CURSO ACTUALIZACION DE CONOCIMIENTOS PARA MEDICIONES EN EMERGENCIAS

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1 CURSO ACTUALIZACION DE CONOCIMIENTOS PARA MEDICIONES EN EMERGENCIAS LABORATORIO DE RADIACION NATURAL, Saelices el Chico, ENUSA INDUSTRIAS AVANZADAS, 9 de 0ctubre de 2018 Caracterización radiológica de los Green del Laboratorio de Radiación Natural Enrique Correa. RERA-DMA INDICE 1. Introducción. 1. Magnitudes de radiación externa 2. Radiación natural. 2. Tasa de dosis ambiental. 1. Tasa de dosis de origen terrestre. 2. Tasa de dosis de origen cósmico. 3. Tasa de dosis debida a descendientes del radón. 3. Medida experimental de tasa de dosis. 1. Detectores basados en la ionización de un gas 2. Detectores espectrométricos de centelleo o Germanio 3. Detectores de estado solido 4. Detectores termoluminiscentes 4. Medidas de espectrometría. Técnicas 1. Método A: Evaluación del fotopico. 2. Método B: Deconvolución del espectro completo. 3. Método C: Uso de coeficientes de conversión. 5. Caracterización de los Green 1. Descripción. 2. Resultados. 3. Conclusiones. 2 1

2 Introducción Desde el descubrimiento de la radiactividad el ser humano se ha interesado por cuantificar la magnitud de los campos de radiación ionizante que la envuelven, estudiar su interacción con el medio material y determinar sus efectos en los seres vivos. Las fuentes de radiación ionizante responsables de la generación de la radiación a las que está expuesto el ser humano se pueden clasificar en dos grandes grupos: Las fuentes de radiación natural, cuyo origen se encuentra en las fuentes existentes en la naturaleza. Las fuentes de radiación artificial, debidas a la actividad tecnológica del ser humano. Ambas fuentes de radiación están sometidas al mismo sistema de Protección Radiológica. 3 Sistema de PROTECCION RADIOLOGICA (ICRP) Situaciones: Prácticas (Planificadas) Intervenciones (Existentes) Emergencia (Emergencia) Categorías: Trabajadores (Ocupacional) Miembros del publico (Publico) (Exposiciones medicas) (Medio ambiente) Principios de Protección Radiológica: Justificación Optimización Limitación Requisitos: Criterios de Dosis: Niveles de Intervención (Niveles de Referencia) Restricción de dosis Límites de dosis Evaluación.(dosis individual y colectiva) Responsabilidad ( educación y entrenamiento) Transparencia (información consentida y clara) Inclusividad (stakeholders) 4 2

3 Sistema de PR 2.- Criterios Radiológicos La Comisión Internacional de protección radiológica (ICRP) recomienda que se apliquen los principios generales de justificación, optimización y límites de dosis para prácticas asociadas con la actividad humana que puedan aumentar los riesgos de exposición a la radiación. Bajo el principio de optimización, la ICRP incluye el concepto de restricción de dosis. Este criterio, asociado con los individuos, es aplicable a las fuentes. Establece una dosis máxima para los miembros del grupo crítico debido a la existencia de fuentes de radiación en alguna práctica. El concepto de Restricción de dosis no reemplaza la necesidad de optimización, pero se aplican a la planificación de la protección, restringiendo la optimización de la protección de fuentes radiactivas. La Restricción de Dosis no es operativamente relevantes ya que sólo actúan como una condición limitante en la optimización. 5 Sistema de PR 2.- Criterios Radiológicos La introducción del concepto de restricción de dosis es debido a la necesidad de asegurar que no se superan los límites de dosis recomendados 1 msv/año para los miembros del público, cuando la exposición de un grupo crítico al funcionamiento de una fuente particular se añade a la debida a otras fuentes típicas del mismo o de otras prácticas, incluso a escala regional o mundial, garantizando así que el grupo crítico no es deliberadamente expuesto a un riesgo radiológico inaceptable. Las diferentes restricciones de dosis se deben establecer, dependiendo de la práctica, teniendo en cuenta las futuras prácticas, excluidas las fuentes, posibles cambios en los hábitos del grupo crítico y, cuando sea posible, todas las que afecten a dicho grupo crítico. Además, las ventajas e inconvenientes para la sociedad derivados de la utilización de radiación no son equitativas. La limitación de dosis individuales recomendados por la ICRP evita cualquier grave desigualdad que podría provenir la exposición de un grupo crítico debido a una combinación de prácticas. La aplicación de una restricción de dosis tiende a reducir la no equidad derivada de una practica aun más. 6 3

