubi-cados en la camil la y que seidentifican por los números 20, 21,22, 23, 24 y 25. La situación de lospuntos se muestran en la figura 2.Los espectros de los neutrones se mi-

dieron en 4 sitios dentro de la sala,los puntos 12, 14 y 15 y a 100 cmdel cabezal del acelerador a 180o, yen el sitio 2, no mostrado en la figura2, (plano del cabezal). Para estas me-didas se utilizaron 6 esferas de polie-tileno de 0, 3, 5, 8, 10 y 12” de diá-metro con pares de TLDs, 600 y 700,en su centro. La esfera de 0” de diá-metro representa los pares de TLDsdesnudos. Las diferencias entre losvalores de las lecturas de los TLD600y TLD700 se utilizaron para recons-truir los espectros [14-16].


38 vS HP II

Fig. 1.- Medida de la dosis equivalente con la esfera de parafina con los TLDs.



Dos tipos de dosímetros de burbu-jas, el BDT con respuesta a neutronestérmicos y el BD-PND con respuesta aneutrones de 0.2 a 14 MeV, se utili-zaron para determinar las fluenciasde neutrones y la dosis correspon-dientes en el IC [17-18]. Para esto, secolocaron en el IC dos pares de dosí-metros de burbujas y se utilizaron dosregímenes de irradiación, uno con fo-tones de 18 MV y el otro con electro-nes de 18 MeV. Este tipo de dosíme-tros también se utilizaron in vivodurante un tratamiento de próstatacon 18 MV y con cuatro campos de40 x 40 cm2 conformados para elhaz de radiación AP, PA, lateral dere-cho y lateral izquierdo. Los dosíme-tros se colocaron al nivel del mediasti-no del paciente.

Cálculos

Para el cálculo del transporte de losneutrones dentro del bunker se utilizóel código Monte Carlo MCNP 4B,con las secciones eficaces de los ma-teriales de las bibliotecas ENDF-B/6y NJOY [19]. El cabezal del acelera-dor se modeló como una esfera de30 cm de radio de W en cuyo centro

surge el término fuente para neutro-nes definido por un espectro de eva-poración. Los espectros utilizados co-mo término fuente para el caso de losneutrones y los rayos X se muestranen la figura 3. La sala se modeló co-mo un paralelepípedoregular de 900 x 580x 250 cm3 con murosde hormigón y se cal-cularon los espectrosde neutrones con de-tectores de anillo. Losespectros calculadospermitieron la determi-nación de las dosispor neutrones utilizan-do factores de conver-sión de fluencia a dosis[20].

RESULTADOS

Medidas

La fluencia de neutro-nes térmicos en el pun-to 13 medido con lastécnicas del pico 5 ydel pico 6, es de 2.40x 104 ± 3% cm-2-s-1.

La dosis debida a neutrones y a fo-tones por Gray de tratamiento medi-das en la sala y en la camilla semuestran en la Tabla I. En ésta, se ob-serva que en la camilla las dosis porneutrones son prácticamente igualesen todos los puntos excepto en lospuntos 23 e IC, en donde la intensi-dad de fotones produce el ensombre-cimiento de la señal de neutrones enlos TLDs. Por ello no fue posible, conesta técnica, realizar las medidas enesos puntos. Mediante los detectoresde burbujas en el IC y con el acelera-dor a 18 MV se obtuvieron fluenciasde neutrones térmicos y rápidos de7.31 x 105 cm-2-s-1 y de 4.02 x 105

cm-2-s-1 respectivamente que producenuna dosis de 3.65 mSv/Gy. Con elacelerador funcionando con electro-nes de 18 MeV, las fluencias de neutro-nes térmicos y rápidos obtenidas en el

Fig. 2.- Esquema de la sala de tratamiento y la camilla con los puntos donde se realizaron lasdeterminaciones dosimétricas en el plano del paciente.

Fig. 3.- Espectros utilizados como términos fuente en los cálculosMonte Carlo.

Tasa

de

prod

ucci

ón

IC fueron de 2.44 x 106 cm-2-s-1 y de1.61x105 cm-2-s-1, respectivamente, quedepositan una dosis de 2.41 mSv/Gy.Los resultados de las dosis debidas

a los neutrones, obtenidos con los do-símetros de burbujas ubicados sobreel paciente, se muestran en la TablaII. Después de una serie de sesionesque permitieron completar 25 Gy enel tumor, el paciente recibió 24.9mSv por neutrones [10].

Cálculos

Mediante cálculos Monte Carlo sedeterminaron los espectros de los neu-trones en los cuatro sitios donde semidieron, pudiendo ver en la Figura4 los espectros calculados y medidosen los sitios 2 y 15. En el punto 2 laestructura del espectro medido mues-tra un pico en torno a 0.2 MeV y amayores energías conserva la estruc-

tura del es-pectro deevaporación,m o s t r a n d o

también la presencia de neutronesepitérmicos y térmicos, que se debena la degradación de energía de losneutrones que salen del cabezal e in-teractúan con el entorno del bunker.El espectro calculado tiene aproxima-damente la misma estructura con laexcepción de que el pico aparece entorno a 0.05 MeV. El espectro medi-do en el punto 15 presenta una es-tructura prácticamente constante en lazona epitérmica y rápida y muestraun máximo en la zona térmica, obser-vándose el mismo efecto en el espec-tro calculado, con la excepción deque en éste se mantiene un pico en0.1 MeV. Las diferencias observadas,probablemente, se deben en todoslos casos a que en la simulación nose consideró la componente directade extracción del blanco productorde neutrones.

CONCLUSIONES

Los aceleradores lineales que utili-zan haces de electrones o rayos X pa-ra radioterapia y que operan aenergías superiores a 8 MV producencampos de neutrones que impartendosis a los pacientes del orden de losmSv por Gy de tratamiento. En esteestudio se aplicaron 4 métodos demedida con dosímetros termoluminis-centes del tipo TLD600 y TLD700 pa-ra determinar diferentes magnitudesdosimétricas de los neutrones produci-dos en un acelerador lineal. La medi-da de estas dosis está limitada por elcampo intenso de fotones que se utili-zan durante los tratamientos, por loque en las proximidades del haz pri-mario resulta adecuado obtener lasfluencias de neutrones leyendo los do-símetros en el pico de alta temperatu-ra de la curva de brillo. La determina-ción de las dosis equivalentes en lasproximidades del haz primario se re-aliza, en forma simple, mediante el


38 vS HP II

Tabla 1.- Dosis por neutrones y fotones medidas con la esfera deparafina y pares de TLDs en la sala de tratamiento.

Sitio Dosis por neutrones Dosis por fotones[mSv/Gy] [mSv/Gy]

11 0.19 ± 0.05 0.53 ± 0.0512 0.13 ±0.03 0.23 ± 0.0213 0.16 ± 0.03 0.31 ± 0.0314 0.04 ± 0.007 0.07 ± 0.00715 0.01 ± 0.002 0.02 ± 0.00216 Fondo Fondo17 Fondo Fondo20 0.22 ±0.12 4.23 ± 0.1821 0.78 ± 0.22 8.44 ± 0.4222 0.45 ± 0.23 5.94 ± 0.3023 Imposible medir 27.95 ± 2.0124 0.45 ± 0.11 3.47 ± 0.1725 0.30 ± 0.16 1.70 ± 0.18IC Imposible medir 982.2 ± 22.3

Fig. 4.- Espectros medidos y calculados de neutrones en los sitios 2 y 15 en la salade tratamiento.

Flu

enci

a po

r un

idad

de

leta

rgia

[cm

-2•S

µ-1]

uso de una esfera de parafina conpares de TLDs ubicados en su centro.El empleo de la técnica de la diferen-cia de las lecturas de pares de TLDscomo detector de neutrones térmicos,en el centro de un conjunto de esfe-ras moderadoras de diferente diáme-tro, permite la obtención de los es-pectros de neutrones y, utilizando losvalores de conversión de fluencia adosis, permite determinar la dosispor neutrones. Esta serie de medidasse complementan con los cálculosMonte Carlo que permiten obtenerespectros y dosis debidos a neutro-nes y fotones. Con estos espectros ylos valores experimentales se obtieneuna tasa de emisión de neutrones de4.14 x 1010 s-1, que resulta 0.33 ve-ces inferior al valor suministrado porel fabricante.El uso de dosímetros de burbujas

permite determinar las dosis directa-mente con sólo contar las burbujasinducidas, sin embargo su utilizacióndebe ser cuidadosamente analizadaya que resulta difícil su recuentocuando la cantidad de burbujas essuperior a 60.

AGRADECIMIENTOS

Se agradece al CSN su f inan-ciación, la colaboración, estímulo yapoyo constantes del CIEMAT y laETSII (UPM, Madrid), y el soporte téc-

nico de los Servicios de Radioterapiay de Radiofísica y Protección Radio-lógica de los Hospitales Universita-rios de Valladolid.

REFERENCIAS

[1] Lenox A.J. Accelerators for cancertherapy, Radiat Phys Chem 61: 223-6; 2001.

[2] Nath R., Epp E.R., Laughlin J.S.,Swanson W.P. Bond V.P. Neutronsfrom high energy x-ray medical acce-lerators: An estimate of risk to the ra-diotherapy patient, Med Phys 11:231-1; 1984.

[3] McGinley P.H., Wood M., Mills M.Rodriguez R. Dose levels due to neu-trons in the vicinity of high-energymedical accelerators, Med Phys 3:397-2; 1976.

[4] Ognaro C., Zanini A., Nastasi U.,Ródenas J., Ottaviano G. ManfredottiC. Análisis of photoneutron spectraproduced in medical accelerators,Phys Med Biol 45: L55-1; 2000.

[5] Price K.W., Nath R. Holeman G.R.Fast and thermal neutron profiles fora 25-MV x-ray beam, Med Phys 5:285-9; 1978.

[6] Lin J.-P., Chu T.-Ch., Lin S.-Y. Liu M.-T.The measurement of photoneutrons inthe vicinity of a Siemens Primus linearaccelerator Appl Radiat Isot 55: 315-1; 2001.

[7] McGinley, P.H. Shielding techniquesfor Radiation Oncology Facilities. Pp:55-58. Medical Physics Pub Corp.Madison WI USA, 1998.

[8] Mao X.S., Kase K.R., Liu J.C., NelsonW.R., Kleck J.H. Johensen S. Neutronsources in the Varian Clinac2100C/2300C medical acceleratorcalculated by the EGS4 code, HealthPhys 72:524-9; 1997.

[9] Agosteo S., Para A.F., Maggioni B.,

Sangiust V., Terrani S. Borasi, G. Ra-diation transport in a radiotherapyroom, Health Phys 68: 27-4; 1995.

[10] Barquero R. Medida y simulación delos fotoneutrones de un aceleradorde radioterapia, Memoria presenta-da para optar al grado de Doctoren Ciencias Físicas, Facultad deCiencias de la Universidad de Valla-dolid, 2002.

[11] Méndez R., Iñiguez M.P., BarqueroR., Mañanes A., Gallego E, LorenteA. Voytech, M. Response compo-nents of LiF:Mg,Ti around a modera-ted Am-Be neutron source, RadiatProt Dosim 98: 173-8; 2002.

[12] Barquero R., Méndez R., IñiguezM.P., Vega-Carrillo H.R., Voytech M.Thermoluminescence measurementsof neutron dose around a medical Li-nac, Radiat Prot Dosim 101: 493-6;2002.

[13] Mukherjee B., Clerke E., Kron T.,Application of lithium fluoride dose-meters (TLD-600) in the photoneutronfield mapping of a medical linearaccelerator, Radiat Prot Dosim 66:255-258; 1996.

[14] Vega-Carrillo H.R. Iñiguez M.P. Ca-talogue to select the initial guessspectrum during unfolding, Nucl Ins-trum Meth Phys Res A 476: 270-2;2002.

[15] Vega-Carrillo H.R. TLDs pairs, asthermal neutron detector, in neutronmultisphere spectrometry, Radiat Me-as 35: 251-4; 2002.

[16] Vega-Carrillo H.R. Neutron energyspectra inside a PET cyclotron vaultroom, Nucl Instrum Meth Phys Res A463: 375-6; 2001.

[17] Burgois L. Delacroix D. OstrowskyA. Use of bubble detectors to measu-re neutron contamination of a medi-cal accelerator photon beam, RadiatProt Dosim 74: 239-6; 1997.

