Tema 1. Radiactividad y protecci¶on radiologica ... · PDF fileTema 1. Radiactividad y protecci¶on radiologica. Detectores de part¶‡culas radiactivas. Victor Koerting Wiese Departamento

Tema 1. Radiactividad y proteccion radiologica.Detectores de partıculas radiactivas.

Victor Koerting Wiese

Departamento de Sistemas Energeticos

ETSI Minas. UPM

August 28, 2012

Radiactividad y proteccion radiologica Victor Koerting Wiese, ETSI Minas. UPM

Bloque I

• Indice

1. Desintegraciones radiactivas.2. Interacciones de la radiacion con la materia3. Efectos biologicos de la radiacion. Proteccion radiologica4. Detectores de partıculas radiactivas

1


Tema 1: Desintegraciones radiactivas.

• Indice

1. Tipos de desintegraciones radiactivas.2. Desexcitacion de los nucleos3. Esquemas de desintegracion. Espectros.4. Actividad.

– Unidades5. Cadenas radiactivas.

2


1.1 Tipos de desintegraciones radiactivas.

• α ≡ He42: Las partıculas α se emiten con valores discretos caracterısticos del radioisotopo emisor.

XAZ → Y

A−4Z−2 + α

42 Por ejemplo, Ra

22688 → Rn

22286 + α

42

• β: Las partıculas β se emiten con espectros de energıa continuos, desde un valor nulo hasta un valor

Eβmax caracterıstico del radioisotopo emisor.

n → p + e−

XAZ → Y

AZ+1 + β

−+ ν Por ejemplo, K

4019 → Ca

4020 + β

−+ ν

p → n + e+

XAZ → Y

AZ−1 + β

++ ν Por ejemplo, Na

2211 → Ne

2210 + β

++ ν

• Captura electronica: Se produce por la absorcion de un electron cortical, generalmente de la capa mas

proxima. La desexcitacion del atomo resultante produce R-x

p + e− → n X

AZ + e

− → YA

Z−1 + ν Por ejemplo, Fe5526 + e

− → Mn5525 + ν

3

TIPOS DE DESINTEGRACIONES

TIPOS DE DESINTEGRACIÓNES

INTERPRETACIÓN DE LA CARTA DE NÚCLIDOS


1.2 Desexcitacion de los nucleos

• El nucleo resultante de las desintegraciones anteriores suele quedar en estado excitado y puede

desexcitarse de varias maneras,

1. Emision γ:

(X

AZ

)∗→ X

AZ + γ

2. Conversion interna:

– En este caso la energıa del estado excitado pasa directamente a un electron orbital y este es

emitido provocando la aparicion de un espectro β discreto.

– A su vez esto provoca que el resto de los electrones pasen a capas mas internas emitiendo

Rayos-X.

3. Creacion de un par electron-positron: Si la energıa de desexcitacion es superior a 1.022 MeV

(E = 2mec2) se puede formar dicho par (probabilidad 10−3 de la γ).

• El conjunto de partıculas emitidas en las desintegraciones y las desexcitaciones dan lugar a los distintos

espectros de desintegracion (Por ejemplo un nuclido radiactivo puede tener un espectro β y otro γ

con componentes continuos y discretos). Las energıas son del orden del MeV .

4


1.3 Esquemas de desintegracion. Espectros.

• Ejemplo de esquemas de desintegracion con emision (β o α y captura electronica) y posterior

desexcitacion.

• Ejemplo de espectros α, β y γ.

5

0.662 MeV

Cs137 T1/2=30 años

Ba137

β− (92%) β− (8%)

DESINTEGRACIONES β

1.330 MeV

Co60 T1/2=5.26 años

Ni60

2.505 MeV

β− (100%)

99%

99%

DESINTEGRACIONES β

β+

β−β−

γ

ESPECTRO β TÍPICO

3/maxββ EE =

númerorelativo de electrones

Energía, Eβ

maxβE

ESPECTRO BETA CON CONVERSIÓN INTERNA

Intensidadde β

Energía

E max

electrones de conversión interna

Espectro continuo

CAPTURA ELECTRÓNICA

K40 T1/2=1.3x109 años

Ca40

Ar40

1.46 MeV

CE (11%)β− (89%)CAPTURA ELECTRÓNICA

Y DESINTEGRACIÓN β

α42

22286

22688 +→ RnRa

DESINTEGRACIONES α

Intensidad α

Energía


1.4 Actividad

• La actividad A es el numero de desintegraciones por unidad de tiempo en un material radiactivo. La

actividad viene dada por la Ley de desintegracion radiactiva,

A ≡ dN

dt= −λN N(t) = N0 · e−λt

Siendo λ la constante de desintegracion o decaimiento.

• Vida media. Es el valor medio del tiempo que tarda un nuclido radiactivo en desintegrarse,

Tm =1

λ• Periodo de semidesintegracion. Es el tiempo que tarda en reducirse a la mitad la actividad de una

muestra radiactiva

T12

=ln 2

λ

• Actividad especıfica: actividad por unidad de masa (Bqg , Ci

Tm).

6


1.4.1 Actividad. Unidades

• Sistema internacional: Bequerelio (Bq)

1 Bq = 1desintegracion

segundo

• Unidad tradicional: Curio (Ci). Desintegraciones por segundo en 1 g de Ra22688 .

1 Ci = 3.7 · 1010Bq

7


1.4.1 Ejercicio: Actividad de 1 g de Ra226

• Calcular la actividad de un gramo de Ra226. Dato: Periodo de semidesintegracion: 1622 anos.

• Solucion:

constante de desintegracion λ,

λ =ln 2

T1/2

=0.6931

1622 · 365 · 24 · 3600 = 1.356 · 10−11s−1

numero de nucleos,

N =m(g) ·NA

A=

1 g × 6.02 · 1023

226= 2.665 · 1021

atomos

siendo por tanto la actividad,

A = λ ·N = 1.356 · 10−11 × 2.665 · 1021= 3.6137 · 1010

Bq ≈ 3.7 · 1010Bq

8


Ejercicio: Actividad del K40 en el cuerpo humano

.• El cuerpo humano contiene, en adultos, 250 g de K del cual un 0.012% esta constituido por K40

cuyo periodo de semidesintegracion es 1.3 · 109 anos. El 89% de las desintegraciones son β y el

resto captura electronica (ver esquema). Calcular la tasa de produccion de partıculas β y γ en

el cuerpo humano procedentes de la desintegracion del K40 y la actividad en µCi.

• Solucion:

La cantidad de nucleos de K40 en el cuerpo humano sera,

250 g ·0.00012 = 0.03 g NK40 =m(g) ·NA

A=

0.03 · 6.02 · 1023

40= 4.5 ·1020

nucleos

por otra parte la constante de desintegracion vale,

λ =ln 2

T1/2

=0.6931

1.3 · 109 × 365× 24× 3600= 1.69 · 10−17

s−1

9


Ejercicio: Actividad del K40 en el cuerpo humano

.• la tasa de produccion de partıculas β y γ en el cuerpo humano debida al K40 sera igual a,

AK40 = λK40 ·NK40 = 4.5 · 1020 × 1.69 · 10−17= 7.605 · 103desintegraciones

s

Aβ− = 0.89 · AK40 = 6.76845 · 103Bq =

6.76845 · 103

3.7 · 1010Ci

= 1.83 · 10−7Ci = 0.183 µCi

Aγ = 0.11 · AK40 = 8.36 · 102Bq =

8.36 · 102

3.7 · 1010Ci

= 2.59 · 10−8Ci = 0.0259 µCi

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Ejercicio: Comparacion de la actividad del Uranio Natural, CombustibleFresco y Combustible Irradiado.