4 Magnitudes y Unidades Se calculan utilizando Q(L) y modelos simples como esferas o prismas validados mediante medidas y cálculos (Esfera ICRU) Magnitud Física: Fluencia de partículas, Kerma, K Dosis absorbida, D Se calculan utilizando W R, W T y modelos antropomórficos Magnitud Operacional: Equivalente de Dosis Ambiental, H*(10) Equivalente de Dosis direccional, H (d, ) Equivalente de Dosis personal, Hp(d) Comparables mediante medidas y cálculos (utilizando W R, W T y modelos antropomórficos Magnitud de Protección: Dosis absorbida en órgano, D T Dosis equivalente a órgano, H T Dosis Efectiva, E -Fluencia, esfera de sección da. (m -2 ): Número de partículas dn incidentes en una dn da -Tasa de fluencia o flujo, fluencia por unidad de tiempo. d dt (m -2 s -1 ): Incremento de la 2 d N dadt 4

5 - Kerma, K (J kg -1 ó Gray, Gy): Cociente entre la suma detr de las energías cinéticas iniciales de las partículas secundarias liberadas por la radiación incidente (sin carga) y la masa del material dm. K detr dm Kerma en un medio material m K m E tr m Coeficiente de transferencia de energía másico En condiciones de equilibrio de partículas cargadas secundarias: No se incluye la radiación de frenado No se incluye la energía que escapa del volumen Coeficiente de absorción de energía másico g es la fracción de la energía perdida por los electrones en forma de radiación de frenado en el aire, aniquilación y excitación de los átomos del medio 5

6 Magnitudes operacionales Equivalente de dosis ambiental, H*(d), en un punto de un campo de radiación, es el equivalente de dosis que se produciría por el correspondiente campo alineado y expandido en la esfera ICRU a una profundidad de d y sobre el radio opuesto a la dirección del campo alineado. La unidad del sistema internacional es Jkg -1, siendo su nombre especial el sievert (Sv). Para radiación penetrante d= 10 mm y la magnitud se escribe como H*(10). Magnitudes operacionales Las magnitudes operacionales para fotones pueden obtenerse a partir del kerma en aire, aplicando los coeficientes de conversión publicados en la norma ISO , mediante las expresiones: H*(10) [Sv] = h* K (10; E) [Sv/Gy] K [Gy] Los valores de los coeficientes de conversión de kerma en aire a equivalente de dosis ambiental (h*k(10)) y de kerma en aire a equivalente de dosis direccional (h*k(0.07)), en función de la energía de los fotones, E, se resumen en la gráfica siguiente. Coeficientes de conversión de kerma en aire a equivalente de dosis ambiental y de kerma en aire a equivalente de dosis direccional para un ángulo de incidencia igual a 0º según la norma ISO

7 Magnitudes de protección Basadas en dosis absorbida en tejidos específicos u órganos Dosis equivalente en tejido u órgano Dosis efectiva T, R : Dosis absorbida debido a radiación R en tejido u órgano T R T : Factor de ponderación de la radiación : Factor de ponderación de tejido. Magnitudes Operacionales vs Magnitudes de Protección Dosis Efectiva *(10) *(10) no es un estimador razonable de E para altas energías El problema debe resolverse para adoptar las recomendaciones de ICRP116 La gráfica muestra la función respuesta para fotones para AP e ISO y H*(10), obtenida a partir de la ICRP-74. Se observa que para energías superiores a 0.1 MeV las respuestas son prácticamente iguales. Por debajo de 0,1 MeV H*(10) sobre estima la dosis (x5) y por encima de 1,2 Mev la subestima. (x 10-4 ) 7