[18] D’Errico F, Luszik-Bhadra M, Nath R.Siebert B.R.L. Wolf U. Depth dose-equivalent and effective energies ofphotoneutrons generated by 6-18MV X-ray beams for radiotherapy,Health Phys 80: 4-11; 2001

[19] Briesmeister, J (ed) MCNPTM A gene-ral Monte Carlo N-particle transportcode, Los Alamos National Labora-tory report LA 12625; 1997

[20] Conversión coefficients for use in ra-diological protection against exter-nal radiation, International Comisiónon Radiological Protection report74. Pergamon Press, Elmsford, NewYork, 1995.



Campo aplicado a Dosis aplicada al tumor Dosis equivalentenivel de pelvis [Gy] debida a los neutrones.40 x 40 cm2 [mSv/Gy]

AP 0.57 0.53PA 0.71 0.01LD 0.72 0.15LI 0.57 0.30

Tabla II.- Dosis por neutrones recibidas por un paciente durante el tratamiento de cáncer de próstata conlos dosímetros de burbujas ubicados a nivel del mediastino.

LLA PROTECCIÓN RADIOLÓGICAEN EL VI PROGRAMA MARCODE LA CE

Las actividades de investigación y de-sarrollo en Protección Radiológica dentrodel VI Programa Marco de la CE estánincluidas, como en programas anteriores,en el Programa Específico de EURATOM“Research and Training on NuclearEnergy 2002-2006”. Este Programa Es-pecífico agrupa tres áreas temáticasprioritarias: 1) Fusión Termonuclear Con-trolada, 2) Gestión de Residuos Radiacti-vos y Protección Radiológica, y 3) OtrasActividades en Seguridad y TecnologíaNuclear. Los nuevos instrumentos de ges-tión incorporados al VI Programa Marco(Proyectos Integrados y Redes de Excelen-cia) serán utilizados, prioritariamente, des-de el principio del Programa, aunque tam-bién se mantendrán los utilizados en losprogramas previos (Proyectos específicosde investigación orientada, Acciones coor-dinadas, etc.).

Centrándonos en el contenido técnicoconcerniente específicamente a ProtecciónRadiológica, cuyo principal reto es resolverlas incertidumbres relativas al riesgo proce-dente de las exposiciones debidas a dosisbajas y prolongadas de radiación tales co-mo las típicamente encontradas en el me-dio ambiente y en los lugares de trabajo,se identifican los siguientes campos de ac-tuación:

• Cuantificación de los riesgosasociados con exposicionesbajas y prolongadas Con el objetivo marcado en el título, la

investigación se centrará en estudios epi-demiológicos de poblaciones expuestasy en la investigación en biología molecu-lar y celular sobre la interacción entre laradiación y el ADN, las células, los órga-nos y el cuerpo humano.

Es presumible que la primera convo-catoria de propuestas, prevista para di-ciembre de 2002, contemple la líneade investigación en biología moleculary celular sobre los efectos de las dosisbajas y prolongadas (como Proyecto In-tegrado), dejando para sucesivas con-vocatorias el tema de estudios epide-miológicos e investigación en biologíamolecular y celular.

• Exposiciones médicas y fuen-tes naturales de radiaciónSu objetivo es reforzar la seguridad y efi-

cacia de los usos de la radiación con finesmédicos y comprender, evaluar y gestionarmejor las fuentes de radiación natural. Lasáreas de investigación se centrarán en losusos médicos de la radiación para diag-nóstico y terapia y en los materiales radiac-tivos naturales (NORM).

Se prevé que la primera convocatoriase dirija a los temas de seguridad y efi-cacia de la tomografía computarizada(Proyecto específico de investigaciónorientada) y de otras técnicas de imagen(Acción coordinada), mientras que futurasconvocatorias cubran los aspectos de te-rapia y los de NORM (éste último comored de excelencia)

• Protección del medio ambientey radiecologíaSu objetivo es establecer una base con-

ceptual y metodológica para la proteccióndel medio ambiente y evaluar y gestionarmejor el impacto de las fuentes naturales yartificiales de radiación sobre el hombre yel medio ambiente. En la primera convoca-toria se espera que se incluya el tema re-ferente a la protección radiológica del me-dio ambiente (Proyecto específico deinvestigación orientada), dejando para lasfuturas la creación de una red que integrela investigación en radiecología con el finde mantener y reforzar la competenciaexistente en el tema y responder eficazmen-te a las necesidades actuales y futuras.

• Gestión de riesgos y emergen-ciasSu objetivo es el desarrollo de mejores

aproximaciones al manejo de riesgos y

conseguir una gestión de las emergen-cias externas en Europa más coherente yeficaz, incluyendo la rehabilitación deáreas contaminadas. Las áreas de trabajose centrarán en a) mejores aproximacionesa la evaluación y gestión de riesgos quepuedan encontrar una amplia aceptacióntécnica y social, a la vez que contribuir aun uso más racional de los recursos para laseguridad nuclear y b) investigación, desa-rrollo y demostración capaces de demos-trar mejoras en la eficacia y coherencia dela gestión de las emergencias en Europa.

En la primera convocatoria se incluirá eltema de gestión de las emergencias exter-nas (Proyecto Integrado), quedando paralas posteriores el de manejo de riesgos nu-cleares.

• Protección en los lugares detrabajoSu objetivo es mejorar la monitorización

y la gestión de las exposiciones ocupacio-nales en las industrias con actividades queimpliquen exposición a las radiaciones. Es-te área no será objeto de la primera con-vocatoria. En las siguientes, es presumiblela solicitud de formación de una red queintegre la investigación en este campo conel fin de mantener y reforzar la competen-cia existente en el tema y responder eficaz-mente a las necesidades actuales y futuras.

Respecto a la Gestión de Residuos Ra-diactivos, se reconoce que, en particular,la ausencia de una aproximación que go-ce de un amplio consenso en lo relativo ala gestión y almacenamiento definitivo delos residuos de larga vida en formacionesgeológicas, es el principal impedimentopara el uso futuro y continuado de la ener-gía nuclear. Cualquiera que sea el métodode tratamiento elegido para el combustiblegastado y los residuos de alta actividad,será necesario un almacenamiento geoló-gico. La investigación no puede asegurarpor sí sola la aceptación social, aunque esnecesaria para desarrollar y comprobar lastecnologías de almacenamiento, buscaremplazamientos adecuados, promover lacomprensión científica básica en relacióncon la seguridad y los métodos de evalua-ción de la seguridad y desarrollar un pro-ceso de decisión que sea bien percibidopor todos los agentes implicados. Tambiénse considera la necesidad de investigación


N o t i c i a s


N o t i c i a s

dirigida a explorar el potencial técnico yeconómico de los conceptos para genera-ción de energía nuclear que hagan mejoruso del material fisible y generen menosresiduos. El contenido técnico del Pro-grama contempla los siguientes camposde actuación específicos:

• Almacenamiento geológicoSe prevé que en la primera convocato-

ria aparezcan los siguientes temas: a) inte-gración de la investigación europea sobrealmacenamiento geológico (Red de exce-lencia), b) integración de la investigacióneuropea sobre actínidos (Red de excelen-cia), c) modelización física y numérica delos procesos clave en el campo próximo(Proyecto integrado), d) desarrollo y com-probación de conceptos y tecnologías enlaboratorios subterráneos (Proyecto integra-do) y e) mejora del proceso de gestión delos almacenamientos geológicos que au-mente la comprensión y aceptación públi-ca (Proyecto específico de investigaciónorientada o acción coordinada)

• Separación y transmutación yotros conceptos que produzcanmenos residuos en la genera-ción de energía nuclearEn la primera convocatoria es presumi-

ble la inclusión de la separación de actí-nidos y otros productos de fisión de losresiduos de alta actividad para su trans-mutación o acondicionamiento en matri-ces estables (Proyecto integrado) y el im-pacto de la separación y transmutación(Proyecto específico de investigaciónorientada o acción coordinada).

OOBJETIVOS Y CONTENIDOS DELOS PROYECTOS DE INVESTIGA-CIÓN QUE PROMUEVE ENRESAEN EL CAMPO DE LA PROTEC-CIÓN RADIOLÓGICA

(Situación a Diciembre 2002)

Introducción

Desde su creación, ENRESA ha venidopromoviendo y patrocinando proyectos deInvestigación, como parte esencial de suactividad, para la gestión segura y eficazde los residuos radiactivos en España. Enla actualidad está finalizándose el cuarto

plan plurianual de I+D y ya está configu-rándose el quinto, siempre en estrechocontacto con el marco internacional (muyparticularmente los programas de la UniónEuropea) y utilizando recursos y capacida-des nacionales existentes hasta donde elloes posible.

El objetivo general de todos los proyec-tos que ENRESA promueve está relaciona-do con el cumplimiento de sus responsabi-lidades, que básicamente se refieren a lagestión de los residuos radiactivos y, den-tro de ella, con la concepción de los siste-mas e instalaciones para la gestión y conla evaluación de su nivel de seguridad, deacuerdo con los estándares internaciona-les aplicables.

Por tanto, todos o gran parte de los pro-yectos de investigación que ENRESA pro-mueve tienen relación, más o menos direc-ta, con la protección radiológica. Noobstante, y por razones de concreción ycercanía, se destacan a continuación sola-mente aquellos que se circunscriben a dosde las líneas temáticas que configuran elPlan de I+D de ENRESA y que se refierena:

- Control y restauración ambiental.- Protección radiológica.Conviene resaltar que la información

que sigue sólo recoge una fotografía ac-tual y que obviamente no puede ofrecertodo el panorama de casi quince (15)años de esfuerzos en investigación, en lí-neas bastante estables con el tiempo,que han permitido, sin género de dudas,contribuir a incrementar las capacidadesnacionales en las correspondientes mate-rias y a elevar su posición en el panora-ma científico internacional.

Resumen de proyectos en curso endiciembre de 2002

1. FASSET: Framework for Assessment ofEnvironmental Impact.

Se trata de un Proyecto de investigaciónincluido en el V Programa Marco de la UE,cuyo objetivo principal es la creación deun marco coherente para evaluar los efec-tos de las radiaciones sobre los ecosiste-mas, que podría complementar al sistemaactual de protección radiológica basadoen la protección al hombre. Este marco de-be proveer un sistema que vincule los esce-

narios de liberación y las vías de exposi-ción con las dosis y los efectos en los diver-sos niveles de organización biológica. ElProyecto esta dividido en 4 grupos de tra-bajo (WP) con sus actividades asociadas:- WP1 – Modelos dosimétricos para or-

ganismos de referencia.- WP2.- Vías de exposición.- WP3.- Efectos de las bajas tasas cróni-

cas de dosis en la biota.- WP4.- Marco para la evaluación del im-

pacto radiológico en el medioambiente.

El CIEMAT participa en las cuatro áre-as con un equipo de trabajo coordinadopor David Cancio e integrado por profe-sionales de las áreas de Dosimetría y deImpacto Radiológico Ambiental.

El proyecto FASSET dispone de unapagina web propia (www.fasset.org), ala que se puede acceder para consultartoda la información relevante relaciona-da con el mismo, así como a la versiónpdf de los distintos informes que se vanincluyendo en la misma a medida queestán disponibles.

Este proyecto, en el que participan ins-tituciones de seis países europeos, se haconvertido en una referencia a escalamundial. Su importancia deriva de losdesarrollos que se requieren para crearun sistema adecuado para tratar el im-pacto radiológico sobre el medio am-biente.

2. PROYECTO COMRA. Comportamientode Radionucleidos en la Biosfera.

Los objetivos principales de este Pro-yecto son: a) el desarrollo de modelosde transferencia de radionucleidos enbiosfera, tanto para radionucleidos es-peciales (importantes desde el punto devista de los resultados obtenidos en lasevaluaciones del comportamiento y se-guridad), como para radionucleidos na-turales, a partir de la utilización de da-tos experimentales, y b) la actualizaciónde bases de datos sobre parámetros decaracterización de sistemas biosféricos yde transferencia de radionucleidos entredistintos componentes del sistema biosfé-ricos.