• Se conocen los siguientes datos:

1. La composicion del U natural, combustible fresco e irradiado es,– U (natural)= 99.28% de U238 y 0.72% U235

– Combustible fresco= 97.0% de U238 y 3.0% U235

– El combustible de un reactor de 1000Mwe, descarga anualmente 30 t decombustible irradiado, que contiene: 300 kg de U235, 250 kg de Pu239 y 750kg de P.F.

2. Los periodos de semidesintegracion son

Radioelemento U238 U235 Pu239

Periodo T1/2 (anos) 4.498 · 109 7.13 · 108 2.41 · 104

3. La actividad de los productos de fision es 3.8 · 106 Ci/tonelada

Suponer para simplificar los calculos que en vez de tener UO2 como combustible tenemos U metalico

(Esta aproximacion apenas modifica el orden de magnitud de los valores reales)

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• Solucion:

Primero se calcula la densidad de nucleos y la con ello la actividad especıfica,

Radioelemento U238 U235 Pu239 P. de Fision

Periodo T1/2 (anos) 4.498 · 109 7.13 · 108 2.41 · 104

Periodo T1/2 (s) 1.41 · 1017 2.25 · 1016 7.6 · 1011

λ = L2T1/2

4.92 · 10−18 3.08 · 10−17 9.12 · 10−13

Nucleos por gramo 2.53 · 1021 2.56 · 1021 2.52 · 1021

Actividad especıfica (Bqg ) 12448 78848 2.3 · 109

Actividad CiTm 0.336 (Baja) 2.131 (Media) 62162 (Alta) 3.8 · 106 (Alta)

A continuacion se calcula la composicion del combustible irradiado,

– (300/30000) 100= 1% de U235

– (250/30000) 100= 0.83 % de Pu239

– (750/30000) 100= 2.5 % de Productos de fision

– 95.67% de U238

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• Finalmente construye la tabla de actividades,

Actividad Ci/t U natural Combustible Fresco Combustible Irradiado

U238 0.336 99.28% 97% 95.67%

U235 2.131 0.72% 3% 1%

Pu239 62162 0.83%

Productos de fision 3.8 · 106 2.5%

Actividad Ci/t 0.347 0.3939 7.55 · 104

Con lo que se comprueba que tanto el uranio natural como el combustible fresco tienen una actividad

baja. Sin embargo el combustible irradiado tiene una actividad muy alta, un kilo de combustible

irradiado tiene la misma actividad que 170 toneladas de combustible fresco.

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1.5 Cadenas radiactivas

• Cadenas radiactivas naturales.

a Se ha comprobado que la mayorıa de las especies radiactivas con Z > 82 pertenecen a una

de las tres cadenas radiactivas naturales. Cada familia comienza en un nuclido padre que se va

desintegrando en sucesivas reacciones hasta que alcanza un nucleo estable.

b Las familias comienzan con: U23892 Serie del uranio, Th232

90 Serie del torio y U23592 Serie del actinio

(Ac89).

c Todas las series contienen un isotopo radiactivo del radon (Rn86) y terminan en un isotopo estable

del plomo (Pb)

• Radiactividad artificial. Existe una cuarta serie denominada serie del Neptunio (Np93) que no existe

en la naturaleza pero que se puede generar de forma artificial.

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SERIE DEL URANIO

SERIE DEL NEPTUNIO


1.5 Cadenas radiactivas

• Analisis de la evolucion de una cadena de dos nuclidos radiactivos

dN1

dt= −λ1N1

dN2

dt= −λ2N2 + λ1N1

Suponiendo que N2(0) = 0,

N1(t) = N1(0) e−λ1t

N2(t) = N1(0)λ2

λ2 − λ1

(e−λ1t − e

−λ2t)

• Equilibrio entre especies.

1. Equilibrio secular. Cuando Tm1 À Tm2.

2. Equilibrio transitorio. Cuando Tm1 > Tm2.

3. No equilibrio. Si Tm1 < Tm2 no se alcanza el equilibrio entre ambos.

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Equilibrio SecularActivity

5 10 15 20

0.5

1

1.5

2

226 Ra

222 Rn

226 Ra + 222 Rn

Time (h)

Equilibrio Transitorio

10 20 30 40 50 60

0.25

0.5

0.75

1

1.25

1.5

Activity

Time (h)

99 Mo

99m Tc

99 Mo + 99m Tc

Time (h)

Activity

5 10 15 20 25 30

0.2

0.4

0.6

0.8

1

135 I

135 Xe

135 I + 135 Xe

No equilibrio


Tema 2: Interacciones de la radiacion con la materia

• Indice

1. Tipos de interacciones de la radiacion con la materia2. Atenuacion de un haz de fotones. Blindaje3. Atenuacion de los neutrones4. Atenuacion de partıculas cargadas5. Resumen de atenuacion blindaje

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2.1 Tipos de interacciones de la radiacion con la materia

1. Interaccion de los fotones con la materia.

• Efecto fotoelectrico. El foton desaparece y uno de los electrones atomicos es arrancado del

atomo.

• Interaccion Compton. El foton cede parte de su energıa a un electron.

• Creacion de pares. El foton se convierte en un par electron-positron. Es necesario que Eγ >

1.022 MeV

2. Interaccion de los neutrones con la materia.

• Colisiones elasticas (sin emision γ) e inelasticas (con emision γ).

• Captura.

• Fision.

3. Interaccion de las partıculas cargadas con la materia.

• Excitacion. Una partıcula cargada provoca que un electron pase a un nivel de energıa superior.

Al desexcitarse el electron se emiten rayos-x.

• Ionizacion. Una partıcula cargada con suficiente energıa cinetica (superior a la energıa de

enlace) desprende un electron formandose un par ionico (atomo-electron), se denomina ionizacionprimaria. Los electrones liberados pueden producir nuevas ionizaciones (ionizacion secundaria).

• Bremsstrahlung, radiacion de frenado. Es la radiacion γ (Rayos-X) producida como consecuencia

de la perdida de energıa que experimenta un electron al ser desviado.