8 Radiación ambiental de origen natural La radiación de origen natural constituye la parte más importante de la radiación que recibe el ser humano. Cabe destacar por ello el interés por cuantificar la magnitud y la variación en el tiempo y el espacio. Esto permitirá evaluar la radiación que el ser humano recibe de las fuentes naturales y poder determinar el impacto de otras fuentes de radiación de origen artificial. Existen diversas fuentes naturales, responsables de la emisión de radiación ionizante: 1. Fuentes externas de origen extraterrestre, denominadas rayos cósmicos. 2. Fuentes externas de origen terrestre constituidas por radionucleidos presentes en la corteza terrestre y en el aire. 3. Fuentes internas, constituidas por radionucleidos incorporados al cuerpo humano por ingestión o inhalación. 15 Radiación cósmica Se entiende por radiación cósmica aquella cuyo origen se debe directa o indirectamente a la radiación que proviene del espacio extraterrestre y que incide en la atmosfera terrestre. La radiación que proviene directamente del espacio exterior se denomina radiación cósmica primaria. Es prácticamente constante. Y depende de la latitud geomagnética (mayor en los polos que en el ecuador) y de los ciclos solares (cada 11 años). Cuando la radiación primaria interacciona con los núcleos atómicos de la atmosfera, las partículas secundarias y la radiación electromagnética generada se denomina radiación cósmica secundaria y a los radionucleidos producidos radionucleidos cosmogénicos. ( 3 H, 14 C, 7 Be, 22 Na, 24 Na) Interacción de la radiación cósmica primaria con la atmosfera. Radiación primario compuesta de: Protones (90%) con un rango energético entre 1 Mev y MeV con un máximo en 300 MeV Iones de He (10%) Partículas pesadas, electrones, fotones y neutrinos 16 8

9 Radiación terrestre La radiación ionizante terrestre de origen natural existe desde la formación del planeta Tierra. La fuente de esta radiación se debe a los denominados radionucleidos primordiales que consisten en núcleos radiactivos presentes en la corteza e interior de la Tierra desde su formación, junto con sus posibles descendientes radiactivos. Los radionucleidos primordiales se dividen en dos grandes grupos: Radionucleidos sin descendientes radiactivos, su contribución a la dosis ambiental está relacionada con su abundancia en la naturaleza, su periodo de semidesintegración y su participación en los procesos biológicos del organismo humano. De todos los que contribuyen significativamente a la dosis ambiental son el 40 K y el 87 Rb. Radionucleidos que pertenecen a una de las cuatro series radiactivas. 1. Serie del Torio 232 Th 2. Serie del Uranio 238 U 3. Serie del Actinio 235 U 4. Serie del Neptunio 237 Np, tiene por radionucleido inicial al 241 Pu con un periodo de semidesintegración de 13.2 años. Esta serie debe su nombre al descendiente que posee el periodo de semidesintegración mas largo (1,6 x 10 5 años) el 237 Np. Del conjunto de componentes de la cadena de desintegración solo permanece en la Tierra en cantidades significativas el descendiente estable 209 Bi que es el ultimo componente de la serie. 17 Radiación terrestre Serie del 238 U El uranio natural que se encuentra en la tierra está compuesto por cuatro isótopos de número atómico 230, 234, 235 y 238. La abundancia isotópica del 238 U es de 99,275 % generalmente en equilibrio con el 234 U. El periodo de semidesintegración del 238 U es de 4,4638 x 10 9 años. Se desintegra por emisión alfa generando una cadena de desintegración que puede agruparse en 5 grupos. Cabe destacar el caso especial del descendiente radiactivo 222 Rn (Radón) que en condiciones normales es un gas, por lo que existirá mezclado con los gases de la atmosfera. 18 9

10 Radiación terrestre Serie del torio 232 Th El 232 Th, posee un periodo de semidesintegración de 1,405 x años. Se desintegra por emisión alfa generando una cadena de descendientes que se pueden agrupar en 3 grupos. Cabe destacar el caso especial del descendiente radiactivo 220 Rn (Torón) que en condiciones normales es un gas. 19 Radiación terrestre Serie del 235 U El 235 U, posee un periodo de semidesintegración de 7,037 x 10 8 años. Se desintegra por emisión alfa o en menos proporción por fisión espontánea, generando una cadena de descendientes que se pueden agrupar en 5 sub-series. Cabe destacar el caso especial del descendiente radiactivo 219 Rn (Actinón) que en condiciones normales es un gas. Su importancia radiológica es insignificante debido a su corto periodo de semidesintegración y el de sus descendientes que es varios ordenes de magnitud inferior a los procesos de transporte atmosféricos