El proyecto está dividido en las si-guientes actividades: a) desarrollo demodelos de transferencia en biosfera

para radionucleidos especiales, desde elpunto de vista de su contribución a la do-sis radiológica; b) desarrollo y validaciónde modelos de transporte de radionuclei-dos naturales en cuencas reales, basa-dos en datos experimentales, y c) actuali-zación de la base de datos paramétricaVALORA-PDB, propiedad de ENRESA yCIEMAT.

Con relación a la Actividad a), se hallevado a cabo una clasificación de ra-dioisótopos a partir de los análisis deevaluación del comportamiento, identifi-cando las razones de dicha importan-cia. Se han seleccionado: I-129, Tc-99,Th-230, Np-237 y Cl-36, y se han de-sarrollado modelos específicos paraTc-99 y I-129.

En lo que se refiere a la Actividad b) seha desarrollado un modelo de transporte,de tipo determinista, y se ha implementa-do en el código de cálculo AMBER.

Por último, en la Actividad c) han sidointroducidos parámetros procedentes dediversas fuentes de datos: del escenarioclimático desarrollado para el ejerciciode evaluación ENRESA 2000; del pro-yecto TARRAS; parámetros de transferen-cia del IAEA-TRS 364, y del ejemploERB2B del proyecto BIOMASS del OIEA.

Como acciones futuras a realizar den-tro del Proyecto se prevén: 1º. Definición de datos específicos nece-

sarios para radionucleidos significati-vos desde el punto de vista de su con-tribución a la dosis y de los procesosimplicados: estudio del Cl-36; modeli-zación matemática de la vía de inha-lación para Np-237 y Th-230, y estu-dio de particularidades de las seriesdel Uranio en cuanto a parametriza-ción y modelización.

2º. Modelización del transporte de radio-nucleidos naturales en la cuenca deun arroyo concreto, considerandorangos de incertidumbre de los pará-metros con mayor influencia en los re-sultados del modelo.

3º. Actualización de la base de datosVALORA con los resultados obtenidosen varios proyectos internacionales.

4º. Participación en el nuevo Proyecto deinvestigación coordinado por el OIEAsobre modelización en Radioeco-logía, denominado EMRAS (Environ-mental Modelling for RAdiation Sa-fety).

3. PROYECTO CPR: Estudios de soportesobre Criterios y Aplicaciones de laProtección Radiológica

En este Proyecto cuyo ejecutor es elGrupo de trabajo de Impacto Radioló-gico Ambiental del CIEMAT, se identifi-can dos líneas de actuación diferentes:

Por una parte se trata de mantener unaactualización constante del estado de de-sarrollo de los criterios fundamentales de laProtección Radiológica y de su aplicación,prestando especial atención a los proble-mas prácticos y a su influencia en los desa-rrollos normativos y la demostración de sucumplimiento. Para conseguir este objetivose lleva a cabo un continuo seguimientode los desarrollos de las organizacionesrelevantes tales como ICRP, OIEA,NEA/OCDE, UE (Tratado EURATOM),UNSCEAR, y se participa activamente enComités, Grupos de Expertos, ReunionesCientíficas , etc., en los que la ProtecciónRadiológica sea el tema de base, ya seatratada conceptualmente o aplicada a lagestión de residuos radiactivos, a la pro-tección del medio ambiente, o a cualquierotro área de interés.

Por otra parte este Proyecto se ocupade propiciar y apoyar la colaboracióncon las universidades nacionales para laobtención de parámetros y datos en lascondiciones españolas para su utilizaciónen las evaluaciones de dosis, ya que es-tas instituciones constituyen un marco es-pecialmente adecuado para llevar a ca-bo desarrollos experimentales y trabajosde investigación en el área del estudiodel comportamiento de los radionuclei-dos. Además, se presta asesoramiento aENRESA, puntualmente y según necesida-des, en temas de protección y seguridadradiológica.

4. ACUERDO ENRESA/UNIVERSIDADDE SEVILLA:

Dentro del Acuerdo de colaboraciónen vigor, el Dptº de Física Atómica, Mo-lecular y Nuclear de la Facultad de Físi-ca de la Universidad de Sevilla, desarro-l la el Proyecto t i tu lado “Es tudiosexperimentales y de modelización sobrelos mecanismos de transporte reactivo ydiseminación de radionucleidos naturalesy artificiales en sistemas acuáticos y ensuelos agrícolas” .

Los objetivos del mismo tienden al co-nocimiento de los mecanismos que rigenla transferencia de radionucleidos natura-les y artificiales en el medio acuoso y enlos suelos agrícolas, y a implementar laformulación de los mismos en modeloscuyos resultados podrán contrastarse condatos experimentales. Se desarrollan cua-tro bloques de actividades:

1º. Estudios experimentales de las reac-ciones electrolíticas de radionucleidosnaturales y artificiales en suspensio-nes acuosas y en medios porosos sa-turados.

2ª. Estudio de la evolución de las con-centraciones de radionucleidos natu-rales en los distintos compartimentosnaturales de la Ría de Huelva, conlas nuevas prácticas de vertidos de laindustrias de fertilizantes.

3ª. Estudio de la dinámica de radionu-cleidos naturales en suelos salino-só-dicos drenados de las marismas delGuadalquivir, sometidos a enmiendascon fosfoyeso.

4º. Estudios de modelización de los pro-cesos de transporte reactivo de espe-cies radiactivas en sistemas acuáticosy medios porosos.

A fecha actual ha sido completado unamplio estudio experimental y teórico so-bre las reacciones electrolíticas del133Ba (análogo del 226Ra) en suspensio-nes de sedimentos con muestras del es-tuario de los ríos Tinto y Odiel. Tambiénse han realizado experimentos de absor-ción por sedimentos, tanto desde el pun-to de vista de la cinética del proceso co-mo de la absorción total y su distribuciónen profundidad.

Se ha avanzado notablemente en lageneración de nuevos datos experimenta-les sobre concentraciones de radionuclei-dos en la Ría de Huelva, datos que hanservido para adaptar y calibrar modelosde dispersión.

Con respecto a las marismas de Le-brija, se ha llevado a cabo una primeravaloración de los niveles y flujos de ra-dionucleidos asociados a la aplicacióndel fosfoyeso como enmienda de los sue-los salino-sódicos de las marismas (con-centraciones en suelo, planta y aguas dedrenaje y flujos asociados a los insumosy al drenaje).


El desarrollo de los trabajos de mode-lización ha sido igualmente notable, enespecial el desarrollo de modelos parala Ría de Huelva compatibles con los re-querimientos para la evaluación de do-sis. Así mismo está siendo muy destaca-do el desarrollo y perfeccionamiento detécnicas de modelización aplicadas aotros escenarios.

5. ACUERDO CON LAS UNIVERSIDA-DES DE EXTREMADURA/ PAÍS VAS-CO (Facultad de Veterinaria, Dptº deFísica y Escuela Superior de Inge-nieros Industriales, respectivamente)

Dentro del Acuerdo de colaboración envigor se ha desarrollado el Proyecto: “Es-tudio de la adaptación de los procedi-mientos tipo de potabilización para au-mentar la eficacia en ladescontaminación radiactiva de los recur-sos hídricos”, cuyo objetivo es el desarro-llo y puesta a punto de un conjunto deprocedimientos que permitan hacer frentea una posible contaminación radiológica,tanto de origen natural como de origenartificial, de los recursos hídricos queabastecen a una población.

El Proyecto constó de una primera eta-pa experimental que consiste en la reali-zación en el laboratorio de ensayos depotabilización sobre aguas previamentetrazadas con isótopos radiactivos (241Am,85Sr, 137Cs, 226Ra, 233U), y posterior análisisde los resultados. Posteriormente se selec-cionaron aguas naturales con las que tra-bajar en los ensayos previstos para la se-gunda etapa experimental, en la que serealizó la validación de los resultados ob-tenidos en la primera fase del estudio pa-ra el caso de aguas naturales no artificial-mente tratadas.

Una vez analizados los resultados obte-nidos en esta segunda etapa, se propusie-ron tratamientos y parámetros a ensayaren la tercera etapa experimental, en lacual se procedió a construir una planta detratamiento a escala y a determinar lasaguas sobre las que se realizó el ensayo.Finalmente, se llevó a cabo validación enplanta piloto, de los resultados obtenidosdurante el desarrollo del Proyecto.

A principios de 2002 ha sido presen-tada a consideración del CSN y deENRESA una “Propuesta de modificacio-

nes operativas para eliminar durante elproceso de potabilización los contenidosradiactivos, potenciales o reales, de lasaguas de consumo”, que a la fecha pre-sente ha sido aprobada por ENRESA yestá en el proceso final de evaluación ydecisión en el CSN. Su duración seríade tres años.

6. PROYECTO VULNES: Vulnerabilidadespecífica de sistemas agrícolas espa-ñoles

El objetivo de este proyecto, que llevaadelante el Grupo CIEMAT de Protec-ción Radiológica por Intervención, es de-terminar la vulnerabilidad específica delos sistemas agrícolas españoles. Ello su-pone la incorporación de los procesosde transferencia suelo-planta a los índi-ces de vulnerabilidad obtenidos previa-mente, de modo que pueda evaluarse elimpacto radiológico a través de la cade-na alimentaria, de un modo rápido y efi-caz.

La consecución de este objetivo permi-tirá conocer aquellos sistemas agrícolasespañoles que tendrían un mayor impac-to radiológico a la población por inges-tión de productos agrícolas contamina-dos. Asimismo, proporcionará una basede datos integrada que contemple losdistintos tipos de suelos peninsulares aso-ciados a los correspondientes usos delsuelo. Todo ello resulta de relevancia an-te la selección de estrategias frente auna potencial restauración de zonas con-taminadas tras un accidente nuclear oradiológica de entidad.

Este objetivo implica la realización delas siguientes tareas:

- Clasificación de los suelos peninsula-res españoles atendiendo a los usos delsuelo, mediante la integración en unabase de datos común, tanto la base dedatos asociada al Mapa de suelos delas Comunidades Europeas, como la delMapa de Usos del suelo CORINE. Estoconducirá a la clasificación de los tiposde suelos peninsulares atendiendo a losusos del suelo, favoreciendo la selecciónde aquellos binomios suelo-uso adecua-dos para alcanzar el objetivo del pro-yecto.

- Estudio preliminar del comportamien-to del contaminante en la zona radicular

del suelo, a partir de los parámetrosedafológicos de influencia en el compor-tamiento de los radionucleidos en el sue-lo, ya identificados en el proyecto ante-rior VULNERABILIDAD.

- Estimación de la contaminación ra-diológica en sistemas agrícolas vía ca-dena alimentaria, mediante la identifica-ción de los parámetros que participanen la transferencia suelo-planta, y su in-corporación a la metodología de estima-ción de los índices de vulnerabilidad enlos binomios suelo-uso seleccionados.

- Integración del uso del suelo en lavulnerabilidad radiológica de los suelospeninsulares, que permitirá determinarlos nuevos índices de vulnerabilidad aso-ciados al uso de suelo correspondiente.Estos nuevos índices serán, por una par-te, indicadores de la potencialidad delsuelo a transferir la contaminación, y porotra permitirán evaluar la transferenciade los radionucleidos en función del usodel suelo.

- Estudio en detalle de una zona con-creta que se seleccionará atendiendo alos resultados obtenidos de la combina-ción de índices de vulnerabilidad, tipode suelo y uso del mismo. Se hará unavaloración de los resultados obtenidoscon respecto a los obtenidos en toda laPenínsula.

A finales de 2002, se han desarrolla-do ya las dos primeras tareas indicadasy está en fase de ejecución la tercera, yprogramada la cuarta.

7. DOSIN: Comparación de técnicas“in-vivo e in vitro” para la medida decontaminación interna por actínidos.

El Proyecto, que es llevado a cabo porel Grupo de Dosimetría de Radiacionesdel CIEMAT, se sitúa dentro del ámbito delos desmantelamientos de instalacionesnucleares españolas y consiste en el desa-rrollo completo de una metodología parala medida “in vivo” (con detectores de LE-Ge), de las actividades depositadas en elcuerpo humano (pulmón y huesos), tras lacontaminación interna por actínidos. Lametodología desarrollada se aplicará acasos reales de incorporación al organis-mo de este tipo de radionuleidos.