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EFECTO FOTOELÉCTRICO Y COMPTON

INTERACCIÓN COMPTON

• Energía del fotón:

donde: E’γ = hv’ = energía del fotón después del choqueEγ = hv = energía del fotón incidentemc2 = energía en reposo del electrónθ = angulo de choque del fotón

• Energía del electrón

)cos1(1'

2 θγ

γγ

−⎟⎟⎠

⎞⎜⎜⎝

⎛+

=

mcEE

E

θθ

γγ cos1

cos12 −+

−=−

EmcEEe

FORMACIÓN DE PARES ELECTRÓN-POSITRÓN

FORMACIÓN DE PARES ELECTRÓN-POSITRÓN

e -e +

e - e +

+− ++=eeEEmcE 22γ

CHOQUE ELÁSTICO E INELÁSTICO DE UN NEUTRÓN

CHOQUE ELÁSTICO E INELÁSTICO

ABSORCIÓN DE UN NEUTRÓN RÁPIDO

INTERACCIONES DE PARTÍCULAS NO CARGADAS

NEUTRONES RÁPIDOS

NEUTRONES TÉRMICOS

choques in/elasticos

difusión Absorción con reaccción (n,γ)

foton

e -

e -e -

e -FOTONES

INTERACCIONES DE LAS PARTÍCULASCARGADAS CON LA MATERIA

IONIZACIÓN

EXCITACIÓN

BREMSSTRAHLUNG. RADIACIÓN DE FRENADO.

INTERACCIONES DE PARTÍCULAS CARGADAS

e - e - e -

e -

e -

e - e -

e -

e -e -

e -

e -e -e -

e -

e -e -

e -

e -

e -

e -e -

e -

e +

alfa

beta

positrón

ionización

ionización

Ionizaciónyradiaciónde aniquilación

Radiación de aniquilación0.511 MeV

Radiación de aniquilación0.511 MeV

DIFERENCIA ENTRE R-X y R-γ

RAYOS-X

RAYOS-γ

ESPECTRO ELECTROMAGNÉTICO

R-γR-X

R-γ R-X


2.2 Atenuacion de un haz de fotones. Blindaje.

• La disminucion de la intensidad de una radiacion γ en un material viene dada por (haz colimado),

dI

dx= −µI I = I0 · e−µx

Donde µ es el coeficientes de atenuacion lineal (cm−1). x espesor del absorbente.

• Recorrido libre medio. λ = 1µ

• Coeficiente de atenuacion masico. Para utilizar un parametro independiente de la densidad (depende

de la temperatura),

µm =µ

ρ⇒ I = I0 · e−µmρx

= I0 · e−µmxm

Donde xm = xρ espesor masico o densidad superficial.

18

COEFICIENTE DE ATENUACIÓN LINEAL, µ (cm-1)

0.3340.3520.3720.3970.42850.4680.4930.5230.5570.5990.652

Fe (7.86)

0.1170.1230.1310.1400.1510.1660.1740.1840.1960.2100.227

Al(2.70)*

0.04940.05220.05540.05940.06430.07070.07430.07860.08350.08950.0967

Agua (1.0)

0.1050.1110.1180.1260.1360.1490.1560.1650.1750.1880.204

Hormigón (2.351)

0.5100.5440.5850.6350.6990.7820.8660.9711.1361.3611.746

Pb (11.34)

0.8792.00.9441.81.0231.61.1211.41.2451.21.4101.01.5840.91.8030.82.1440.72.6180.63.4590.5

U(18.7)

Energía en MeV

* Densidad normal en g/cm3

COEFICIENTE DE ATENUACIÓN MÁSICO DEL Pb.COEFICIENTE DE ATENUACIÓN MÁSICO DEL Pb.

COEFICIENTES DE ATENUACIÓN MÁSICOS






2.2 Atenuacion de un haz de fotones. Blindaje.

• Factor de acumulacion (B). Para tener en cuenta los fotones dispersados (mas los generados en otras

interacciones) es necesario corregir la ley anterior,

I = I0 · B(µ x)e−µmρx

B(µ x) depende del material, del espesor del material y de la energıa de los fotones. Es de gran

importancia en el calculo de blindajes, esta tabulado.

• Valores aproximados:

Fe B(µ x) = 1 + µx

Pb B(µ x) = 1 +1

3µx

19


2.2 Valores de B(µx) para fotones.

• 1 MeV

Longitudes de relajacion (µx) 1 2 4 7 10 15

Plomo 1.38 1.68 2.18 2.80 3.40 4.20

Uranio 1.30 1.53 1.90 2.32 2.70 3.60

Agua 2.26 3.39 6.27 11.5 18.0 30.8

• 2 MeV

Longitudes de relajacion (µx) 1 2 4 7 10 15

Plomo 1.39 1.76 2.51 3.66 4.84 6.87

Uranio 1.33 1.62 2.15 2.87 3.56 4.89

Agua 1.84 2.63 4.28 6.96 9.87 14.4

20


2.2 Variacion del flujo con la distancia

• Depende de la geometrıa de la fuente

Puntual φγ = S4πr2

Linea infinita φγ = Sl4x

Linea finita (l) φγ = Sl4πx

[arctan l1

x − arctan l−l1x

]

Anillo (R) φγ = Sl·R4r2

Disco (R) φγ = Sa4

(1 + R2

x2

)

Esfera (R) φγ = Sv4

(2R− r2−R2

r ln∣∣∣r+Rr−R

∣∣∣)

Donde [S] =nγs , [Sl] =

nγcm·s, [Sa] =

nγ

cm2·s, [Sv] =nγ

cm3·s

21


2.3 Atenuacion de los neutrones.

• La disminucion de la intensidad de un haz de n en un material viene dada por,

dI

dx= −ΣI I = I0 · e−Σx

Donde Σ = σ N Seccion eficaz macroscopica de absorcion (cm−1), σ seccion eficaz microscopica

y N concentracion de atomos del material absorbente. x espesor del absorbente.

22


2.4 Atenuacion de partıculas cargadas

• Poder de frenado (S) (stopping power) y Poder de frenado masico (Sm).

S ≡ −dE

dxSm ≡

1

ρS ≡ −1

ρ

dE

dx

• Alcance (R). Distancia maxima de penetracion en un medio.

– Alcance medio (Rm). Valor medio de los alcances de las partıculas

– Alcance extrapolado (Re). Valor extrapolado utilizando la zona lineal.

– Parametro de fluctuacion del alcance. Re − Rm

– Alcance masico (Rmasico).

Rmasico

(g

cm2

)= ρ

(g

cm3

)· R (cm)

23

ATENUACIÓN DE LA INTENSIDAD ALFA EN FUNCIÓN DEL ESPESOR

Alcance medioAlcance extrapolado


2.4 Atenuacion de partıculas cargadas (α)

• Atenuacion de un haz monoenergetico de partıculas α.

– Una expresion empırica del alcance de las partıculas α en el aire es,

Rα(cm) = 0.318 E3/2

Donde Rα alcance (cm) en el aire a 15 C y 1 atm, E energıa en MeV .

– Para otros materiales distintos del aire,

R∗α(cm) = 3.2 · 10−4

√Aef

ρ(

g

cm3

)Rα,aire(cm)

Donde Aef =n1A1+n2A2+...

n1√

A1+n2√

A2+...numero masico efectivo, ni fracciones atomicas, Ai numeros

masicos.

24


2.4 Atenuacion de partıculas cargadas (β)

a Un haz monoenergetico de partıculas β se atenua de forma casi lineal al principio y luego decae hasta

el valor de fondo debido a la radiacion de bremsstrahlung.

b El espectro β decae aproximadamente como la radiacion γ (pero mas rapido),

dIe

dx= −µeIe Ie = Ie,0 · e−µex

= Ie,0 · e−µm,eρx

Donde µm,e

(cm2

g

)≈ 22 [Emax (MeV )]

−1.33. Valido entre (0.5, 6)MeV

c Alcance masico maximo. Aproximadamente igual al alcance extrapolado. Formula empırica,

Rmas,max

(g

cm2

)≈ 0.542 · Emax (MeV )− 0.133

Valida para Emax ∈ (0.8, 3)MeV

d Para los positrones los procesos de interaccion son los mismos, pero al frenarse interacciona con uno

de los electrones y se aniquila (energıa de aniquilacion) el positron.