11 Radón atmosférico De las series radiactivas entre sus descendientes se encuentran los isotopos radiactivos del Rn: 222 Rn (serie 238 U) se denomina radón (3,8 días de periodo de semidesintegración) 220 Rn (serie 232Th ) se denomina torón (55 segundos de periodo de semidesintegración) 219 Rn (serie 235 U) se denomina actinón (4 segundos de periodo de semidesintegración) Todos se encuentran en estado gaseoso en condiciones normales de presión y temperatura y su capacidad de reaccionar para formar compuestos moleculares es muy pequeña, al ser gas noble. Ello permite que una vez producido en el interior de la corteza terrestre, posea la capacidad de alcanzar la atmósfera por difusión molecular o convención a través del terreno. Debido a que los procesos de difusión y convención en el terreno, y los procesos atmosféricos tienen unos tiempos de evolución muy superiores al periodo de semidesintegración del torón, y en mayor grado del actinon, estos isótopos del radón no serán de gran interés radiológico en lo que respecta a su presencia en la atmosfera. Los descendientes del radón se pueden dividir en dos grupos en función del periodo de semidesintegración: 1. Descendientes de vida corta 218 Po, 214 Pb, 214 Bi y 214 Po. 2. Descendientes de vida larga 210 Pb, 210 Bi y 210 Po. En el caso del torón solo existen de vida corta siendo el 212 Pb el de mayor periodo con 10,6 h. 21 Radón atmosférico: Procesos que afectan a la concentración de descendientes del radón en la atmósfera. 1. Emanación y transporte de radón y torón en materiales. a. Emisión de radón de las partículas de roca a los poros del aire que existe entre ellas. b. El transporte del radón a través de los poros hasta la atmósfera Distribución de radón, torón y descendientes en la atmósfera. Formación de aerosoles con descendientes radiactivos Depósito de los descendientes del radón en superficies. En condiciones de flujo turbulento de aire el mecanismo de deposito puede dividirse en: a. Transporte hacia la superficie a través de la atmosfera. b. Depósito por precipitación en función del diámetro de las partículas y la estructura y rugosidad de la superficie

12 Tasa de dosis ambiental. La tasa de dosis ambiental de origen natural se puede descomponer tal y como hemos visto en tres factores: 1. Tasa de dosis de origen terrestre 2. Tasa de dosis de origen cósmico 3. Tasa de dosis debida a descendientes del radón. 4. Durante los periodos húmedos la lluvia deposita descendientes del radón sobre el terreno y otras superficies expuestas a ella, lo que provoca un incremento del campo de radiación gamma ambiental. Debido a este fenómeno la expresión anterior se debe añadir un termino mas correspondiente a la dosis debida a los descendientes del radón en el agua de lluvia. En estos casos además la humedad del suelo actuará como blindaje frente a la radiación terrestre, lo que reducirá la dosis debida a este factor. En estos casos la tasa de dosis ambiental será: 23 Problema de la medida experimental de tasa de dosis de origen terrestre. En las medidas in situ reales, están afectadas de: 1. Los radionucleiodos no tienen porque estar distribuidos homogéneamente, y en particular no lo están en suelos alterados. 2. Los descendientes del radón y del toron generados por exhalación se pueden acumular cerca de la superficie resultando como consecuencia una sobreestimación de las series del U o del Th de la que presenta en realidad. 3. Las condiciones meteorológicas pueden influir en la atenuación de la radiación gamma que llega al detector (humedad) o el transporte de Rn (lluvia). 4. Los micro relieves o rugosidad del suelo (vegetación) atenuará la radiación gamma que llega al detector y que puede ser diferente en comparación con la geometría ideal de suelo plano. Por todo esto es imprescindible contar con un escenario caracterizado y estable que permita realizar verificaciones en escenario real de la tasa de dosis ambiental de origen natural

13 Tasa de dosis de origen terrestre. La exposición terrestre a la radiación gamma se produce debido a los radionucleidos naturales presentes en la corteza terreste. Como se ha comentado los radionucleidos mas importantes que contribuyen son el 238 U (serie del), el Th 232 (serie del) y el 40 K. Los factores de conversión a dosis se obtienen por simulación con códigos de Monte Carlo bajo unas condiciones definidas para la interacción de los fotones con el volumen del suelo considerado. De forma general se considera un suelo con una distribución uniforme de los radionucleidos. En este caso la totalidad de la radiación proviene de los primeros 50 cm de profundidad. Estos factores de conversión han sido diferentes en función de los diferentes métodos de calculo y aproximaciones realizadas: Factores de conversión para una distribución homogénea de radionucleidos naturales en el suelo (ngy/h)/(bq/kg) Para radiación natural se utiliza el valor de h* K (10; E) [Sv/Gy] = Tasa de dosis de origen cósmico. La tasa de dosis cósmica es mas o menos estable tal y como se ha comentado. La intensidad y el espectro de esta radiación también depende de la atenuación producida por la masa de aire situada por encima del detector. La masa de aire depende de la altura sobre el nivel del mar y las condiciones ambientales. Como la presión ambiental depende de la masa de aire suele usarse esta para estimar cuantitativamente la atenuación de la radiación cósmica. G. Cortes (2001) obtuvo la siguiente expresión experimental: K. O Brian, Siendo p la presión ambiental en hpa y Dc la radiación cósmica en ngy/h. Otras expresiones: AIRDOS U. Stöhlker Murith and Gurtner,