Así mismo, se realiza una revisión encuanto a medidas "in vitro", de las


N o t i c i a s

técnicas y los rangos de actividadmínimos para actividades excretadastanto para orina como para heces y unaevaluación de las contaminaciones inter-nas por Actínidos, estudiando los mode-los biocinéticos correspondientes a estoscontaminantes mediante la aplicacióndel nuevo modelo pulmonar y la nuevarecomendación en el tamaño de partícu-las inhaladas para optimizar el diseñode programas de control de contamina-ción interna.

En el momento actual, se ha completa-do la experimentación con medidas "Invivo" para la evaluación del depósito deAm-241 en pulmón y huesos en geome-trías de cráneo y rodilla . Se ampliaráeste estudio con simulaciones por MonteCarlo con maniquíes matemáticos tipo"Voxel phantoms" También se han estu-diado todos los factores de influenciapara lograr la optimización de las AMDsen las técnicas usuales de medidas deemisores alfa en excretas, y se ha reali-zado la verificación de las funciones deretención para el Americio y de las fun-ciones de excreción para el Plutonio y

Americio con dos programas específicosde cálculo comparado éstas, con las fun-ciones respectivas de ICRP-78 para estoscontaminantes.

8. Proyecto con la Universidad de Extre-madura sobre la transferencia de ra-dionucleidos y elementos estables delsuelo al vegetal.

Los órganos de dirección de ENRESAacaban de aprobar la participación eneste proyecto que cuenta con el sustentodel Plan Nacional de Investigación yque tiene una duración estimada de de-sarrollo de tres (3) años.

IINFORMACIÓN SOBREEL PLAN COORDINADODE INVESTIGACIÓN (PCI)CSN-UNESA

Continúan en fase de ejecución losproyectos PR-10 "Términos fuentes enemergencia, PR-13 "Mejora del sistemade dosimetría interna", PR-14 "Nuevos

desarrollos en dosimetría (DLD)”. Estápendiente la firma del Acuerdo Especí-fico del proyecto PR-15 "Dosimetría deneutrones en instalaciones nucleares".

PPROYECTO EUROPEO• “Biosphere Models for Safety

Assessment of radioactive wastedisposal based on the applicationof the Reference BiosphereMethodology (BioMoSA)”

En el anterior número de la revista(Nº 33), dentro de la sección reciente-mente creada “Proyectos de I+D”, seinformó sobre el proyecto del V Pro-grama Marco de la UE “Biosphere Mo-dels for Safety Assessment of radioacti-ve was te d i sposa l based on theapplication of the Reference BiosphereMethodology (BioMoSA)”. La informa-ción fue preparada por Paloma Pine-do, por lo que si se desea más infor-mación se puede contactar con ella en(CIEMAT. Edificio 3. Avda. Complu-tense, 22. Madrid 28040).

11th INTERNATIONAL CONGRESS

OF THE INTERNATIONAL RADIATION

PROTECTION ASSOCIATION

May 23-28, 2004 Madrid, Spain

Technical Secretary: VIAJES MAPFRE CONGRESOS

IRPA’11Sor Angela de la Cruz, 6 E-28020 Madrid (Spain)

Tel.: (34) 915 812 778 Fax: (34) 915 815 175

[email protected]

“El Parasol. Goya. Museo del Prado”“El Parasol. Goya. Museo del Prado”

Widening the Radiation Protection WorldWidening the Radiation Protection World


N o t i c i a s

NNOTICIAS DEL CONGRESO IRPA-11

Los pasados días 3 y 4 de octubrede 2002 se ha celebrado, en laEscuela Técnica Superior de Ingenie-ros Industriales de la UniversidadPolitécnica de Madrid, la segundareunión del núcleo del Comité delPrograma del Congreso InternacionalIRPA-11 (ICPC). Esta reunión ha resul-tado fundamental de cara a la prepa-ración del Congreso que, como serecordará, tiene prevista su celebra-ción en Madrid, entre el 23 y el 27de mayo de 2004, en el Palacio deCongresos del Paseo de la Castella-na.

Los asistentes a la reunión han sidola presidenta del ICPC, Annie Sugier(Francia); el secretario científico,Eduardo Gallego (España); el adjun-to científico, Jacques Lombard (Fran-cia); y los siguientes miembros delComité: André Bouvil le (EE.UU.),Bobby Corbett (Reino Unido), RenateCzarwinski (Alemania), Antonio Del-gado (España), Rick Jones (EE.UU.),Ches Mason (Australia), Alastair Mc-Kinlay (Reino Unido), Henri Métivier

(Francia), Sigurdur Magnusson (Islan-dia), Xavier Ortega (España), ManuelRodríguez (España) y Eliseo Vañó (Es-paña); además del presidente delCongreso, Leopoldo Arranz (España)y el secretario general del mismo,David Cancio (España). La reunión secerró con una visita al Palacio deCongresos de Madrid, donde el pre-sidente de la SEPR se reunió para unalmuerzo con los participantes en lareunión.

La reunión tenía como objetivoprincipal la elaboración del Progra-ma Científico que ha de incluirse enel Segundo Anuncio del Congreso,cuya publicación está prevista antesde final de año. Se debatieron los te-mas y autores para los cursos de re-fresco, las ponencias invitadas y lostemas y componentes de las mesasredondas que incluirá el Congresoen sesiones plenarias. Todo ello en-marcado dentro de las nueve gran-des áreas temáticas en las que sedistribuye el Programa, bajo el lemadel Congreso “Ensanchando elMundo de la Protección Ra-diológica”, cuyas conexiones serepresentan en la figura adjunta. Unallamativa novedad será que cada

área temática vendrá identificadacon un determinado color, de tal mo-do que los congresistas puedan fácil-mente orientarse y componer sub-pro-gramas de acuerdo con su interéspersonal.

También se ha configurado la es-tructura del Programa de sesiones,con sesiones plenarias, entre ellas laspresentaciones de ICRP, ICRU y UNS-CEAR, así como un total de cincomesas redondas sobre los temas:“¿Qué se sabe sobre los efectos dela radiación a bajas dosis?”; “Laspropuestas de la ICRP para sus Nue-vas Recomendaciones”; “CamposElectro-Magnéticos y cáncer”; “Cues-tiones sobre la Radiactividad Naturalen Protección Radiológica”; y “As-pectos Sociales y Participación Públi-ca en Protección Radiológica”. Dadoque para estas mesas se espera con-tar con las personalidades más rele-vantes en cada área, se espera quelas discusiones conduzcan a conclu-siones de gran transcendencia parael futuro inmediato de la ProtecciónRadiológica.

Además de las sesiones plenarias,necesariamente han de celebrarse se-siones en paralelo, cuya estructuraconstará de cursos de refresco mati-nales, ponencias invitadas a cargode especialistas reconocidos en ca-da campo, sesiones de posters, contiempo para visitarlos y recibir expli-caciones de los autores, seguidas desesiones con la presentación oral deaquellas comunicaciones que por suinterés resulten elegidas, que conclui-rán con una discusión abierta en laque participen los ponentes invita-dos, los autores de comunicacionesorales y todos los autores de posterssobre el tema. Los aspectos más des-tacados y las conclusiones de cadaárea temática se ofrecerán en dos se-siones plenarias a la mitad y al finaldel Congreso.

Los socios de la SEPR recibirán enbreve el Segundo Anuncio, con la in-formación de interés, que ya está dis-ponible en: www.irpa11.com

Es importante destacar que el pla-zo para el envío de los resúmenes fi-naliza el 30 de junio de 2003.

LLa Radicación y los Pacientes:Una Guía para médicos• Módulo de red elaborado por el

Comité 3 de la Comisión Interna-cional de Protección Radiológica(ICRP) Resumen y traducción dela Sociedad Española de Protec-ción Radiológica

El texto didáctico se refiere a la protec-ción de los pacientes contra exposicionesinnecesarias a las radiaciones ionizantes.

El uso médico de las radiaciones, porejemplo en el diagnóstico por rayos X, laradiología intervencionista, la medicina nu-clear y la radioterapia, conlleva unos be-neficios evidentes. No obstante, dosis ele-vadas de radiación indebidamenteaplicadas (en la terapia y radiología inter-vencionista) llevan asociados riesgos bienconocidos y también las pequeñas dosisutilizadas en diagnóstico pueden dar lugara efectos adversos. El uso correcto de lasdosis terapéuticas evita los efectos secun-darios graves, pero las dosis reducidasconllevan un riesgo que no puede eliminar-se del todo. Por lo tanto, el uso de las ra-diaciones para el diagnóstico requiere unametodología que asegure el objetivo bus-cado a la vez que limita los eventuales per-juicios al nivel más bajo posible.

La medida cuantitativa de la exposiciónes un requisito previo ineludible para laevaluación del riesgo. Por lo tanto, se ex-plican y definen las magnitudes dosimétri-cas (dosis absorbida, dosis efectiva). Sepresentan los mecanismos básicos me-diante los que las radiaciones ionizantesactúan sobre los tejidos vivos. Los efectosnocivos indeseados en el ser humano seclasifican en 1) secuelas resultantes de ladestrucción celular masiva (los llamadosefectos deterministas), cuya manifestaciónrequiere una dosis alta (superior al um-bral), y 2) los efectos que se originan co-mo consecuencia de cambios mutaciona-les en el ADN celular, que pueden darlugar con el tiempo al desarrollo de cán-ceres inducidos por la radiación, y decambios hereditarios, transmitidos a losdescendientes de los individuos expuestos

tras la irradiación de sus gónadas.Se ofrecen datos sobre la magnitud de

las dosis umbral para efectos de destruc-ción celular. Basándose en evidencias ex-perimentales, clínicas y epidemiológicas,y para dosis de magnitud diversa, se eva-lúa la probabilidad de aparición de cán-ceres y mutaciones hereditarias, efectospara los que probablemente no existe unadosis umbral (por debajo de la cual no seproduciría ningún efecto).

El texto incluye asimismo amplia infor-mación sobre oportunidades para minimi-zar las dosis, reduciendo así el riesgo deluso diagnóstico de las radiaciones. Esteobjetivo se puede conseguir al evitar exá-menes innecesarios (injustificados) y al op-timizar los procedimientos aplicados, des-de el punto de vista tanto de la calidaddiagnóstica, como de la reducción de do-sis excesivas en los pacientes.

La optimización de la protección de lospacientes en la radioterapia pasa pormantener unas dosis lo suficientemente al-tas en los tumores irradiados como paraasegurar una alta tasa de curación, a lavez que se proteja en la mayor medidaposible a los tejidos sanos. Se tratan pro-blemas relacionados con la protección es-pecial del embrión y del feto humanos enlos usos diagnósticos y terapéuticos de lasradiaciones, y se recomiendan unas solu-ciones prácticas en cada caso.

Se espera que el texto completo puedaestar disponible en la página de la SEPRpróximamente.

NNota de la Jornada Técnicasobre las Guías de Gestión demateriales residuales con con-tenido radiactivo procedentesde instalaciones radiactivas

El 14 de noviembre de 2002 se cele-bró en el Hospital Ramón y Cajal una Jor-nada Técnica sobre las Guías de Gestiónde materiales residuales con contenido ra-diactivo procedentes de instalaciones ra-diactivas. Dicha jornada estuvo organiza-da por la SEPR, el CSN, el CIEMAT yENRESA. A la jornada acudieron casi100 profesionales del sector hospitalario

y de investigación interesados en la ges-tión de estos materiales residuales con ba-jo contenido de actividad.

El objetivo de la jornada era presentarprimero el nuevo marco reglamentario quese abre con la publicación de la Guía9.2 del CSN sobre la gestión de dichosmateriales y las actuaciones administrati-vas adicionales ya en curso, y describirdespués el contenido de las dos GuíasTécnicas preparadas en el seno de laSEPR, una dirigida al ámbito sanitario yotra al de la investigación y docencia. Es-tas guías han sido elaboradas con el apo-yo de ENRESA por dos grupos de traba-jo, con la participación de especialistasde distintas instalaciones radiactivas, de lapropia ENRESA y del CSN, lo que hacontribuido a conseguir unos documentoscon un gran contenido práctico, operativoy didáctico.

La jornada fue inaugurada por el geren-te del Hospital Ramón y Cajal y por elpresidente de la SEPR. Las presentacionesprevistas incluyeron una visión general delos diversos documentos indicados, a car-go de las coordinadoras del trabajo y delCSN, y dos presentaciones de los aspec-tos prácticos de mayor interés para la apli-cación y las dificultades encontradas en lacaracterización de las técnicas con usode materiales radiactivos estudiadas. Estaspresentaciones fueron realizadas pormiembros de los grupos activos de loscentros participantes en el trabajo.