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MOVIMIENTO IMAGINARIO DE UNA PARTÍCULA β

ATENUACIÓN DE UN HAZMONOENERGÉTICO

COMPARACIÓN DE LAATENUACIÓN DEL HAZMONOENERGÉTICOY DEL ESPECTRO BETA

ATENUACIÓN DE LA INTENSIDAD BETA EN FUNCIÓN DEL ESPESOR

CAPACIDAD DE PENETRACIÓN DE LAS PARTÍCULAS β

ALCANCE PARA DISTINTOS TIPOS DE PARTÍCULAS

ALCANCE PARA DISTINTOS TIPOS DE PARTÍCULAS


2.5 Resumen de atenuacion (blindaje).

γ. Para las partıculas γ son necesarios materiales con Z alto y alta densidad.

β. La absorcion de partıculas β en materiales con Z alto produce mucha radiacion de Bremsstrahlung

y por tanto es conveniente utilizar materiales de Z bajo y baja densidad (plastico, alumnio).

α. Las partıculas α son absorbidos en espesores muy delgados de cualquier material y por tanto su unico

peligro consiste en que se depositen internamente, en cuyo caso se convierten en un serio problema.

n. Neutrones rapidos. Es necesario frenarlos con materiales hidrogenados (agua, parafina, hormigon)

y luego absorberlos (boro, cadmio). Tambien es posible utilizar polietileno borado (rico en hidrogeno).

26


2.5 Resumen de atenuacion (blindaje).

• El blindaje completo de una fuente de neutrones puede consistir en:

1. Una capa delgada de parafina que frene los neutrones.

2. una capa de cadmio para absorber los neutrones termicos y

3. una capa de plomo que absorba los fotones procedentes de la fuente o generados en el cadmio.

• Barreras de contencion y blindaje en una central nuclear,

1a Barrera. Vaina del elemento combustible (zircaloy, ZIRLOTM).

2a Barrera. Blindaje interior y vasija. Atenuan la radiacion β, γ y n.

3a Barrera. Contencion: Hormigon, acero, agua, borax.

a Materiales pesados: atenuan la radiacion β y γ.

b Materiales hidrogenados: Frenan los neutrones rapidos.

c Borax: Absorbe los neutrones frenados generandose partıculas α que son absorbidas en la propia

contencion.

27


Tema 3: Efectos biologicos de la radiacion. Proteccion radiologica

• Indice

1. Unidades de dosimetrıa.2. Fuentes de radiacion.3. Efectos biologicos de la radiacion.4. Proteccion radiologica. Reglamentos y recomendaciones.

28


3.1 Unidades de dosimetrıa.

• Exposicion (X). Solo es valida para partıculas γ. Se define como,

X =dQ

dmDonde dQ carga de los iones generados por los electrones secundarios liberados en dm.

– Unidades

S.I. Ckg

Clasica roentgen (R) 1 R = 2.54 · 10−4 Ckg

– El roentgen se define como la exposicion que produce en 1 cm3 de aire (0.001293 g) la liberacion

de iones y electrones que totalizan una unidad electrostatica de carga de cada signo.

29



• Dosis absorbida (D). Valor medio de la energıa impartida (ε =∑

Ein −∑

Eout +∑

Q) por

unidad de masa,

D =dε

dm

– Unidades

S.I. Gy = Jkg gray

Clasica rad = 100 ergiosg = 0.01 Gy rad (Radiation Absorbed Dose)

– Relacion entre exposicion y dosis (solo es valido para radiacion γ),

Dtejido(rad) = f ·X(R)

Los valores de f(tipo de tejido, Eγ) estan tabulados. Su valor es cercano a la unidad para la piel

y los musculos, por tanto para tejidos blandos superficiales ,

Dtejido(rad) ≈ X(R)

– Tasa de dosis. D = dDdt

30


3.1 Unidades de dosimetrıa. Calculo de la dosis absorbida.

• Partıculas γ

Monoenergetico Dγ (Gy/s) = k0 · φγ

(1/(cm

2 · s))· Eγ(MeV ) · µam(cm

2/g)

Polienergetico Dγ (Gy/s) = k0 · φγ

(1/(cm

2 · s))·∑

i

νi · Eγ,i(MeV ) · µam,i(cm2/g)

Donde k0 = 1.6 · 10−10 J/kgMeV/g , νi probabilidad de emision de los fotones de energıa Ei.

µam coeficiente masico de absorcion de energıa (solo tiene en cuenta los absorbidos, no los que

interaccionan)

Valores de µam(cm2/g) para el tejido humano (los valores difieren menos de un 10% con respecto de los

del aire, agua y hormigon y pueden utilizarse para los calculos de estos materiales cometiendo poco error)

E(MeV) 0.1 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.25 1.50 2.0

µam(cm2/g) 0.0271 0.0293 0.0317 0.0319 0.0311 0.03 0.0288 0.0276 0.0256

31


3.1 Unidades de dosimetrıa. Calculo de la dosis absorbida.

• Partıculas αDα = Sαφα

Donde Sα poder de frenado masico total. φα flujo de partıculas.

• Partıculas β

1. Dosis debida a las partıculas β

Dβ = Sβφβ

Donde Sβ poder de frenado masico medio (recordar que tienen un espectro continuo), φ flujo de

partıculas.

Emax(MeV) 0.2 0.4 0.6 0.8 1 1.5 2 3

Sβ

(µGy/h

1/(cm2·s)

)4.16 2.77 2.08 1.56 1.39 1.19 1.13 1.08

2. Dosis debida a las partıculas γ que se generan por el bremsstrahlung

Dγ (Gy/s) = k0 · fβ · φγ

(1/(cm


2/g)

Donde fβ = 3.5 · 10−4 ·Zef ·Eβ,max, fracccion de energıa de las partıculas β que se convierte

en radiacion de frenado, Eγ ≈ Eβ ≈ 0.4 · Eβ,max

32


3.1 Unidades de dosimetrıa. Ejemplo 1

• Dosis equivalente absorbida por una persona que ve la television 10 horas al dıa durante 1 ano a una

distancia de dos metros. Actividad de la TV= 5.5 · 107 Bq, Energıa de los R-X= 20 keV . Suponer

que la fuente es puntual a dicha distancia.

• Solucion:

Primero se calcula la tasa de dosis absorbida,

D = k0 · φγ

(1/(cm


2/g) = k0 ·

A

4πr2· Eγ · µam

= 1.6 · 10−10 J/kg

MeV/g· 5.5 · 107 Bq

4π(200 cm)2· 0.02 MeV · 0.02(cm

2/g) = 0.8 · 10−11

Gy/s

multiplicando por el tiempo de exposicion,

D = D × T = 0.8 · 10−11Gy/s · 3600 s

hora· 10 horas · 365 dıas ≈ 0.1 mGy

por ultimo teniendo en cuenta que wR = 1 para los fotones,

H = wR ·DR = 1× 0.1 mGy = 0.1 mSv

dosis equivalente absorbida en un ano.