14 Tasa de dosis debida a descendientes del radón. El tercer componente de la tasa de dosis ambiental es el originado por los descendientes del radón presentes en la atmosfera, que se encuentran adheridos a los aerosoles en suspensión, y los que se encuentran depositados en las superficies expuestas al depósito seco de los mismos. La tasa de dosis debida a descendientes del radón se ve afectada a su vez por varios factores como: 1. Factor de equilibrio entre el radón y sus descendientes. ( 0.6 en exteriores, UNSCEAR 2000, 2008) 2. Variación con la estabilidad atmosférica. (turbulencia). 3. Variación con la dirección y velocidad del viento. 4. Otros factores como la radiación solar, humedad absoluta del aire o presión absoluta. La tasa de dosis ambiental asociada al radón proviene de sus descendientes emisores de radiación gamma. Esta componente se puede expresar de la siguiente forma: siendo a r una constante de proporcionalidad y C r la concentración de descendientes del radón (EER)., Smetsers and Blaauboer (1997ª) proponen un valor para a r de 0.5 (nsv/h)/(bq/m 3 ) de concentración de descendientes. Teniendo en cuenta un valor promedio del Factor de equilibrio en 0.6, esta constante de proporcionalidad se convierte en 3 nsv/h por cada 10 Bq/m 3 de Radón en aire. Dicho valor se obtiene a partir de simulaciones de Monte Carlo mediante inmersión de un individuo en una nube con diferentes concentraciones de Rn y utilizando los factores de conversión adecuados. 27 Medida experimental: Tasa de Dosis Si se sitúan varios equipos de medida distintos sometidos a la acción de campos de radiación idénticos podemos observar diferencias en las lecturas obtenidas. Esto es debido a que cada instrumento posee una respuesta distinta a los diversos campos de radiación y además no todos los equipos miden las mismas componentes de la tasa de dosis ni en las mismas magnitudes. Los factores responsables de estas discrepancias en las medidas son: 1. Respuesta frente a la radiación cósmica. 2. Fondo intrínseco del instrumento. 3. Respuesta en relación a la energía de la radiación incidente. 4. Respuesta direccional 5. Tiempo muerto. 14

15 Medida experimental: Tasa de Dosis Tasa de dosis = f (Señal, Cantidad, Calibración, Fondo, Radiación cósmica, Energía de los fotones, Respuesta angular, otros) Si llamamos k al factor de calibración del equipo (para 137 Cs o 226 Ra) la dosis medida por el equipo será: ) Medida experimental: Tasa de Dosis Asumiendo que: Con poca incertidumbre que R terrestre para radionucleidos naturales es prácticamente igual que para los radionucleidos artificiales y que la dosis externa debida a la contribución del radón en aire es prácticamente despreciable (D r ). Por la lógica de la calibración, k. R terrestre 1 y Considerando el termino k. N o = Fondo intrínseco del detector. Por tanto: Es necesario caracterizar en cada instrumento 1. El fondo intrínseco ). 2. La respuesta frente a la radiación cósmica. 15

16 Medida experimental: Tasa de Dosis La instrumentación utilizada la podemos dividir en cuatro grandes grupos: 1. Detectores basados en la ionización de un gas 2. Detectores espectrométricos de centelleo o Germanio 3. Detectores de estado solido 4. Detectores termoluminiscentes. Estado solido Ionización gaseosa Espectrómetros Equipos de medida: Ionización Gaseosa (RSS-131) La cámara de ionización de alta presión Reuter-Stokes RSS-131 es un equipo de medida de la radiación construido en un contenedor único, capaz de medir en un rango comprendido entre 0 y 10 R/h (87,64 Gy/h). El sistema está formado por tres partes principales: El microprocesador. El electrómetro. La cámara de alta presión (HPIC). 16