Finalmente se celebró un coloquio mo-derado por Julio Barceló, consejero delCSN, en el que se puso de manifiesto elinterés suscitado por las guías y la posibili-dad de su amplia difusión y aplicación.Asimismo se planteó la importancia de se-guir con este trabajo y el uso del foro dela SEPR para ver su grado de aplicación ylas dificultades que puedan ir aparecien-do.

También debe destacarse el anunciodel CSN relativo a que el contenido de laGuía nº 9.2 ha sido trasmitido al Ministe-rio de Economía para que se publiquecon carácter normativo, de hecho la SEPRacaba de recibir para comentarios el bo-rrador de una Orden Ministerial, cuya pu-blicación se prevé en breve. La jornada fi-nalizó con la clausura a cargo de lasdiferentes organizaciones con cuya cola-boración se pudo celebrar la misma.

Mª Teresa Ortiz (Coordinadora delGrupo de Trabajo)


N O T I C I A Sd e E S PE S P A Ñ AA Ñ A

N o t i c i a s


N o t i c i a s

CConferencia Internacionalsobre PROTECCIÓNRADIOLÓGICA OCUPACIONAL:“Protección de lostrabajadores contra lasradiaciones ionizantes”

Ginebra, 26-30 de agosto 2002

La Conferencia fue organizada por elOrganismo Internacional de Energía Ató-mica en colaboración con la Organi-zación Internacional del Trabajo y la Co-misión Europea. Asistieron unas 420personas de 83 países diferentes, congran participación de países en vías dedesarrollo. España participó con 12 re-presentantes, procedentes del CSN y delos sectores nuclear, universitario y hospita-lario.

La Conferencia se organizó en torno acortas presentaciones agrupadas por te-mas y mesas redondas asociadas a cadauna de estas sesiones. Cabe señalar lagran participación de los asistentes en loscoloquios, con aportaciones realmente in-teresantes.

Se trataron, entre otros, los siguientes te-mas: la cooperación entre reguladores,empresarios y trabajadores en la optimi-zación de la protección radiológica; ries-gos radiológicos en el lugar de trabajo,comparación del riesgo radiológico frentea otros riesgos; principales problemas enla implementación de estándares; monito-rización de exposiciones ocupacionales;protección radiológica en trabajos con ra-diación natural y su control respecto a laexposición a la radiación artificial; protec-ción radiológica en instalaciones nu-cleares, industriales y de investigación;probabilidad de causalidad de dañosatribuibles a la exposición ocupacional, y,por último, la necesidad o no de grandescambios en la ICRP respecto a la exposi-ción ocupacional.

Las principales conclusiones de la Con-ferencia fueron las siguientes:- Es necesario que los niveles de protec-

ción de los trabajadores expuestos a ra-diación natural sean los mismos que losexpuestos a radiación artificial.

- Es necesario que los profesionales delsector industrial se involucren en mayormedida en la protección radiológica desus trabajadores, en especial en el sectorde la radiografía industrial.

- Es necesaria la unificación de los están-dares en todo el mundo, integrándolosdentro del ámbito general de la seguri-dad laboral.

- Todavía existen problemas en la defini-ción de estándares en la protección delas trabajadoras expuestas embaraza-das.

- Los organismos reguladores deben ser in-dependientes, no influenciados por las lí-neas políticas.

- Es necesario que los “stakeholders” se in-volucren más en las decisiones e imple-mentación de la protección radiológicaen los lugares de trabajo.

- Se han de definir guías internacionalesconsensuadas sobre modelos de com-pensación a trabajadores expuestos.

- Se han de evitar cambios innecesariosen los estándares definidos por la ICRP.No son necesarios grandes cambios, só-lo pequeñas modificaciones.

- Las organizaciones internacionales hande armonizar y simplificar la terminolo-gía utilizada. La IAEA liderará esta armo-nización.

- El Organismo Internacional de EnergíaAtómica y la Organización Internacionaldel Trabajo han de colaborar más estre-chamente para establecer la correctaprotección radiológica de los trabajado-res en los países en vías de desarrollo.

- Es necesario potenciar la difusión de laslecciones aprendidas a través de instru-mentos como el ISOE o similares.

- Se han de generar paquetes de entrena-miento estandarizados para los trabaja-dores expuestos, involucrando en ello alos “stakeholders”.

- El Organismo Internacional de EnergíaAtómica debería crear un grupo paraanalizar y determinar cuáles son las ex-posiciones controlables.

RReunión sobre Dosimetríainterna en exposicionesocupacionales, públicas ymédicas

Oxford, 9-12 de septiembre 2002

Este encuentro internacional fue lidera-do por la NRPB (National RadiologicalProtection Board). Asistieron unas 185personas de 29 países diferentes, en sumayoría expertos en dosimetría interna ensus diversas aplicaciones en el campo nu-clear, médico y de investigación.

La reunión se organizó en sesiones, cu-yos temas principales fueron, entre otros,los siguientes: guías de la ICRP sobre ex-posiciones ocupacionales, presentacióndel nuevo modelo gastrointestinal, aplica-ción práctica del modelo respiratorio dela ICRP, cálculo de dosis en embrión y fe-to a partir de incorporaciones en la ma-dre, tratamientos de incorporaciones acci-dentales, desarrollos de maniquíes paramedida y cálculo de dosis en aplicacio-nes médicas, dosimetría interna en aplica-ciones médicas y reconstrucción de dosis.

Al final del encuentro se llevó a cabouna mesa redonda constituida principal-mente por los miembros del Comité II deICRP, responsables de las recomendacio-nes en dosimetría interna. Se mostró graninterés en la aplicación del modelo pulmo-nar de ICRP66 para el cálculo de dosis,insistiendo en la necesidad de seguir in-vestigando en el comportamiento metabó-lico de los radionucleidos en el interior delcuerpo humano. El nuevo modelo del trac-to alimentario, pendiente de publicación,supondrá una nueva herramienta dosimé-trica a tener en cuenta en la evaluaciónde la contaminación interna tras incorpo-ración de radionucleidos al organismo.

11erer Congreso Europeo de IRPA:“Towards harmonization ofRadiation Protection inEurope”

Florencia, Italia, 8-11 de octubre 2002

El primer Congreso Europeo Regionalde IRPA ha tenido lugar en Florencia, Italiadel 8 al 11 de octubre, asistiendo 428participantes de diferentes países; por par-te de España han acudido 25 asistentes.El Presidente de la Comisión organizadora

N O T I C I A Sd e l

M U N D OM U N D O

fue el Dr.Osimani del ISPRA, participandomiembros de los Comités de Finlandia,Francia, Irlanda e Italia. El Comité Cientí-fico fue presidido por Chris Huyskens,que ha sido el anterior secretario ejecuti-vo de IRPA. El Comité tenía la representa-ción de 12 países europeos y de Israel.

Durante el congreso se celebraron tresSesiones Plenarias más una cuarta conlas conclusiones del congreso y trece Se-siones técnicas específicas cubriendo lasdiferentes áreas de la protección radioló-gica y que fueron presentadas como co-municaciones orales y póster.

A continuación se indican las cuatrosesiones plenarias y las conclusiones delas mismas:

• Armonización de las normas de protec-ción de radiación y la legislación en laUnión Europea. Implementación y políti-ca a seguir; información, cuestiones y ex-periencia.

Se analizó el papel de los expertosdel artículo 31 la legislación europea yla visión de un Estado miembro con lasconclusiones siguientes:- Hay que delimitar con precisión las nor-mas que corresponden a la ComisiónEuropea y las de los Estados miembros.

- Se aceptó que existe una clara armoni-zación en los principios y criterios deprotección más básicos, en los aspectosoperativos y de aplicación y globalmen-te hablando.

- La armonización parece tan necesariacomo compleja (si no imposible), dadoel encastre normativo de muchos de losaspectos implicados y los marcos na-cionales tan diversos.

• Desarrollo de nuevas recomendacionesde protección radiológicas del ICRP.

Con ponencias sobre: Estado de la pro-tección radiológica en el siglo actual, dosiscolectiva, controversia sobre bajas dosis yla visión de varios países .- Hubo intervenciones de ponentes, con vi-siones muy dispares (e incluso abierta-mente contrarios) sobre el sistema actualde protección radiológica y su eventualevolución futura.

- Se observó una preocupación general so-bre la oportunidad y sobre la orientaciónde las ideas que están debatiéndose enICRP sobre las recomendaciones actualesy su eventual evolución.

- En general se agradeció a ICRP su aper-tura al diálogo y se desea que este espíri-tu continúe a lo largo del proceso.

Entre los aspectos que es necesario con-siderar se encuentran el riesgo de que sereduzca el excelente nivel de acuerdo inter-nacional existente hoy en los aspectos bási-cos del sistema de protección radiológicaque se aplica, y la incidencia que el pro-ceso en curso pueda tener en la percep-ción pública.

• Comunicaciones Invitadas de Organiza-ciones Internacionales.

Esta sesión fue básicamente informativa.Tuvo como participantes a las siguientes or-ganizaciones:- Comisión Internacional de Protección con-tra las Radiaciones No-Ionizantes (ICNIRP).

- Organización Internacional de EnergíaAtómica (IAEA).

- Asociación Europea de Física-Médica(EFOMP).

- Finlandia (Específica de su programa deenergía nuclear).

- Organización Mundial de la Salud(WHO).

• Sesiones técnicas Específicas.

Las 13 sesiones versaron sobre:- Preparación de emergencias y rehabilita-ción de lugares en accidentes radiológi-cos.

- Gestión de residuos radiactivos y desman-telamiento: aspectos técnicos, organizati-vos y experiencia.

- Protección y dosimetría de pacientes enmedicina radiológica: Niveles de exposi-ción en aplicaciones médicas.

- Dosimetría personal en exposiciones ocu-

pacionales: Práctica y desarrollo.- Medida de la radiación y dosimetría ex-terna. Desarrollo en técnicas e instrumen-tación.

- Dosimetría interna. desarrollo de técnicasy medidas inherentes.

- Efectos biológicos de las radiaciones.- Formación y enseñanza de expertos enprotección radiológica.

- Materiales radiactivos naturales. Normati-va y tecnología relativa a radiación natu-ral. Radón en viviendas. Industria de frag-mentos minerales de fosfato.

- Protección operacional. Cuestiones entecnología nuclear, industrial y en investi-gación.

- Protección contra radiaciones no ionizan-tes. Fondo, principios y normas, fuentes ycampos.

- Protección del medio ambiente y de losconsumidores. Radioecología. Niveles deradiactividad en el medio ambiente. Ca-dena de alimentación. Medidas. Mode-los de exposición para el público. Recu-peración del medio ambiente.

- Miscelánea (sólo posters).

• Conclusiones del Congreso y resumende lo más relevante presentado en las di-ferentes áreas.

Las conclusiones científicas y técnicasfueron presentadas por en forma de resu-men por los presidentes de cada sesión yestán disponibles en la página web corres-pondiente al mencionado congreso(www.oic.it/irpa2002).

En paralelo con el Congreso, se celebróun "Foro de Sociedades" de IRPA, al queasistieron representaciones de catorce So-ciedades de Protección Radiológica, entreellas la SEPR.

Adicionalmente y como viene siendo ha-bitual, se aprovechó el Congreso para ce-lebrar reuniones de diversos proyectos ygrupos internacionales. Entre ellos, se cele-bró el del Comité de Soporte de IRPA-11(ICSC) con un resultado muy positivo parala SEPR, responsable de organizar talevento en Madrid, en mayo de 2004

En el momento actual, IRPA considera útily viable que se organicen este tipo deeventos, de ámbito europeo, cada cuatroaños, justo en el centro del periodo entrecada dos Congresos mundiales, y de he-cho, se ha aceptado que la Sociedad deFrancia organice el siguiente en el año2006 en París.