33



• Cual es la tasa de dosis absorbida a 2.5 m de distancia de una fuente de 1 mg de Cs137. Eγ =

0.662 MeV , ν = 0.85, T1/2 = 30 anos, µam = 0.0294(cm2/g)

• Solucion:

se calcula la actividad

λ =ln 2

T1/2

=0.693

30 · 3600 · 24 · 365 = 7.32 · 10−10s−1

N =10−3g

137· 6.02 · 1023

= 4.39 · 1018

A = λN = 7.32 · 10−10s−1 · 4.39 · 1018

= 3.22 · 109Bq ≈ 0.1 Ci

34



se calcula la tasa de dosis absorbida,

D = k0 · φγ

(1/(cm

2 · s))· Eγ(MeV ) · ν · µam(cm

2/g) = k0 ·

A

4πr2· Eγ · µam · ν

= 1.6 · 10−10 J/kg

MeV/g· 3.22 · 109 Bq

4π(250 cm)2· 0.662 MeV · 0.0294(cm

2/g) · 0.85

= 10−8

Gy/s = 39 µGy/h

Calcular la dosis producida por una fuente de 1 Ci a 1m y 1cm. Tiempo necesario para que se alcance

la dosis letal 50/60 y el lımite de dosis a trabajadores y publico en ambos casos.

35



• Cual es la tasa de dosis absorbida a 1 m de distancia de una fuente de P 32. A = 5.55 · 1011Bq

en disolucion acuosa. Eβ,max = 1.71 MeV , Ragua = 7.8 mm, µam = 0.03 cm2/g.

• Solucion:

Como el alcance maximo en agua es muy pequeno la dosis generada por ionizacion y excitacion se

considera despreciable al considerar que las partıculas β quedan absorbidas en la disolucion acuosa.

• Se calcula la tasa de dosis absorbida debida a la radiacion γ producida por bremsstrahlung,

Eγ ≈ Eβ ≈ 0.4 · Eβ,max = 0.4 · 1.71 = 0.68 MeV

fβ = 3.5 · 10−4 · Zef · Eβ,max = 3.5 · 10−4 ·(

2

18· 1 +

16

18· 8

)· 1.71 = 4.3 · 10−3

Dγ (Gy/s) = k0 · fβ · φγ

(1/(cm


2/g)

= k0 · fβ ·A

4πr2· Eγ · µam = 0.22 mGy/h

36



• Cual es expresion de la tasa de dosis absorbida por una persona que se encuentra a una distancia D

de una fuente γ con forma de disco de radio R y actividad A. Ademas suponer que se coloca un

blindaje de espesor X y densidad ρB.

• Solucion:

D = k0 · φγ

(1/(cm


2/g)

= k0 ·Sa

4

(1 +

R2

D2

)B(µblindaje ·X) · exp (−µm,blindaje · ρB ·X) · Eγ · µam,tejido

= k0 ·A

4πR2

(1 +

R2

D2

)B(µblindaje ·X) · exp (−µm,blindaje · ρB ·X) · Eγ · µam,tejido

Calcular que actividad debe tener una fuente con forma de disco (R =10 cm) de Co60 (dos fotones

en cada desintegracion de 1.17 y 1.33 MeV) para que en 1 minuto se alcance la dosis letal 50/60 y

cuales serıan los blindajes (elegir el material y calcular el espesor) necesarios para que no se sobrepasen

el lımite de dosis a trabajadores y publico en el mismo tiempo.

37



• Efectividad biologica relativa (EBR, RBE). Relacion entre los efectos biologicos provocados por

una dosis absorbida de dicha radiacion y los efectos de la misma dosis producida por los R-X tomada

como referencia.

• Es necesaria una radiacion (R-X) de 0.2 Gy para causar el mismo efecto que 0.01 Gy de neutrones, la

EBR de los neutrones es 20.

• Se determina experimentalmente.

• Es muy difıcil de aplicar en la regulacion de la proteccion radiologica.

• Se utilizan valores tabulados sencillos de aplicar denominados Factor de ponderacion de laradiacion (WR), .

38



• Dosis equivalente (H).

Es la dosis absorbida ponderada por la diferente eficacia biologica de las distintas clases de radiacion

(R, partıculas y energıas) sobre el medio vivo considerado,

Radiacion monoenergetica de un solo tipo H = wR ·DR

Radiacion polienergetica o de mas de un tipo H =∑

R

wR ·DR

Tipo y rango de energıa Factor de ponderacion de la radiacion wR

Fotones, todas las energıas 1

Electrones y muones, todas las energıas 1

Neutrones 5 + 17 · e− [ln(2E)]2

6

Protones, salvo los de retroceso, de energıa > 2 MeV 5

Partıculas alfa, fragmentos de fision, nucleos pesados 20

• Unidades

S.I. Sv = Jkg sievert

Clasica rem = 100 ergiosg = 0.01 Sv rem (Roentgen Equivalent Man)

39

FACTOR DE PONDERACIÓN DE LA RADIACIÓNPARA NEUTRONES



• Dosis equivalente colectiva.

Es la dosis equivalente a que ha resultado sometido un cierto grupo de personas. Se mide en sievert

por persona (Sv.p.).Hc =

∑ni ·Hi

Donde ni es el conjunto de personas que reciben la dosis equivalente Hi.

• Dosis efectiva (E).

Es la dosis equivalente ponderada (corregida proporcionalmente a) por la diferente sensibilidad de

los distintos organos y tejidos del cuerpo humano. Los factores de correccion se llaman factores de

ponderacion de los tejidos ωT ,

E =∑

T

ωT ·HT =∑

T

wT

∑

R

wR ·DT,R

• Los factores de ponderacion wT son (ICRP-60, Real Decreto 783/2001),

Gonadas 0.2 Colon 0.12 Medula osea 0.12 Pulmon 0.12

Estomago 0.12 Vejiga 0.05 Mama 0.05 Hıgado 0.05

Esofago 0.05 Tiroides 0.05 Huesos 0.01 Piel 0.01

Resto 0.05

40



• Dosis comprometida:

Es la dosis efectiva que recibira una persona durante los proximos 50 anos (70 anos en el caso de los

ninos) a consecuencia de la cantidad de material radiactivo que ha incorporado a su organismo.

• Dosis colectiva comprometida:

Dosis comprometida que recibira un cierto grupo de personas durante los proximos 50 anos. Se mide

en sievert por persona (Sv.p).

41


3.2 Fuentes de radiacion

I Natural

1. Radiacion cosmica (sol, estrellas).

2. Radiacion proveniente de la tierra: terreno, materiales de construccion (U238, Th232).

3. Radiacion inhalada: Radon (Rn222), tabaco (Po210).

4. Radiacion interna e ingerida: (K40, C14)

II Radiacion artificial: Rayos-X, medicina nuclear, television, viajes en avion, pruebas nucleares, centrales

nucleares y residuos radiactivos.

• Variacion de la dosis natural en Espana (proyecto MARNA).