17 Cámara de ionización de Alta Presión (HPIC) El detector está construido a base de una esfera de 25,4 cm (10 ) de diámetro de acero inoxidable de un espesor de 2,37 gcm -2 que contiene argón ultra puro a una presión de 2,5 MPa (25 atm). El electrodo de recolección es una esfera de 5 cm de diámetro (2 ) soportado por un dedo de 0,6 cm de diámetro. El electrodo está conectado a la pared de la cámara en el centro del aislamiento formado por una unión triaxial metal-cerámica. La mitad del conductor de este aislamiento sirve como anillo de guarda y se mantiene como un verdadero circuito de tierra. Fondo intrínseco y respuesta a la radiación cósmica. El fondo intrínseco de esta cámara es debido a la contaminación interna de los materiales de construcción del detector. Al trabajar a alta presión la radiación alfa que proviene de los radionucleidos naturales del material de construcción, favorece la recombinación de los iones generados por las partículas alfa, eliminando prácticamente cualquier contribución a la dosis. Es despreciable Respecto a la radiación cósmica se estima su contribución en función de la presión ambiental de acuerdo a la expresión dada por G. Cortés: [ngy/h] 17

18 Respuesta energética. Respuesta HPIC (10 ", 25 atm, Argón) , Energia (kev) La respuesta no es plana en todo el rango de medida y la capacidad de medir la radiación gamma cae bruscamente por debajo de 60 kev. El resultado es que en la medida de la radiación de algunos isótopos se sobreestima y para otros será menor comparada con la medida estándar equivalente a aire. Estas diferencias no son grandes y en la mayoría de las aplicaciones no se deberían considerar. La principal razón para esto es que para poder aplicar una corrección es necesario conocer la energía de los fotones que inciden en la cámara. Si se conociera el espectro se puede aplicar un factor de corrección. Respuesta direccional. Una de las grandes ventajas de la HPIC es su respuesta angular uniforme a la incidencia de fotones. Esto es debido a la forma esférica de la cámara. Esta direccionalidad se ve afectada por el diseño del empaquetado y los componentes internos del sensor. Como resultado de ello la grafica de respuesta de la figura muestra una reducción del 2% en la señal en la dirección del montaje de las patas de sujeción, de la base del sensor. 18

19 Magnitud de medida y Unidades. La cámara de ionización mide exposición. En la actualidad, la magnitud exposición dada en unidades de R o C/kg, se la reemplaza por la magnitud kerma en aire y su correspondiente unidad, el Gy. Ambas magnitudes se relacionan mediante la expresión: e X K air 1 g air W,donde e es la carga del electrón, W es la energía media necesaria para producir en el aire seco un par de iones y g air es la fracción de la energía perdida por los electrones en forma de radiación de frenado en el aire. En condiciones de equilibrio electrónico relativo, ambas magnitudes vienen relacionadas a efectos prácticos por la expresión: W D air X e La equivalencia numérica se traduce en D air (Gy) = 33,97 X (C/Kg). Y en unidades especiales: D air (Gy) = 8,765 x 10-3 X (R). Equipos de medida: Ionización Gaseosa Contador Proporcional Equivalente a Tejido HAWK TEPC. Microdosimetría, mediante la simulación de un masa equivalente a tejido microscópica a partir de una cavidad macroscópica llena de gas equivalente a tejido de baja densidad. Para simular un determinado diámetro microscópico (pe 2 µm) es necesario ajustar la presión interna del gas en función de la geometría de la cavidad y de la composición del gas. Asumiendo que la composición atómica del gas y las paredes del detector son iguales y que el poder de frenado másico es independiente de la densidad la presión del gas en una cavidad esférica es: Características del TEPC HAWkS: Siendo la densidad, d el diámetro, subíndice 0 referido a las condiciones normales del gas y con subíndice t las relativas al volumen microscópico de tejido. De acuerdo a la teoría de la cavidad de Bragg Gray, la ionización producida en una pequeña cavidad de un medio irradiado está directamente relacionada con la energía absorbida en ese medio como resultado de la exposición a dicha radiación. Diámetro = 12,57 cm (4,95 ) Detector tipo Rossi Paredes A150 Plástico conductor equivalente a tejido de 0,21 cm. Gas Propano (99,7 % (C 3 H 8 ) a 7 Torr de presión. Volumen equivalente de tejido = 2 µm. Obtiene el espectro LET desde 0 a kev/ µm (Hi LET). Y otro extendido de 0 a kev/µm (Low LET), cada minuto. Convierte el espectro LET en dosis absorbida y dosis equivalente. 19