LLa Comisión ReguladoraNuclear de los EE.UU. introduceel concepto de “NormativaInformada por el Riesgo” en laProtección Radiológica

La Comisión Reguladora Nuclear, NRC,de los EE.UU. ha utilizado el concepto de“regulación informada por el riesgo”al revi-sar los límites de dosis a la piel. El concep-to “informado por el riesgo”, en la literatu-ra anglosajona “risk informed”, fueintroducido en la seguridad nuclear haceya más de una década. Los estudios pro-babilistas de seguridad proporcionaron lasbases para ir sustituyendo progresivamentela normativa determinista por la metodolo-gía probabilista, de modo que una situa-ción dada puede ser aceptable, aunquese superen determinados valores determi-nistas, si el riesgo asociado a tal situaciónes inferior o tolerable. Este concepto se es-tá aplicando con profusión, no sólo en elpaís de origen, sino también en otros paí-ses.

La normativa asociada a la protecciónradiológica es esencialmente determinista.El capítulo II del nuevo Reglamento sobreprotección sanitaria contra radiaciones io-nizantes, Real Decreto 783/2001, de 6de Julio, promulgado en cumplimiento dela directiva 96/29/Euratom, contiene lími-tes específicos de la dosis equivalente a lapiel del individuo irradiado; por ejemplo,500 mSv por año oficial para los trabaja-dores expuestos, que ha de ser “promedia-da sobre cualquier superficie (de la piel)de un cm2, con independencia de la zonaexpuesta”. La razón de este límite se en-cuentra en la potencialidad de recibir do-sis elevadas en superficies pequeñas de lapiel a causa de aerosoles radiactivos de-positados sobre la misma, las llamadas“partículas calientes”.

En el IX Congreso de la SEPR, celebradoen Bilbao, se discutieron las dificultades in-herentes a la aplicación práctica de dichocriterio, que exige la vigilancia frecuentede los trabajadores a fin de evitar la irra-diación a pequeñas regiones de la pielcon implicaciones insignificantes para lasalud. Para evitar tales dosis, los trabaja-dores han de llevar vestimenta protectorade capas múltiples, gruesos e incómodosguantes, que producen efectos secunda-

rios, tales como el stress por calor. Ade-más, la movilidad y destreza de los traba-jadores queda por ello severamente limita-da, aumentando el tiempo depermanencia en los lugares de trabajo,con aumento de la dosis a todo el cuerpoy, por ello, aumentado el riesgo para la sa-lud y seguridad de los trabajadores.

La prestigiosa institución de los EE.UU.,the National Council on Radiation Protec-tion and Measurements, NCRP, en su infor-me número 130 y en su declaración núme-ro 9, después de considerar los estudioscientíficos correspondientes, concluye quelos riesgos a causa de dosis a pequeñasregiones de la piel son menores que losriesgos por irradiación a todo el cuerpoque producen las actuales medidas de pro-tección de la piel, por lo que recomiendaque se utilice el concepto “informado porel riesgo” a esta situación particular.

A la vista de lo anterior, la citada NRC

ha decidido modificar la normativa pro-mediando la dosis a la piel a los diez cm2

más expuestos, en lugar de a un cm2, co-mo es el caso en la directiva europea. Estamedida facilitará el uso de equipos de pro-tección más sencillos y reducirá las dosisocupacionales, aumentando la seguridadde los trabajadores, reduciendo el costede la radioprotección y disminuyendo lacarga reguladora innecesaria. La nuevanorma, que es una revisión de la Parte 20del Código de Regulaciones Fede-rales,10CFRPart20, apareció para comen-tarios en el Federal Register el 12 de juliode 2002, habiendo recibido la NRC has-ta la fecha un número limitado de opinio-nes, todas ellas favorables a la medida.

(Noticia preparada por A. Alonso, apartir de fuentes distintas. Se puede obte-

ner información adicional [email protected])


N o t i c i a s

P U B L I C A C I O N E S

ICRU Report 66:“Determination of OperationalDose Equivalent Quantities forNeutrons”. (2001)

Este informe da indicaciones de cómorealizar las medidas de dosis equivalen-tes operacionales para radiación neutró-nica, teniendo en cuenta las recomenda-ciones de la publicación 60 de ICRP. Elinforme trata la protección radiológicaocupacional de neutrones para el casode la industria nuclear, la aviación civil,las aplicaciones médicas, la investiga-ción y las aplicaciones industriales. Está

dirigido a lectoresque necesitan con-sejos práct icos;también sirve comointroducción a laspeculiaridades delas medidas deneutrones, descri-biendo los princi-pios y métodos de

la medida de neutrones. Para más infor-mación sobre las publicaciones de ICRUconsultar la página electrónica:

http://www.icru.org/

ICRU Report 67: “Absorbed-Dose Specification in Nuclearmedicine”. (2002)

Diversas razones han llevado a unareevaluación de la especificación de do-sis para medicina nuclear. Entre ellas seincluye una apreciación de que no exis-te uniformidad en la distribución de laradioactividad en el cuerpo, a todos losniveles, incluso para los agentes dediagnóstico y de terapia más comunes;la creciente necesidad de ocuparse delas complejidades de variar la tasa dedosis; el imperativo de proporcionar esti-maciones de dosis individualizadas enlugar de estimaciones estandarizadas amedida que la terapia con radionuclei-dos dirigidos se vuelve más sofisticada;así como mejoras en la tecnología.

Este informe trata primeramente consi-deraciones biológicas que aportan infor-mación sobre el uso racional de la dosi-metría de radionucleidos. Se discutenlos factores radiobiológicos a la hora deseleccionar los radionucleidos y las cur-vas dosis respuesta de tejidos tumoralesy normales. Posteriormente se describela aproximación MIRD (siglas del térmi-no ingles “Medical Internal Radiation


Dose”) a la dosimetría en medicina nu-clear, un método robusto que ha proba-do su utilidad clínica. Se continúa conuna elaboración de distribuciones nouniformes de radioactividad y de diver-sas tasas de dosis. Finalmente, el infor-me trata las técnicas y procedimientospara medir la variación en el tiempo dela distribución de la actividad, fusión deimágenes, cálculo de dosis específicasde cada paciente, dosimetría a peque-ña escala, y la comparación de las do-sis medidas y calculadas. Para más in-formación sobre las publicaciones deICRU consultar la página electrónica:http://www.icru.org/

RRadiation ProtectionDosimetry Volumen 99Números 1-4 (2002)

En este volumen de Radiation Protec-tion Dosimetry se publican las presenta-ciones que se realizaron en el decimoter-cero Simposium de Microdosimetría, quetuvo lugar en Stresa (Italia) en mayo de2001, y del que ya se dio cuenta en lasección de Noticias del Mundo del Nº30 de la revista Radioprotección.

La simple lectura del índice de estemonográfico pone de manifiesto el ca-rácter multidisciplinario de la Micro-dosimetría, en la que están implicadosexpertos en física de radiaciones, quími-ca, biología molecular y celular, oncolo-gía, o cálculo numérico entre otros. Siuno no se queda en el índice, sino queprofundiza en el contenido de este mo-nográfico, podrá conocer aspectos taninteresantes de la microdosimetría comolos mecanismos de interacción de la ra-diación con la materia; los procesos deinducción de daño en el DNA; la posi-ble reparación de dicho daño mediantelos diversos complejos enzimáticos que

la célula tiene pa-ra tal fin; las dis-tintas etapas ne-cesarias para quea partir de un da-ño inicial en lamolécula de DNAse pueda llegar adesarrollar, tras unperiodo de laten-

cia más o menos prolongado, un cán-cer; los avances acontecidos en los últi-mos años en el ámbito de la simulacióncon códigos de Monte Carlo; las aplica-ciones que los irradiadores con microha-ces tienen para poder conocer las molé-culas blanco dentro de la célula, y lasconnotaciones que el conocimiento enlos distintos aspectos de la microdosime-tría tiene en la clínica.

Se puede acceder al índice de estemonográfico a través de la sección "En-laces: Revistas" de la página electrónicade la SEPR (http://www.sepr.es)

PPublicación electrónica:Protección Radiológica enMedicina (Área Educacionalde la ICRP)

Dentro de la página electrónica deICRP uno puede acceder al "Área Educa-cional", en la que ICRP está incorporan-do material didáctico con el objetivo depromover el conocimiento sobre protec-ción radiológica. En la actualidad dichaárea está centrada casi exclusivamenteen las aplicaciones médicas de la radia-ción.

La ICRP pone a disposición de los pro-fesionales que estén interesados cuatropresentaciones en formato "Microsoft Po-werPoint", que pueden descargarse sincoste alguno. Estas presentaciones pue-den ser utilizadas por profesores, doctoresy todos aquellos profesionales de la pro-tección radiológica en el ámbito hospita-lario. Las cuatro presentaciones disponi-bles en esta página electrónica de ICRPson: ICRP 84 (Pregnancy and medical ra-diation), ICRP 85 (Interventional radio-logy), ICRP 86 (Accidents in radiot-herapy), ICRP 87 (CT dose management).Las presentaciones disponibles ademásde recoger información de interés en ca-da uno de los temas tratados, contienengran cantidad de fotografías y gráficosde alta calidad.

En esta página electrónica también es-tán disponibles en la página electrónicadiversos documentos relacionados con laprotección radiológica en medicina.

La dirección para acceder al área educa-cional de ICRP es:http://www.icrp.org/educational_area.htm

RRadiation Protection 129.“Guidance on the realisticassessment of radiationdoses to members of thepublic due to the operation ofnuclear installations undernormal conditions”

La valoración de las dosis de radia-ción a individuos de una población esuna parte importante del sistema de pro-tección radiológica. Un concepto impor-tante a la hora de calcular dichas dosises el de los grupos de referencia en lapoblación. Los grupos de referencia co-rresponden a grupos críticos tal y comose define por ICRP e intentan ser repre-sentativos de aquellas personas en lapoblación que reciben las mayores do-sis. La ICRP ha recomendado que la do-sis media a un grupo crítico debe com-pararse con el límite de dosis y larestricción de dosis ("dose constraint")para los miembros del público.

El ar t ícu lo 45 de la Direct iva96/297 de Euratom exige de forma ex-plícita que las autoridades competentesde los Estados miembros deben asegu-rarse de que las estimaciones de dosisdebidas a prácticas sujetas a una autori-zación previa, deben hacerse de unaforma tan realista como sea posible pa-ra la población en su conjunto y paralos grupos de referencia.

Los Estados miembros de la UE actual-mente utilizan diferentes aproximacio-nes, tanto para identificar grupos de re-ferencia como para calcular las dosiscorrespondientes. Esta Guía deberíaayudar a evitar malos entendidos entrelos Estados miembros, como consecuen-cia de las diferencias existentes en laevaluación del impacto de las instala-ciones nucleares. También debería per-mitir a la Comisión llevar a cabo com-paraciones ent re los niveles deexposición del público para diferentesplantas, haciéndose las estimaciones so-bre una base comparable.

El presente documento ofrece una me-todología común para la armonizaciónde las aproximaciones utilizadas paracalcular las dosis a miembros del públi-co dentro de la UE.


N o t i c i a s

El esfuerzo realizado para alcanzarun alto grado de realismo debe estaren proporción con la significación ra-diológica, por lo que puede perseguir-se cierta simplificación. Este documentotambién proporciona consejos de cómopuede alcanzarse un balance justo en-tre realismo y simplicidad.

Se puede obtener más informaciónde esta guía en la página electrónicahttp://europa.eu.int/comm/environ-ment/radprot/129/129.htm

CCONTROLE- Revista delOrganismo regulador enmateria de seguridadnuclear- Francia

El Organismo regulador en materiade seguridad nuclear francés disponede una página de correo electrónico deinformación cuya dirección es:www.asn.gouv.fr. Así mismo dispone deuna publicación denominada Controle,editada con una periodicidad mensual.La estructura de la mencionada publica-ción consiste en dos grandes aparta-dos. Dentro del primero de ellos un su-bapartado se refiere a las actividadespropias del Organismo, en las que seencuentra información sobre sucesos einspecciones realizadas en las instala-ciones nucleares; otro subapartado in-cluye información y sucesos acaecidosen relación con el transporte del mate-rial radiactivo; un tercer subapartadose refiere a las acciones reglamentariasllevadas a cabo por la ASN (lÁutoritéde Sureté Nucléaire) y las reuniones na-cionales de grupos de expertos sobretemas concretos ( reactores, residuos,etc.), y de las comisiones de diferentesgrupos de trabajo de las instalacionesnucleares. Por último, se describen lasactividades llevadas a cabo en el pe-riodo correspondiente en esta materiaen el plano internacional, detallando laparticipación del mencionado organis-mo en reuniones con otros relacionadosde la CEE y la OCDE, así como conlos organismos reguladores de diferen-tes países con el fin de establecer coo-peraciones en el ámbito de la seguri-dad nuclear.