• Sitios con una dosis natural muy alta: Morro do Ferro (Brasil), Guarapari (Brasil)

• En caso de accidente,

– El Pu y el U tienden a acumularse en los huesos

– El I tiende a acumularse en el tiroides. Se le da un isotopo no radiactivo a los ninos para que se

sature la tiroides (Alemania, cuando ocurrio el accidente de Chernobyl)

• Contribuciones a la dosis anual.

42

FUENTES DE RADIACIÓN: RADIACIÓN CÓSMICA

FUENTES DE RADIACIÓN: RADIACIÓN CÓSMICA

FUENTES DE RADIACIÓN: RADIACIÓN CÓSMICA.ANILLOS DE VAN HALEN

FUENTES DE RADIACIÓN: MEDICINA NUCLEAR


3.2 Dosis anual

• Valores tıpicos de dosis recibida son,

Fuente Dosis (mSv)Radon 1-2

Radiacion cosmica 0.3Otras fuentes naturales 0.7

Medicina 0.4Productos consumidos 0.12

Viaje en avion (Madrid-NY) 0.05Precipitacion radiactiva 0.02

Energıa nuclear 0.001

• La dosis media anual que recibe un individuo por radiacion natural varia entre 2 - 20 mSv

43

CONTRIBUCIONES A LA DOSIS

55%

8%

8%

11%

11%

4% 3% 1%Radon, 55%

Rayos cosmicos, 8%

Rad. Terrestre, 8%

Interna, 11%

Medica rayos-X, 11%

Medicina nuclear, 4%

Productos consumidos, 3%

Otros, <1%

DOSIS ANUAL MEDIA DEBIDA A FUENTES NATURALESDE RADIACIÓN

TASA DE DOSIS A LA RADIACIÓN γ NATURAL

(mSv/año)

RED DE VIGILANCIA RADIOLÓGICA AMBIENTAL (REVIRA)

TASA DE EXPOSICIÓN A LA RADIACIÓN γ NATURAL

(µR/hora)18

13

9

DOSIS ANUAL MEDIA EN UNA C.N.

Sitios con dosis inusuales:Morro do Ferro, Brasil

• Geología única• Alta concentración deTorio• Es habitual 1-2

mrem/hr (~13,000 mrem/año)

Sitios con dosis inusuales: Guarapari, Brasil

• Altas concentracionesde Torio

• 5 mrem/hr en la superficie de la arena negra (~43,000 mrem/año)


3.3 Efectos biologicos de la radiacion

• El dano puede ocurrir a varios niveles biologicos

– Subcelular: rotura de enlaces, formacion de radicales libres, formacion de moleculas toxicas,

formacion de peroxidos muy toxicos, aberraciones cromosomicas.

– Celular: La radiosensibilidad de un tejido es directamente proporcional a a su capacidad

reproductiva e inversamente proporcional a su grado de diferenciacion.

– Organo: disfuncion.

– Organismo: cancer, muerte.

• Clasificacion por la persona en quien repercute,

– Efectos somaticos. Los que sufre la persona que ha recibido la dosis.

– Efectos geneticos. Aquellos que sufre la descendencia de la persona que ha recibido la dosis.

La probabilidad de efectos hereditarios graves es del orden de,

P = 10−2 ·H(Sv)

inferior a padecer cancer.

• Clasificacion por la duracion de la tasa de dosis

– Cronica: Se recibe la dosis de forma paulatina.

– Aguda: Se recibe la dosis de una sola vez.

Puede provocar mas dano biologico que la misma dosis recibida de forma cronica.

44



• Clasificacion por la relacion causa/efecto: Estocasticos y no-estocasticos

– Probabilısticos (o estocasticos):Son aquellos cuya probabilidad de incidencia guarda relacion con la dosis, es decir, los que se

caracterizan por una relacion dosis-efecto de naturaleza probabilıstica; carecen de dosis umbral y la

gravedad de sus efectos no depende de la dosis recibida.

? Fases de la respuesta organica total ante una irradiacion que pueda provocar un cancer,

1. Fase latente. No se desarrolla en cancer. Duracion: 7 a 10 anos (depende de la edad).

2. Fase de probable aparicion del cancer (plateau). Fase en la que puede aparecer el cancer.

Duracion: 30 anos.

3. Pasada la fase anterior la probabilidad de que se desarrolle el cancer es practicamente nula.

? La probabilidad de padecer cancer por una dosis determinada es,

P = 5 · 10−4 ·H(Sv) · T (anos) En 30 anos P = 1.5 · 10−2 ·H(Sv)

? La dosis (Po210) por fumar paquete y medio de cigarrillos es del orden de 80 mSv/ano. Se cree

que es una de las causas importantes de cancer de pulmon en fumadores.

45



• Clasificacion por la relacion causa/efecto (continuacion)

– Determinısticos (o no estocasticos):Se caracterizan por tener una relacion de causalidad entre la dosis y el efecto. Unicamente se

manifiestan cuando la dosis alcanza o supera un determinado valor (llamado nivel umbral). Su

gravedad depende de la dosis recibida.

? Fases de la respuesta organica total ante una irradiacion aguda,

1. Fase prodomica. Aparece a las horas de la irradiacion (si H > 0.5 Gy). Consiste en

nauseas, vomitos y diarreas (fase NVD) y otros sıntomas.

2. Fase latente. El paciente esta asintomatico mientras siguen evolucionando las lesiones tisulares

hasta que su intensidad hace que manifiesten: sındrome de medula osea (duracion: dıas a

semanas), sındrome gastrointestinal (duracion: segundo al quinto dıa), sındrome del sistema

nervioso central (duracion: escasamente unas horas).

3. Fase de enfermedad manifiesta.

4. Recuperacion o muerte.

46

DIFERENCIA ENTRE EFECTOS ESTOCÁSTICOS Y NO ESTOCAÁSTICOS



Dosis en mSv Efectos irreversibles(5 · 104, 105) Muerte en horas o dıas por lesion en el sistema nervioso central

(104, 5 · 104) Muerte en 1 o 2 semanas por trastorno gastrointestinal (hemorragias e infeccion)

(5 · 103, 104) Muerte en 1 o 2 meses por lesion de medula osea

(4 · 103, 5 · 103) 50 % de muertes en 1 o 2 meses por lesion de medula osea. Los demas se recuperan en 1ano. Dosis letal 50/60 (50% en 60 dıas).

(2 · 103, 4 · 103) Fatiga persistente, vomito, nauseas, depresion de elementos sanguıneos. Alopecia y posibleesterilidad. Algunas muertes en 2 a 6 semanas.

Efectos reversibles(103, 2 · 103) Fatiga persistente, vomito, nauseas, depresion de elementos sanguıneos, afecciones en la

piel, caıda del pelo. Periodo de recuperacion 3 a 6 meses.

(5 · 102, 103) Cambios marcados en la sangre con restablecimiento tardıo

(2.5 · 102, 5 · 102) Ligeras alteraciones pasajeras en sangre, fatiga persistente, nauseas y vomitos en el 5% delos casos. Aberraciones cromosomicas.