20 Contador Proporcional Equivalente a Tejido HAWK TEPC. Electrones y muones Protones Nucleos pesados de retroceso + Dosis equivalente en un punto Fondo intrínseco y respuesta a la radiación cósmica. El fondo intrínseco de esta contador proporcional es debido a la contaminación interna de los materiales de construcción del detector. Al trabajar a alta presión la radiación alfa que proviene de los radionucleidos naturales del material de construcción, favorece la recombinación de los iones generados por las partículas alfa, eliminando prácticamente cualquier contribución a la dosis. Es despreciable Respecto a la radiación cósmica se estima su contribución en función de la presión ambiental de acuerdo a la expresión dada por F Wissmann*: [nsv/h] *Radiation exposure at ground level by secondary cosmic radiation F. Wissmanna;, V. Dangendorfa, U. Schreweb. Radiation Measurement

21 Detector espectrométrico semiconductor (HPGe) El detector de Germanio ultrapuro (HPGe) necesita ser enfriado a la temperatura del nitrógeno líquido. Está montado sobre un Dewar de 8 L de capacidad en el que se encuentra el criostato que está unido al detector. El detector permite ser orientado hacia arriba o hacia abajo, según se requiera realizar las medidas. El cambio de orientación se puede realizar sin que haya pérdidas del nitrógeno líquido. El detector y su recipiente contenedor de nitrógeno líquido, se montan sobre un carro que facilita el transporte. Sobre éste se pueden colocar una serie de blindajes de plomo (diez blindajes) y 2 colimadores. También puede ser montado sobre un trípode. La electrónica que va acoplada a este equipo es un analizador multicanal InSpector 2000 de CANBERRA y los espectros se son tratados con un programa de análisis de espectrometría gamma Genie-2k (versión 3.2.1) del mismo fabricante. Eficiencia relativa: 45%. Resolución: 1,8 kev (FWHM) a 1,33 MeV. 0,900 kev (FWHM) a 122 kev. Relación Pico/Compton: 63:1 Características físicas: Geometría coaxial con un extremo abierto, cerrado del lado de la ventana. Diámetro: 63,3 mm Longitud: 62,2 mm Distancia hasta la ventana (lado exterior): 6 mm La interacción de los muones cósmicos ( GeV) con los detectores de Ge es la mayor responsable del contaje en la ventana 3-4 MeV. 250 Serie U-238 Serie Th-232 K-40 Cs-137 Cósmica Altitud, m 21

22 Detectores espectrométricos: centelleo (Medidor portátil con detector de LaBr 3 (Ce) y NaI(Tl)) El identificación de radionucleidos CANBERRA InSpector 1000 es un monitor portátil; va acompañado de una sonda de CANBERRA con dos sondas: 1.- IPROL-1 de centelleo de bromuro de lantano dopado con Cerio. (LaBr 3 (Ce)). 2.- IPRON-3. La sonda de NaI (Tl) de 3 3, que presenta una sensibilidad referida a 137 Cs de cps/mrem.h -1 ± 3,5 %, y una sensibilidad del 6,6 % a 662 kev. Las sondas de bromuro de lantano presentan una resolución en energías superior a las sondas de NaI (Tl). Para esta sonda, CANBERRA introduce la patente de estabilización sin fuente. Para evitar llevar una fuente para la re-calibración y estabilización del dispositivo cada vez que hay un cambio de temperaturas, el equipo lo soluciona mediante un control automático de la ganancia a prueba de cambios bruscos de temperatura. El resultado es una respuesta uniforme para todo el rango de temperaturas. Equipos de medida: Espectrometría (Medidor portátil con detector de LaBr 3 (Ce) y NaI(Tl)) Fondo intrínseco La desintegración del 138 La contenido en el detector se produce en dos formas distintas: 1.- Captura electrónica (65,2%) pasando tras este proceso, al primer nivel de excitación del 138 Ba, seguida de una emisión gamma de kev generado en su des-excitación, pasando a una situación de átomo estable. Además, inducido por este proceso de captura electrónica se emiten Rayos X característicos de las capas K, K, L y M (con energías promediadas iguales a 32.1 kev, 36.4 kev, 5 kev y 1 kev, respectivamente) durante la relajación del átomo. Este proceso en cascada se produce dentro del cristal, por lo que la energía de unión del electrón capturado en la capa K del Ba, 37.4 kev, se suma a la energía de la radiación gamma ( kev) produciendo un pico resultante de 1473 kev. Sin embargo, los rayos X de la capa K del Ba tienen cierta probabilidad de escapar del detector, por lo tanto se producen también picos de escape de 1441 kev. Debido a la limitada resolución en energía del detector, estos picos se solapan y únicamente se puede apreciar en el espectro, una perturbación a la izquierda del pico principal de 1473 kev. 2.- Transición - (34.8%) al primer nivel excitado del 138 Ce que lleva asociado un espectro continuo, que se extiende hasta 258 kev seguido de una emisión gamma de kev procedente de la des-excitación del 138 Ce. Esta cascada genera un espectro continuo desplazado entre kev hasta 1047 kev (25). 22