El segundo apartado de la menciona-

da publicaciónes un dossiermonográfico encada númerode la revista. Enconcreto, en elcorrespondienteal mes de octu-bre de 2002,esel relativo a laProtección ra-

diológica en las exposiciones médicas.En el mismo se realiza una revisión degran interés sobre todos los aspectos re-lacionados con la aplicación de las re-comendaciones de la CE en esta mate-r ia, así como los procedimientos,controles de calidad, etc. en las exposi-ciones a radiaciones ionizantes en eldiagnóstico y tratamientos médicos. Elsumario es el siguiente:

• La Directiva 97/43 Euratom del Con-sejo y la protección radiológica delos pacientes.

• Datos estadísticos sobre las exposicio-nes médicas.

• Un nuevo cuadro reglamentario parala exposición de los pacientes a lasradiaciones ionizantes en Francia(transposición de la Directiva 96/29y 97/43 Euratom).

• La nueva legislación en Bélgica de20 de julio de 2001 relativa a laprotección radiológica de los pacien-tes.

• Los procedimientos en radiología con-vencional y tomodensitometría.

• Guías de procedimientos para la ela-boración de protocolos clínicos enmedicina nuclear.

• Los niveles de referencia en radio-diagnóstico: una herramienta para laoptimización en las exposiciones mé-dicas a radiaciones ionizantes.

• El control de calidad de las instala-ciones de radioterapia externa.

• Guía francesa con las indicacionesde diagnóstico por la imagen.

• Las aportaciones de la industria a laprotección radiológica.

• Recomendaciones en la protecciónradiológica del público en medicinanuclear.

• Formación en protección radiológicade los pacientes y trasposición de laDirectiva 97/43.

• La Directiva97/43 Euratom: la elec-ción del método de irradiacción enexposiciones médicas.En el número de la revista menciona-

do se realiza un anuncio sobre el próxi-mo dossier o monográfico que versarásobre El control radiológico del medioambiente.

Todos los interesados en los monográ-ficos que han ido apareciendo en la re-vista (a partir del núm.105) pueden soli-c i tar los a la s iguiente dirección:Direction générale de la sureté nucleai-re et de la radioprotection.6 place duColonel Bourgoin.75572 Paris cedex12. Francia.

PPublicación de la versióncorregida del ICRP 88

Ha sido publicada la versión corregi-da de Annals of the ICRP (volume 31,nº 1-39 2001. Publication 88: “Dosesto the embryo and fetus from intakes ofradionuclides by the mother”), que seencontraba en la red, según se indica-ba en el anterior número de “Radio-protección”.

La publicación puede pedirse a Else-vier Science Customer Service Depar-tment, PO Box 211, 1001 AE Ámster-dam.

FFísica Cuántica

El estudio de la Mecánica Cuántica yde sus aplicaciones es fundamental enel conocimiento actual de la física y laingeniería, siendo la base para com-prender e innovar en la física atómica,molecular, nuclear, de partículas y de lamateria condensada.

El libro que se presenta tiene todaslas características para constituirse enun libro básico de texto, donde se com-binan la demostración rigurosa, con laintroducción del sentido físico, paracomprender las aplicaciones del cono-cimiento cuántico en el mundo de latecnología.

La combinación del formalismo másconvencional de las funciones de onda yel más avanzado, elegante y simplifica-dor de Dirac, permite al lector/estudiante


• 6th International Workshop on“Microbeam probes of cellularradiation response”

29- 31 de marzo de 2003, St. Catherine'sCollege, Oxford, Reino Unido.

El Congreso Internacional sobre "Microbe-am Probes of Cellular Radiation Response" seha venido celebrando cada dos años desde1993. En el pasado, estos congresos han si-do muy fructíferos a la hora de reunir gruposde investigación interesados en desarrollar yaplicar técnicas de micro-irradiación para elestudio del daño celular y tisular de las ra-diaciones ionizantes.

El Congreso se ha organizado a conti-nuación de la Reunión Anual de la "Asso-ciation for Radiation Research (ARR)", quetendrá lugar durante los días 27 a 29 demarzo en el mismo lugar. (Más informa-ción sobre la reunión anual de la ARR enla dirección electrónica:http://www.ragsu.har.mrc.ac.uk/arr2003/Home1.htm).

El Congreso de Microhaces seguirábásicamente el mismo formato que en an-teriores ocasiones y cubrirá todos los as-pectos del desarrollo y la aplicación delas técnicas de micro-irradiación comométodos de producir daño radioinducidomuy localizado en células vivas y tejidos.El Congreso estará organizado en sesio-nes de presentaciones orales cortas, con

tiempo suficiente para la discusión. Tam-bién se realizarán presentaciones en elformato póster si el número de contribu-ciones recibidas es grande. En línea conel espíritu del Congreso, los organizado-res invitan a los participantes a presentartrabajos que aún no estén definitivamentefinalizados, así como los resultados másrecientes obtenidos. El Congreso cubriráuna serie de temas relevantes, entre losque se incluyen: técnicas para focalizar,o colimar, todos los tipos de radiación io-nizante; métodos para cuantificar y dirigirla radiación; el desarrollo de ensayosbiológicos apropiados; aplicaciones ydescubrimientos biológicos recientes.

Los detalles para inscribirse en el Con-greso, así como para la preparación yenvío de los resúmenes, aparecerán enbreve en la página electrónica :http://www.gci.ac.uk/usr/microbeam-workshop/index.html

Si está interesado en recibir el siguienteanuncio del Congreso, por favor, envíeun correo electrónico a: [email protected], dandolos datos personales (nombre, centro detrabajo, dirección postal completa, teléfo-no, fax y dirección de correo electróni-co). Por favor, indicar también si se estáinteresado en dar una presentación en elCongreso.

• VI Congreso Regional sobreSeguridad Radiológica y Nuclear. Congreso Regional IRPA.III Congreso Ibero latinoamericanode Sociedades de ProtecciónRadiológica.

Lima (Perú), 9-13 de noviembre de 2003

INFORMACIÓN GENERAL El VI Congreso Regional sobre Seguridad

Radiológica y Nuclear (Congreso RegionalIRPA) se realizará en Lima, Perú, del 9 al 13de noviembre de 2003. El Congreso es or-ganizado por la Sociedad Peruana deRadioprotección (SPR) con la colaboracióndel Instituto Peruano de Energía Nuclear yde las Sociedades de Protección Radioló-gica integrantes de la Federación de Radio-protección de América Latina y el Caribe(FRALC), España y Portugal (GRIAPRA).Cuenta con los auspicios de organismos in-ternacionales: OIEA, OPS, ICRP...

El principal propósito es reunir a los profe-sionales de la industria, medicina, universi-dades y centros de investigación a fin depresentar y discutir los resultados de investi-gaciones recientes y revisar el estado actualde los diversos aspectos relacionados conProtección Radiológica.

SECRETARÍA DEL CONGRESO Casilla Postal, 18 - 0260. Lima, Perú E-mail: [email protected] [email protected]

disponer de manera comprensible delos elementos para introducirse en textosy artículos más avanzados en su desa-rrollo innovador e investigador. En estesentido, es mi experiencia que sí se pue-de introducir el tema en un corto perio-do de tiempo dejando la práctica para

el lector, en estecaso iluminadapor el propio de-sarrollo del libro.El profesor Velar-de, después deuna dilatada do-cencia, ha con-seguido explicarlos Postu ladosformales de la

Mecánica Cuántica junto a las herra-mientas prácticas para su manejo. Lasíntesis de problemas analíticos explica-dos en el texto en una y tres dimensio-nes son los que despejan positivamentela duda sobre si la Mecánica Cuánticaes manejable o constituye un “algo” ina-bordable. La Teoría clave del MomentoCinético y sus fundamentales implicacio-nes, y los Métodos Aproximados de re-solución, tratados de manera exhausti-va, se explican asimismo con éxito.

El libro está escrito de manera autocon-sistente en sus diversos capítulos diferen-ciando, incluso en su formato, lo queconstituyen elementos fundamentales delos ejemplos aclaratorios o ampliaciones.El uso de los muy rigurosos Apéndices es

importante y aconsejable. Se ha tenidoen cuenta la formación y capacidad ma-temática del estudiante al que va dirigi-do, incluyendo al final de algunos párra-fos complementos con las demostracionesmás complejas.

• Dirigido a estudiantes de Física,Química e Ingeniería; estudios de docto-rado; profesionales que deseen introdu-cirse de manera formal en la MecánicaCuántica.

J. Manuel Perlado MartínCatedrático de Física Nuclear

Departamento de Ingeniería Nuclear/ Escuela Técnica Superior de Ingenie-

ros Industriales

C O N V O C AT O R I A S

Remita un mensaje a la Secretaría delCongreso indicando: Nombre completo,institución y país. Mencione si esperaasistir y presentar algún trabajo.

Suscripción a Lista de Interés sobreProtección Radiológica: [email protected]

• NINTH SYMPOSIUM ONNEUTRON DOSIMETRY: Advances inNuclear Particle Dosimetry forRadiation Protection and Medicine

28 de septiembre-3 de octubre de2003. Delft, Holanda.

La conferencia está organizada por la"Delft University of Technology", el "Interfa-culty Reactor Institute" y el "European Radia-tion Dosimetry Group", con la colabora-ción del "Institut de Radioprotection et deSûreté Nucléaire" y la "Physikalisch-Technis-che Bundesanstalt".

Esta conferencia proporcionará un foropara presentar y discutir desarrollos recien-tes en dosimetría de neutrones en protec-ción radiológica, radiobiología y radio-terapia, así como en dosimetría de otraspartículas nucleares (por ejemplo, protoneso iones pesados). La última conferencia so-bre dosimetría de neutrones tuvo lugar en1995. Desde entonces se ha hecho unprogreso significativo, existiendo áreas deinvestigación y aplicaciones que estándespertando un interés creciente, comoson la dosimetría de tripulaciones de vue-los comerciales y misiones espaciales, laprotección radiológica en aceleradores dealta energía, la terapia con protones e io-nes pesados, los efectos inducidos por laradiación en semiconductores y la dosime-tría numérica.

Entre los temas que se tratarán en laconferencia están: Aspectos básicos (fuen-tes de partículas nucleares, datos básicosde física, magnitudes dosimétricas, instala-ciones de calibración y dosimetría numéri-ca); técnicas e instrumentación (técnicasnovedosas para la detección y dosimetríade radiaciones, dosimetría activa, dosime-tría pasiva, espectrometría, daño de la ra-diación); calidad de la radiación (eficaciabiológica de partículas nucleares, micro- ynanodosimetría); protección radiológica(monitorización individual, monitorizaciónen el trabajo y dosimetría ambiental, dosi-metría de la radiación cósmica, dosimetríaretrospectiva y reconstrucción de dosis) yradioterapia (dosimetría de neutrones rápi-

dos, dosimetría para la terapia de capturade neutrones de boro, dosimetría para te-rapia con protones e iones pesados).

El plazo para enviar los resúmenes delas contribuciones es el 14 de febrero de2003. Para más información consultar ladirección electrónica:http://IRIAXP.IRI.TUDELFT.NL/~neudos9/

• Clearance levels and materialrelease. Environmental impactassessment of workplaces orfacilities with radiation sources

Bratislava (Eslovaquia). 22-26 de sep-tiembre de 2003

El Congreso que tendrá lugar en Bratisla-va es el Congreso Regional de protecciónradiológica en Europa Central del IRPA. Es-tá organizado por la Society of NuclearMedicine y la Radiation Hygiene of SlovakMedical Association, y cuenta con la coo-peración de las Sociedades de ProtecciónRadiológica de los siguientes países: Aus-tria, Croacia, Chequia, Alemania-Suiza,Hungría, Italia, Polonia y Rumanía.

Este congreso quiere llevar a la prácticavarias iniciativas por parte del IRPA paraimplementar nuevos conceptos en protec-ción radiológica. El tema principal del con-greso es el impacto ambiental de las fuen-tes de radiación, cubriendo los siguientesaspectos: protección radiológica del me-dio ambiente-legislación nacional y reco-mendaciones internacionales; protecciónradiológica del medio ambiente-conceptoy filosofía; evacuación de material radiacti-vo de instalaciones nucleares; evacuacio-nes de material radiactivo de instalacionesradiactivas y recuperación del medio am-biente.