< 250 Ningun efecto apreciable. Dosis maxima establecida en el Plan Basico de Emergencia Nuclearpara Evacuacion de poblacion y dosis admisible para personal que trabaje en la emergencia

50 Dosis maxima anual para los trabajadores. Fue la dosis recibida en un radio de 30 km deChernobyl

20 Lımite del valor medio en cinco anos para los trabajadores

10 Radiografıa del rinon

2 Irradiacion natural media

1 Limite de dosis anual para el publico en general. Irradiacion medica media

47

EFECTOS DE LA RADIACIÓN EN LAS CELULAS

Relative penetrating ability of ionizing radiation in tissue

Alpha

Beta

Gamma

Neutron

(Several layers of skin)

102-12

PENETRACIÓN RELATIVA DE LA RADIACIÓN EN LOS TEJIDOS


3.4 Proteccion radiologica. Organismos

• International Commission on Radiological Protection (ICRP).

Comision independiente cuya mision consiste en promover y realizar estudios sobre la accion de

las radiaciones ionizantes en los seres vivos y sugerir las normas de proteccion oportunas. Sus

recomendaciones son aceptadas en la mayorıa de los paıses.

• International Commission on Radiological Units and Measurements (ICRU)

Desarrolla recomendaciones relacionadas con,

– Cantidades y unidades de la radiacion y la radiactividad.

– Procedimientos para medir la radiacion.

• Comunidad Europea de la Energıa Atomica (EURATOM)

Entre sus misiones se incluye: Establecer normas de seguridad uniformes para la proteccion sanitaria

de la poblacion y de los trabajadores y velar por su aplicacion.

• Consejo de Seguridad Nuclear (CSN).

Organismo encargado del control de la proteccion radiologica en Espana.

• National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP).

Organismo de EE.UU. dedicado al control de la proteccion radiologica.

48


3.4 Proteccion radiologica

• Lımites de dosis, Real Decreto 783/2001 (Reglamento de Proteccion Sanitaria contralas Radiaciones Ionizantes).

– Lımites de dosis para trabajadores profesionalmente expuestos:

1. El lımite de dosis efectiva (E) para trabajadores expuestos sera de 100 mSv durante todo periodo

de cinco anos oficiales consecutivos, sujeto a una dosis efectiva (E) maxima de 50 mSv en un

cualquier ano oficial.

2. Sin perjuicio de lo dispuesto en el apartado 1:

a El lımite de dosis equivalente (H) para el cristalino sera de 150 mSv por ano oficial.

b El lımite de dosis equivalente (H) para la piel sera de 500 mSv por ano oficial. Dicho lımite

se aplicara a la dosis promediada sobre cualquier superficie de 1 cm2, con independencia de

la zona expuesta.

c El lımite de dosis equivalente (H) para las manos, antebrazos, pies y tobillos sera de 500 mSv

por ano oficial.

3. Se contempla la posibilidad de exposiciones especialmente autorizadas por el CSN superiores a

los lımites establecidos.

49



• Lımites de dosis, Real Decreto 783/2001 (Reglamento de Proteccion Sanitaria contralas Radiaciones Ionizantes).

– Lımites de dosis para miembros del publico

1. El lımite de dosis efectiva para los miembros del publico sera de 1 mSv por ano oficial. No

obstante, en circunstancias especiales, el Consejo de Seguridad Nuclear podra autorizar un valor

de dosis efectiva mas elevado en un unico ano oficial, siempre que el promedio durante cinco

anos oficiales consecutivos no sobrepase 1 mSv por ano oficial.

2. Sin perjuicio de lo dispuesto en el apartado 1:

a El lımite de dosis equivalente para el cristalino sera de 15 mSv por ano oficial.

b El lımite de dosis equivalente para la piel sera de 50 mSv por ano oficial. Dicho lımite se aplicara

a la dosis promediada sobre cualquier superficie cutanea de 1 cm2, con independencia de la

superficie expuesta.

– Tambien existen reglamentacion de lımites de dosis para estudiantes y durante el embarazoy la lactancia.

50



• Trabajador profesionalmente expuesto:

Persona que trabaja en presencia de las radiaciones ionizantes, de forma que puede recibir mas de un

decimo de los lımites de dosis fijados para los trabajadores. Si es posible que pueda recibir mas de

1/10 pero es muy improbable que pueda recibir mas de 3/10 de los lımites de dosis (mas de 5 y menos

de 15 mSv) se le clasifica como categorıa B. Si es posible que pueda recibir mas de 3/10 de los lımites

fijados (15 mSv) se la clasifica como de categorıa A y para el es obligado el uso de un sistema de

dosimetrıa individual.

• Reglamento en EE.UU.: 10CFR20.

• Principio ALARA.

Tan bajo como sea posible (As Low As Reasonably Achievable)

basado en que toda dosis, por pequena que sea, puede provocar un efecto estocastico.

51



• Evolucion de las dosis maximas recomendadas para exposiciones para trabajadores profesionalmente

expuestos,

Ano Recomendacion Valor normalizado

1934 0.1 R/dıa 0.30 Sv/ano

1949-1954 0.3 R/semana 0.12 Sv/ano

1957-1958 5(N-18) rem (*) 0.05 Sv/ano

1977 5 rem/ano 0.05 Sv/ano

1990 20 mSv/ano 0.02 Sv/ano

(*) Acumulado a la edad de N anos.

52


3.4 Proteccion radiologica. Clasificacion de zonas de control

• Zona controlada (trebol de color verde): Area en la que exista la posibilidad de recibir dosis efectivas

superiores a 6 mSv por ano oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de los lımites de dosis

equivalentes para el cristalino, la piel y las extremidades de los lımites anuales de dosis, fijados para

los trabajadores profesionalmente expuestos.

Dentro de la zona controlada se establecen,

– Zona de permanencia limitada (trebol de color amarillo): Son aquellas en las que existe el riesgo

de recibir una dosis superior a los lımites de dosis fijados para los trabajadores profesionalmente

expuestos.

– Zonas de permanencia reglamentada (trebol de color naranja): Son aquellas en las que existe

el riesgo de recibir en cortos perıodos de tiempo una dosis superior a los lımites de dosis fijados en

el para los trabajadores profesionalmente expuestos y que requieren prescripciones especiales desde

el punto de vista de la optimizacion.

– Zona de acceso prohibido (trebol de color rojo): Son aquellas en las que existe el riesgo de

recibir, en una exposicion unica, dosis superiores a los lımites de dosis fijados para los trabajadores

profesionalmente expuestos.

• Zona vigilada (trebol de color gris azulado): Es aquella zona en la que, no siendo zona controlada,

exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 1 mSv por ano oficial o una dosis equivalente

superior a 1/10 de los lımites de dosis equivalentes para el cristalino, la piel y las extremidades, de los

lımites anuales de dosis, fijados para los trabajadores profesionalmente expuestos.

53

En una "ZONA CONTROLADA" no es improbable que un trabajador que está habitualmente en ella reciba una dosis de 3/10 de la considerada como máximo anual.

En una "ZONA DE PERMANENCIA LIMITADA" existe el riesgo para un trabajador de recibir una dosis superior al máximo anual.

En una "ZONA DE ACCESO PROHIBIDO" existe el riesgo de recibir de una sola vez una dosis superior a la máxima anual admisible para trabajadores.

En una "ZONA VIGILADA" no es improbable que un trabajador reciba una dosis superior a 1/10, pero es muy improbable que reciba una dosis superior a 3/10 de la dosis máxima anual.

En el caso de que el riesgo sea fundamentalmente debido a una posible irradiación externa. esto querría decir que la fuente seráencapsulada.

En el caso de que nos encontremos con que el riesgo sea fundamentalmente debido a la contaminación, indicando -por tanto-la existencia de fuentes no encapsuladas.

En el caso de que nos encontremos con ambos riesgos asociados, que pueden darse por existir fuentes de ambos tipos o fuentes gamma no encapsuladas.


Tema 4: Detectores de partıculas radiactivas

• Indice

1. Caracterısticas generales de los detectores.2. Detectores de ionizacion gaseosa.3. Detectores de centelleo.4. Detectores de semiconductor.5. Detectores de neutrones. Camaras de fision.6. Estadıstica aplicada a los detectores.

54


4.1 Caracterısticas generales de los detectores.

• Modelo de detector

• Modos de operacion: corriente o impulsos

• Espectros de amplitud de impulsos histograma(espectro). Analizadores multicanales

• Curva de contaje: meseta

• Resolucion en energıa

– Completamente resueltas

– Parcialmente resueltas

– Doblete ocluido

R =FWHM

E0

(INa)

R = FWHM (Ge)

55


4.1 Caracterısticas generales de los detectores.

• Tiempo de resolucion

Areal =Amed

1− Amedτ• Rendimiento: Intrınseco y absoluto

Ri = Ra

Ω

4π• Linealidad

56


4.2 Detectores de ionizacion gaseosa

• Curva generica

• Zonas de trabajo (Ionizacion, proporcional y Geiger)

• Curva caracterıstica de un detector.

• Tipos de detector

1. Camara de ionizacion

2. Contador proporcional

3. Contador Geiger-Muller

57

DETECTORES DE IONIZACIÓN GASEOSA

TIPOS DE RESPUESTA EN LOSDETECTORES DE IONIZACIÓN GASEOSA

CURVA CARACTERÍSTICA. VOLTAJE DE OPERACIÓN

FUNCIONAMIENTO DE UN GEYGER-MÜLLER

TIEMPO MUERTO Y TIEMPO DE RESOLUCIÓN


4.2 Detectores de centelleo

• Tipos de detectores de centelleo,

Tipo Partıculas

SZn(Ag)(5mg/cm2) α, productos de fision

INa(Tl) γ

Organicos fluorescentes β

• Espectro γ obtenido con detector de centelleo.

1. El foton de energıa Eγ,A arranca un e− por efecto fotoelectrico, Ee− = Eγ,A − Eenlace. Este

a su vez pierde energıa al producir excitaciones de otros atomos. Estos atomos (N) se desexcitan

emitiendo cada uno de ellos un foton de energıa Eγ,B.

Ee− = Eγ,A − Eenlace = N Eγ,B

2. Tambien aparece una plataforma a menores energıas que es debida a los fotones que sufren

interaccion Compton, y que muestra una plataforma (plataforma Compton) y el borde Compton.

3. Finalmente aparece un pico de retrodispersion debido a los fotones que chocan con el blindaje,

provocando la emision de rayos-X.

58

DETECTORES DE CENTELLEO. INa(Tl).

DETECTORES DE CENTELLEO. INa(Tl).

ESPECTRO GAMMA CON UN DETECTOR DE INa(Tl).

REAL

INFLUENCIA DE LOS MATERIALES QUE RODEANEL DETECTOR EN EL ESPECTRO.

ESPECTRO GAMMA DEL 207mPb (VIDA MEDIA 0.806 SEC)207mPb Esquema de decaimiento

13/2+____________1633.4 keV- Intensidad(escala logarítmica)

1063-1e4

5695/2-____________569.7 keV

1063-1e3

569

1/2-____________0.0 stable-1e2

-10 569 + 1063

-1 Energía


4.3 Detectores de semiconductor

• Cuando la radiacion incide sobre la union PN excita electrones de la banda de valencia a la de conduccion

(se crea un par electron-hueco). El numero de pares creados depende directamente de la energıa de

la radiacion incidente, por lo que estos detectores funcionan muy bien como espectrometros y tienen

muy buena resolucion.

• La creacion de pares se detecta mediante la aplicacion de un campo electrico.

• La temperatura debe controlarse, ya que los portadores tambien pueden generarse por excitacion

termica, por tanto los semiconductores deben enfriarse para evitar el falseo de las medidas.

• La polarizacion en estos detectores suele estar entre 2000 y 5000 V. Para minimizar las corrientes de

fuga se trabaja a temperatura de N lıquido ( 70 K). Esta especificacion encarece tanto el sistema como

su mantenimiento.

• Los detectores de hiperpuros de Ge (HPGe) son los mas usados; pueden dejarse una temporada sin

usar fuera de su temperatura de funcionamiento sin sufrir ningun dano, al contrario que los de Ge(Li).

Ge(Li) γ (77K)

GeHP γ

Si α y β

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DETECTORES DE SEMICONDUCTOR

+ + región - -

P + - N

+ + intrínseca - -

Una unión P-N de semiconductores colocados en polarización inversa no tiene corriente. La radiación ionizante entra en la zona intrínseca provocandouna conducción temporal. El contador electrónico registra un pulsocorrespondiente a la energía entrante en el detector de semiconductor.

PositivoNegativo

Contador

electrónico

ESPECTRO GAMMA DE UNA MUESTRA CONCs137 y Co60. DETECTOR DE Ge.

ESPECTRO GAMMA DE UNA MUESTRA CON Cs137 y Co60.COMPARACIÓN DE Ge y INa(Tl).


4.4 Detectores de neutrones

• PWR

– Instrumentacion externa

1. Rango fuente: Contador proporcional con BF3.

n10 + B

105 →

(Li

73

)∗+ α → Li

73 + α + γ

2. Rango intermedio: Camara de ionizacion compensada. Revestimiento de B10.

3. Rango de potencia: Camara de ionizacion no compensada.

– Instrumentacion interna: Detectores moviles (Camaras de fision) revestimiento de U3O8 al 90%

de U235

• BWR. Instrumentacion interna

1. Rango fuente (Camaras de fision)

2. Rango intermedio (Camaras de fision)

3. Rango de potencia (Camaras de fision)

60

SIGNIFICADO DE LA DESVIACIÓN CUADRÁTICA MEDIA.INTERVALO DE CONFIANZA.


Estadıstica aplicada a los detectores

• Aplicacion de los modelos estadısticos

1. Comprobacion del funcionamiento

σexp∼= σnormal

2. Aplicacion a una sola medida

Ni ± σi∼= Ni ±

√Ni

• Propagacion de errores A = f (x1, ..., xn)

σA =

[n∑

i=1

(∂f

∂xi

)2

σ2xi

]1/2

• Redondeo del error y la medida experimental.

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Tema 1. Radiactividad y protecci¶on radiologica ... · PDF fileTema 1. Radiactividad y protecci¶on radiologica. Detectores de part¶‡culas radiactivas. Victor Koerting Wiese Departamento