23 Equipos de medida: Espectrometría (Medidor portátil con detector de LaBr 3 (Ce) y Nai(Tl)) Fondo intrínseco kev 1470 kev Espectro de fondo para estimación de la contaminación intrínseca del detector Los resultados indican que para un detector de 1.5 x1.5 como el utilizado le corresponde una actividad de 66.5 Bq de 138 La, evaluado a partir del fotopico correspondiente a la energía de 1470 kev. Esta actividad se obtiene para un valor del área del fotopico indicado de 2.90 s -1. H*(10) = 75,90 ± 0,05 nsv/h La contribución a la radiación cósmica se estima en 3,0 ± 0,7 nsv/h. Equipos de medida: Detectores de estado solido Espectrómetro LET Liulin-4S El Liulin es un detector activo que utiliza un diodo de silicio como volumen sensible. Mide el espectro de energía depositado, el flujo y la dosis en campos de radiación mixtos, mediante la detección de la energía, impartida en el volumen activo. El espectro tiene una resolución de 256 canales y es utilizado para obtener la dosis absorbida en Silicio. D Si, con la siguiente expresión. Donde i es el centro del rango energético de la energía impartida i, N i, es el numero de eventos correspondientes al rango i, y m = 1,398 x 10-4 kg es la masa del diodo de silicio. La relación entre el numero de canal y la energía depositada en el detector se asume lineal con la siguiente relación, E = *C El equivalente de dosis ambiental (H*(10)) se obtienen a partir de la siguiente expresión: H*(10) = k baja.d baja + k alta D alta Donde k baja y k alta son los coeficientes de calibración que se obtienen experimentalmente en el laboratorio de calibración. Para obtener dichos factores de calibración se han sometido los Liulin a irradiaciones en los laboratorios de calibración gamma y neutrones del CIEMAT con haces calibrados de acuerdo a los procedimientos internos. La obtención de los coeficientes de calibración se ha realizado mediante la aplicación de la siguiente relación: k baja =H*(10*)/D baja y k alta =H*(10) neutron /D alta. 23

24 Equipos de medida: Detectores termoluminiscentes (TLD) Los dosímetros TLD, consisten en sistemas pasivos para la determinación de la dosis debida a radiación ionizante. La principal ventaja es que son muy económicos, no requieren soporte eléctrico para funcionar y sus dimensiones son muy reducidas. No permiten ver variaciones temporales y realizan una medida integrada de la dosis, que se obtiene tras una lectura a posteriori. La respuesta energética de estos dosímetros puede considerarse casi constante entre 10 kev y 10 MeV oscilando entre 1.25 y 0.8 respecto a la calibración para 60 Co. La respuesta direccional suele ser isótropa, cuando no se disponen de blindajes que la condicionen. En todo caso como la calibración se realiza con haces unidireccionales mono energéticos, es necesario verificar el comportamiento de estos dispositivos en las medidas ambientales en campo. Es común sobreestimar el valor de la dosis por este motivo. Los efectos de autoirradiación y dosis de transito se deben corregir mediante el uso de varios dosímetros blanco que permiten restar la contribución de los diferentes efectos. Medida de espectrometría : Técnicas La potencia de la EGIS se basa en el hecho de que un detector de radiación situado sobre un terreno mide la radiación gamma de todas las fuentes presentes en un área circundante de varios cientos de metros cuadrados. 24