Ortos temas que serán tratados en elcongreso son: Aspectos generales de legis-lación en protección radiológica, el riesgopara la salud y la influencia de las prácti-cas, optimización en protección radiológi-ca, efectos biológicos de las radiacionesionizantes, protección radiológica en medi-cina y fuentes naturales de radiación.Más información: Ludmila Auxtova. Tel: 421 48 4335711. Web : www.upkm.sk/ipcm/indexe. html.E-mail:[email protected]

• Radiation Protection Symposiumof the North West European RPSocieties

Utrech (Holanda). 2-5 de junio 2003

El simposio sobre protección radiológi-ca está organizado por la Sociedad Ho-landesa de Protección Radiológica encooperación con las sociedades de pro-tección radiológica de los países del no-reste de Europa. Es el simposio regionaldel IRPA de Europa del noreste. El pro-grama del contenido científico está diri-gido principalmente a las siguientes áre-as de la protección radiológica:1-Radiobiología y efectos sobre la salud,incluyendo dosis bajas de exposición ala radiación. 2-Evacuación de residuos.3- Contaminación interna debida afuentes naturales de radiación (incluidobioensayos y dosimetría). 4- Tripula-ciones aéreas, vuelos frecuentes y astro-nautas. 5- Formación de expertos en pro-tección radiológica. 6-Nuevos enfoquesen protección radiológica. 7- Aplicacio-nes médicas, incluyendo radiología, me-dicina nuclear y radioterapia.

El congreso está dirigido a un amplioespectro de profesionales con responsabi-lidad en diferentes campos de la protec-ción radiológica ,entre los que se inclu-yen: investigadores, radiobiólogos,radiofísicos, médicos, radioterapeutas,responsables de protección radiológica,expertos en desarrollo de legislación es-pecífica y reguladores. Más información:Secretaría Técnica: Jan van der Steen.E-mail: [email protected]ía Científica: Koos Geleijns.E-mail: [email protected] site: www.nvs-straling.nl

• Curso: Superior de ProtecciónRadiológica

Fecha: 20 enero - 11 abril.Duración: 250 - 265 horas, según espe-cialidad.Objetivo: Proporcionar la especializaciónque se requiere para formar parte, conresponsabilidad, de las Unidades Técni-cas de Protección Radiológica de centra-les nucleares, hospitales u otras instalacio-nes radiactivas.Contenido:- Física de radiaciones.- Detección y medida de la radiación.- Dosimetría de la radiación.- Efectos biológicos de las radiaciones io-nizantes.

- El sistema de limitación de dosis.- Protección Radiológica operacional.


N o t i c i a s

- Reglamentación y normativa española es-pecífica y recomendaciones internaciona-les aplicables.

- Sesiones prácticas de laboratorio.- Protección Radiológica aplicada a Instala-ciones nucleares y a Instalaciones médi-cas.

Inscripción: Antes del 7 de enero 2003.Cuota: 2.800 €. Se prevé un número limi-tado de cuotas reducidas para postgradua-dos recientes.Observaciones: Se requieren conocimien-tos previos equivalentes a los de supervisorde instalaciones radiactivas. Organizadoen colaboración con UCM, UPM, CSN,ENRESA, centrales nucleares y hospitalesdel Insalud.Más información:Formación en Energía y Medio Ambiente.Tel.: 91 346 62 98, e-mail: [email protected]

• "Environmental radioactivity andlow-background radioactivitymonitoring in service to the society"

7-11 de septiembre de 2003. NuevaYork. EE.UU.

El propósito del Congreso es reunir a losexpertos en todas las áreas relacionadas

con la radioactivi-dad en el medioambiente. Tradicio-nalmente, éste hasido un tema inter-disciplinar queabarca estudios nu-cleares y medioa m b i e n t a l e s ,química, física y físi-ca médica. El obje-tivo del congreso espromover el inter-

cambio de información sobre la radioactivi-dad medioambiental entre los investigado-res y desarrollar directrices de futuro eneste tema. Es de particular interés como losestudios de radioactividad medioambientalestán sirviendo a la sociedad.

Los temas que tentativamente están pro-puestos para ser tratados en el congreso son: - Radioactividad natural en el medio am-biente.

- Radioactividad producida por el hombreen el medio ambiente.

- Monitorización de la radioactividad en elmedio ambiente para una respuesta deemergencia o antiterrorista.

- Métodos químicos para radioactividadmedioambiental.

- Sistemas de detección de bajos nivelesde fondo de radioactividad medioam-biental.

- Exposición de la población debido a laradioactividad medioambiental.

- La radioactividad como trazador de pro-cesos medioambientales.

- Otros temas en radioactividad medioam-biental.

Está previsto que en febrero de 2003 es-tén disponibles los formularios de inscrip-ción y las instrucciones para preparar lascontribuciones en la página electrónicahttp://www.cofc.edu/~nuclear/ Future-Meetings.htm

• Jornada Científica "SISTEMA DEPROTECCIÓN RADIOLÓGICA PARA LAPROTECCIÓN DEL MEDIO AMBIENTE".

15 de enero 2003. CIEMAT (Madrid)

La SEPR junto con el CIEMAT organizanesta Jornada, tal y como estaba previsto enel Plan de Actividades de la SEPR para2002. La Jornada, que se celebrará el pró-ximo 15 de enero en el salón de actos delCIEMAT, comenzará con dos conferenciasimpartidas por grandes expertos en el temade la protección radiológica del medio am-biente, finalizando con un debate para quepuedan participar todos los asistentes quelo deseen.

La Jornada se celebra aprovechando lapresencia en Madrid del Grupo de Trabajode ICRP que estudia la adaptación del ac-tual sistema de protección radiológica, pa-ra que sean tenidos en cuenta los últimosavances y definiciones con respecto a laprotección del medio ambiente frente a lasradiaciones ionizantes. David Cancio, so-cio de la SEPR, forma parte de dicho Gru-po de Trabajo.

• Conferencia Internacional sobreFormación en ProtecciónRadiológica: Estrategias de Futuro

11-19 de septiembre de 2003

El Institut National des Sciences et Techni-ques Nucléaires (INSTN) perteneciente alCEA en Saclay organizó en 1999 unaConferencia sobre la Formación en Protec-ción Radiológica (PR), con el objetivoprioritario de discutir las necesidades deformación en protección radiológica en losdiferentes países de la Unión Europea.

La reunión, primera de este tipo, supusouna reflexión sobre la influencia de la evo-lución normativa de la Unión Europea enlos diferentes programas de formación enprotección radiológica, y la experienciaobtenida tras la adaptación de los progra-mas tanto en la formación inicial como enla continua de los profesionales de la PR.Uno de los aspectos más debatidos ha si-do el tema de la armonización de los pro-gramas de formación y la posibilidad deun reconocimiento de este tipo de forma-ción a nivel europeo.

Durante la reunión se contactó con elgrupo español asistente para la organiza-ción del siguiente evento en nuestro país enun plazo de tres años para analizar el esta-do del arte de los programas de formaciónen protección radiológica.

El próximo año está previsto la organiza-ción de la II Conferencia sobre Formaciónen PR: Estrategias de Futuro, que se cele-brará en el CIEMAT (Madrid) durante losdías 17, 18 y 19 se septiembre de 2003,y que nace con el objeto de revisar los re-sultados y discutir las estrategias futuras quecubran las necesidades planteadas. Parala organización se ha solicitado el apoyode la Unión Europea dentro del V Progra-ma Marco en medidas de acompañamien-to como una euroconferencia (PETRA-03) yla del grupo de trabajo en educación y en-trenamiento de d-C4 (Art. 31) que constitu-ya un foro de intercambio de ideas y expe-riencias habidas entre los profesionales.

La organización corresponderá al CIE-MAT con el apoyo y la colaboración deSEPR, CSN, ENRESA, SEFM, SNE y laparticipación de la CIPR, la CE y el OIEA.

Los principales objetivos de la Conferen-cia son:- Analizar las futuras estrategias de la for-mación, los programas de formación enPR y la información para los diferentesgrupos y sectores involucrados.

- Programas de formación inicial y conti-nuada.

- Analizar las necesidades de material di-dáctico y los esfuerzos realizados por losorganismos internacionales en el desarro-llo de objetivos educativos en las diferen-tes áreas.

- Armonización de los programas de forma-ción en los distintos niveles.

Secretaría: Formación en protección radio-lógica: Tel.: 91 346 62 98. E-mail: [email protected]


Í n d i c e


AUTOR TÍTULO NÚMERO

IX Congreso de la Sociedad Española de Protección Nº Extraordinario. Radiológica. Mayo 2002

BARQUERO, R. Y OTROS Dosimetría neutrónica en un acelerador linear de Radioterapia. Nº34. Vol. IX 2002

DELGADO, A.; LEQUERICA, J. I.; Análisis del IX Congreso de la Sociedad Española deY OTROS Protección Radiológica. Nº 33. Vol. IX 2002

DELGADO, ANTONIO Nuevos desarrollos en sistemas activos para dosimetría y microdosimetría de neutrones. Nº 34. Vol. IX 2002

FERNÁNDEZ, F.; GALLEGO, E.; Espectrometría de neutrones aplicada a la dosimetría. Nº 34. Vol. IX 2002

GARCÍA, A.; RUIZ, P.; Y OTROS Diseño de un Plan de Emergencia en una unidad de braquiterapia de alta tasa. Nº 33. Vol. IX 2002

LENTIJO LENTIJO, JUAN CARLOS; Planificación de emergencias radiológicas en España.VILA, MARGARITA Revisión del Plan Básico de Emergencia Nuclear (PLABEN). Nº 31. Vol. IX 2002LORENTE, ALFREDO; Y OTROS Calibración de monitores de área y dosímetros de neutrones. Nº 34. Vol. IX 2002

RAMOS, L. I. Y HERRADOR, M. Uso práctico del factor de acumulación en el cálculo de blindajes para un acelerador. Nº 33. Vol. IX 2002

RIVAS BALLARÍN, M. A.; Personalización de las restricciones y recomendaciones queRUIZ MANZANO, P.; Y OTROS debe seguir el pacientetratado con I-131. Una experiencia

de dos años (2000-2001). Nº 31. Vol. IX 2002

SEMPAU, JOSEP Simulación Monte Carlo del transporte de la radiación. Aplicaciones en el campo de la física médica. Nº 31. Vol. IX 2002

SOTIL, J.; SEOANE, A.; Y OTROS Dosimetría personal TLD a dosis bajas: un estudio de la fiabilidad de las lecturas. Nº 33. Vol. IX 2002

SUÁÑEZ, ANA; ROBLES, BEATRIZ Estudio comparativo sobre dietas y hábitos alimentarios en la población española. Nº 31. Vol. IX 2002

WERNLI, CHRISTIAN Dosímetros electrónicos personales para neutrones. Nuevos desarrollos basados en detectores de almacenamiento directo de iones y en detectores de silicio. Nº 34. Vol. IX 2002

ENTREVISTAS

AUTORES CARGO NÚMERO

D'ERRICO, FRANCESCO Doctor en Ingeniería Nuclear y profesor de Física de las Radiaciones. Nº 34. Vol. IX 2002

FERNÁNDEZ BORDES, MANUEL Presidente de la Sociedad Española de Física Médica. Nº 31. Vol. IX 2002LEGARDA, FERNANDO Presidente del Comité Organizador del IX Congreso

de la SEPR Nº 33. Vol. IX 2002

NOTA TÉCNICA

AUTORES TÍTULO NÚMERO

RODRÍGUEZ MARTÍ; Cambios en la normativa aplicable a las instalacionesLEQUERICA PÉREZ, IGNACIO radiactivas y actividades conexas. Nº 31. Vol. IX 2002

Índice de arÍndice de ar tículos de RADIOPROTECCIÓN 2002tículos de RADIOPROTECCIÓN 2002

Documents

Nº 34 • Vol. IX • 2002 - sepr.es · 4 RADIOPROTECCIÓN • Nº 34 Vol IX 2002 CARTAS A LA DIRECTORA Respuesta a la carta de José Luis Carrasco Rodrí-guez Estimado compañero: