MÓDULO III MAGNITUDES Y MEDIDA DE LA RADIACIÓN PRESENTACIÓN 5 MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS

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1 MÓDULO III MAGNITUDES Y MEDIDA DE LA RADIACIÓN PRESENTACIÓN 5 MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS

2 GENERALIDADES SOBRE MAGNITUDES (I) MAGNITUD. Cualquier característica o propiedad de un cuerpo que se puede medir. MEDIDA. La evaluación concreta de la magnitud. UNIDAD. Patrón de medida. Referencia para establecer el valor de la magnitud. SISTEMA DE UNIDADES. Conjunto reducido de unidades patrón de magnitudes fundamentales sujetas a ciertos criterios generales, de las cuales derivan las demás magnitudes. SISTEMA INTERNACIONAL O MKS Basado en 7 magnitudes fundamentales Longitud (metro) Masa (Kilogramo) Tiempo (segundo) I.Corriente (amperio) Temperatura (kelvin) I.Luminosa (candela) Cantidad de sustancia (mol) La legislación europea prescribe el 1 de enero de 1986 que en las mediciones radiológicas se usen obligatoriamente las unidades del Sistema Internacional de medidas.

3 MAGNITUDES EN DOSIMETRÍA (I) EXPOSICIÓN Exposición es el cociente: dq X dm dq es la carga total de los iones de un solo signo producidos en aire, cuando todos los e - liberados por los fotones absorbidos en la masa dm hayan sido detenidos completamente en el seno del aire Unidad especial : Roentgen (R). Unidad del S.I. : Culombio/Kilogramo (C/Kg) Es la exposición producida por un haz de radiación X ó γ que absorbido en 1 Kg. de masa de aire seco en condiciones normales de presión y temperatura, libera 1 culombio de carga de cada signo. Relación entre unidades antiguas y del S.I. - 1 C / Kg. = 3876 R - 1 R = 2.58x10-4 C / Kg.

4 MAGNITUDES EN DOSIMETRÍA (II) EXPOSICIÓN (Observaciones) Se definió antes la unidad (Roentgen) que la propia magnitud. Hace referencia únicamente al poder de ionización de la radiación X ó γ en un medio específico (aire). El efecto medido (ionización en aire) es de escaso interés para el estudio de los efectos producidos por las radiaciones en los tejidos. Existen problemas de medición de la exposición para energías de fotones de unos pocos kev y por encima de varios MeV (difícil mantener en estas situaciones condiciones de equilibrio). Es una magnitud de paso hacia la Magnitud Dosis Absorbida. Dificultad de utilizar la unidad del SI ( C/Kg) por su gran dimensión y difícil relación con el Roentgen ( R ).

5 MAGNITUDES EN DOSIMETRÍA (IV) DOSIS ABSORBIDA Dosis absorbida es el cociente: D d dm Donde dε es la energía media impartida por la radiación ionizante y absorbida en una cantidad de masa dm de un material específico. Unidad especial: Rad. Unidad del S.I. : Gray (Gy). (J/Kg) 1mGy = 10-3 Gy; 1 μgy= 10-6 Gy. Relación entre unidad especial y unidad del S.I. - 1 Gray = 100 rad - 1 rad= 10-2 Gy = 1cGy TASA DE DOSIS ABSORBIDA Variación de la dosis absorbida dd en un pto. de un material en un intervalo de tiempo dt. D dd dt Unidad especial: rad / s - Se utilizan submúltiplos rad/h; mrad/h. Unidad del S.I. : Gy / s - Se utilizan submúltiplos : mgy/h; μgy/h.

6 MAGNITUDES EN DOSIMETRÍA (V) DOSIS ABSORBIDA (Observaciones) Es la magnitud dosimétrica de mayor interés. Hace referencia a la energía impartida por la radiación ionizante de cualquier tipo y absorbida en un punto de un material específico. El efecto medido es de gran interés para estudios de radiobiología y protección contra las radiaciones. Fácil relación entre las unidades antiguas y las del S.I. Es una magnitud que se relaciona de forma sencilla con otras magnitudes (Exposición, Dosis Equivalente, etc.). Es el pilar básico para el cálculo de las magnitudes limitadoras y operacionales.

7 EQUIVALENTE DE DOSIS EN UN PUNTO Unidad especial: Rem (*). MAGNITUDES EN RADIOPROTECCIÓN (I) H = D Q Unidad SI : J/Kg. Sievert (Sv). (*) Relación entre ambas unidades: 1 Sv = 100 rem D= Dosis absorbida en un pto. de un material Q = factor de calidad de la radiación. Factor de calidad Q.- Q es una constante adimensional que pondera la efectividad biológica de la calidad de radiación. (Se calcula observando la distribución de la energía a nivel microscópico : LET). (*) Al ser Q una constante sin dimensión, la unidad de dosis equivalente del SI es también J/kg. Para distinguir las unidades de Equivalente de Dosis, H, de las de Dosis Absorbida, se utilizan nombres propios diferentes (Sievert y Gray respectivamente).

8 MAGNITUDES LIMITADORAS (I) DOSIS EQUIVALENTE EN ORGANO: H T H T = R w R D T,R Unidad SI: Sievert (Sv). - D T,R.- Es la dosis absorbida promediada sobre el tejido u órgano T procedente de la radiación R. - w R.- Factor ponderal de la radiación R. Constante adimensional que pondera la radiación incidente en el órgano ó tejido. Calculado a partir de la observación del LET. Tipo de radiación Fotones 1 Electrones y muones 1 Protones y piones cargados 2 Partículas alfa, fragmentos de fisión, núcleos pesados Neutrones w R 20 Una curva continua en función de la E n Factor de ponderación para neutrones (ICRP 103, 2007)

9 DOSIS EFECTIVA (E) E= T w T H T La Dosis Efectiva E es la suma de las dosis ponderadas en todos los tejidos y órganos del cuerpo especificados en la normativa (RPSCRI Anexo II) a causa de irradiaciones internas y externas. Unidad SI: Sievert (Sv). - H T es la dosis equivalente en un tejido u órgano T - w T es el factor de ponderación del tejido. FACTORES DE PONDERACION DEL TEJIDO (ICRP-103, 2007) Tejido / órgano w T Σw T Gónadas 0,08 0,08 Médula ósea, colon, pulmón, estómago, mama y resto del organismo 0,12 0,72 Vejiga, esófago, hígado y tiroides 0,04 0,16 Superficie ósea, cerebro, glándulas salivales, piel 0,01 0,04

10 DOSIMETRÍA A PACIENTES Dosis en órganos Permite estimar con precisión el riesgo que tendráelpacientecomoconsecuenciade la irradiación. En radiodiagnóstico, las diferentes edades de los pacientes y las altas dosis que se pueden alcanzar en algunos órganos, hace que éste parámetro sea el utilizado por la mayoría de los países de la CE para la estimación del riesgo. Estas dosis sólo se pueden medir directamente en órganos superficiales como mama, tiroides o testículos. Para la medida directa de dosis en órganos profundos, tales como útero o pulmón, hay que recurrir al uso de maniquíes que simulan el cuerpo humano y sobre los que se hace una reproducción de la exploración radiológica con idéntico protocolo al que se utilizará para pacientes.

11 DOSIMETRÍA A PACIENTES Dosis efectivas características de la radiación ionizante procedente de las técnicas habituales de diagnóstico por imagen

12 TEMA 5 MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS

13 MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS 1.- INTRODUCCIÓN 2.- GENERALIDADES SOBRE MAGNITUDES RADIOLÓGICAS 3.- DOSIMETRÍA 3.1 Exposición 3.2 Kerma 3.3 Dosis absorbida 3.4 Transferencia lineal de energía 4.- RADIOPROTECCIÓN 4.1 Equivalente de dosis en un punto, H 4.2 Magnitudes limitadoras Dosis equivalente en un órgano, H T Dosis efectiva, E 4.3 Magnitudes operacionales Equivalente de dosis ambiental Equivalente de dosis personal 5.- RELACIÓN ENTRE EXPOSICIÓN Y DOSIS ABSORBIDA EN UN MATERIAL 6.- DOSIMETRÍA DE LOS PACIENTES 6.1 Dosis Integral (Energía impartida) 6.2 Dosis a la entrada del paciente 6.3 Dosis en órganos 7.- REFERENCIAS

14 1. INTRODUCCIÓN La necesidad de establecer normas de protección contra los efectos biológicos perjudiciales de las radiaciones ionizantes, se hizo patente a los pocos meses del descubrimiento de los rayos X por Roentgen en 1895, y al comienzo del trabajo con elementos radiactivos en Como consecuencia del trabajo con radiaciones ionizantes, algunos operadores en este campo comenzaron a manifestar efectos nocivos. El análisis de síntomas patológicos de un conjunto de radiólogos, permitió establecer en 1922 que la incidencia de cáncer en este grupo de trabajo, era significativamente más alta respecto a otros médicos, circunstancia que demostró la peligrosidad de las radiaciones ionizantes y la necesidad de establecer normas específicas de radioprotección. Para caracterizar de forma cuantitativa y precisa las radiaciones ionizantes y sus posibles efectos es necesario disponer de un conjunto de magnitudes con sus correspondientes unidades. En vista de lo anterior, no es sorprendente que haya un gran número de magnitudes para dosimetría de radiaciones y protección radiológica, en comparación con otros campos de la física. Esto es consecuencia por una parte de la naturaleza compleja de los fenómenos considerados y por otra del intento de definir magnitudes que midan no solamente propiedades físicas (tales como carga, energía o número de partículas) sino que tengan en cuenta los posibles efectos biológicos y el riesgo potencial debido a las radiaciones ionizantes. Desde la creación de la Comisión Internacional de Unidades y Medidas de la Radiación (ICRU) en 1925, esta comisión se ocupa de la definición formal de las magnitudes y unidades radiológicas así como de desarrollar recomendaciones internacionalmente aceptables acerca del uso de dichas magnitudes y los métodos adecuados de medida. Por otra parte, la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), fundada en 1928 por la Sociedad Internacional de Radiología (ISR) y modificada con su nombre actual en 1950, se ocupa de establecer recomendaciones similares en relación con la protección radiológica. La definición formal y una descripción completa de las magnitudes fundamentales utilizadas en dosimetría de radiaciones y en protección radiológica puede encontrarse en los informes ICRU 60 (ICRU, 1998) e ICRU 51 (ICRU, 1993), así como en el Anexo A de la publicación ICRP 60 (ICRP, 1991). La definición utilizada en la legislación española (tomada o traducida de los documentos anteriores) se encuentra en el Anexo I del Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes. Tras la reciente publicación de las nuevas recomendaciones de ICRP, ICRP 103 (2007) se espera la aparición de un nuevo Real Decreto con ligeras modificaciones sobre el anterior de La legislación europea establece que desde el 1 de Enero de 1986 las mediciones de radiaciones ionizantes se expresen en unidades del Sistema Internacional (SI). El hecho de que se citen en este documento las unidades antiguas obedece únicamente a la existencia de instrumentación de medida con escalas o mostradores expresados en ese tipo de unidades 3/14

15 2. GENERALIDADES SOBRE MAGNITUDES RADIOLÓGICAS Todas las magnitudes en el campo de la Radiología se pueden clasificar en cinco categorías: a) Radiometría, que trata con magnitudes asociadas a un campo de radiación. Tales son, cantidad (fluencia de partículas) y calidad (distribución espectral) de un haz de radiación. b) Coeficientes de interacción (atenuación, absorción, etc.). Trata con magnitudes asociadas a la interacción de la radiación con la materia. Permiten relacionar las magnitudes radiométricas con las magnitudes dosimétricas. Por ejemplo los factores de conversión de fluencia a dosis. c) Dosimetría, Trata con magnitudes relacionadas con la medida de la energía absorbida y de su distribución. Las magnitudes dosimétricas son generalmente producto de magnitudes de las dos categorías anteriores. Se conciben como una medida fisica que se correlaciona con los efectos reales o potenciales de la radiación. Dosis absorbida. d) Radiactividad, Trata de las magnitudes asociadas con el campo de radiación producido por las sustancias radiactivas. e) Radioprotección, donde las magnitudes están relacionadas con el efecto biológico de las magnitudes dosimétricas, y que atienden tanto al tipo de radiación como a la naturaleza del medio irradiado. En este caso distinguiremos entre magnitudes de protección y operacionales. Entre las magnitudes radiológicas unas son específicas o definidas para partículas cargadas o directamente ionizantes y otras para partículas no cargadas o indirectamente ionizantes. De todas las magnitudes, consideramos sólo las más importantes. 3. DOSIMETRÍA 3.1. Exposición Se define esta magnitud, como el cociente X = dq/dm, donde dq es el valor absoluto de la carga total de todos los iones de un mismo signo producidos en aire, cuando todos los electrones liberados por los fotones absorbidos en la masa dm sean detenidos completamente en el aire, dq X dm La definición de la exposición implica una serie de restricciones y consideraciones: a) Es una magnitud definida exclusivamente para un haz o campo de fotones 4/14

16 (radiación X o gamma) en un medio específico, el aire. b) El efecto medido, es la ionización del aire, cuando la magnitud de importancia radiobiológica es la energía absorbida. Es una magnitud de paso hacia la dosis absorbida. c) Con las técnicas actualmente en uso, es difícil medir la exposición para energías inferiores a unos pocos kev, y por encima de unos pocos MeV. La unidad en el SI de la exposición es el culombio por kilogramo, C/kg La unidad antigua y hoy obsoleta es el roentgen, (R). La equivalencia entre ambas unidades es la siguiente: 1 C/Kg = 3876 R 1 R = 2.58 x 10-4 C/kg La dificultad que representa el empleo de la unidad SI de exposición por la difícil relación con el R, junto con la circunstancia de que la exposición esté definida solamente para fotones, hacen que cada vez sea menos interesante esta magnitud. Para niveles de terapia, el interés se desplaza hacia el kerma en aire, y en niveles de protección, hacia la dosis equivalente. La exposición es una magnitud que disminuye con el cuadrado de la distancia a la fuente emisora, cuando ésta emite fotones de forma homogénea en todas las direcciones. La tasa de exposición se define como dx/dt donde dx es el incremento de exposición durante el intervalo de tiempo dt. La unidad en el SI es el C/kg s y la unidad antigua el R/s. De acuerdo con los niveles de radiación se utilizan otras unidades de tiempo como la hora (h) y el minuto (min) Kerma El nombre de esta magnitud radiológica, deriva de las iniciales de la definición breve inglesa (Kinetic Energy Released per unit MAss), y se define como el cociente de tr /dm, donde de tr es igual a la suma de todas las energías cinéticas iniciales de todas las partículas ionizantes cargadas, liberadas por partículas ionizantes no cargadas, en un material de masa dm, K La unidad en el SI de kerma es el julio/kilogramo y su nombre especial es gray (Gy). 1 Gy = 1 J/1 kg de tr dm La unidad antigua de kerma es el rad, cuya relación con la unidad SI es: 1 rad = 10-2 J/kg = 1 cgy El kerma es una magnitud característica de un campo de partículas no cargadas (neutrones y fotones). Una ventaja del kerma, que añadir a su propiedad de ser válido tanto para los neutrones como para los fotones, es que sus valores numéricos expresados en gray se parecen mucho a los 5/14

17 valores numéricos correspondientes a la dosis absorbida en aire, en agua o en tejido biológico blando, en condiciones de equilibrio (véase más adelante, el concepto de equilibrio). Estas dos características es lo que hace más atrayente su uso frente al de exposición. Se define la tasa de kerma K &, como el cociente dk/dt, donde dk es la variación de kerma en el intervalo de tiempo dt. La unidad especial en el SI es el Gy/s y la unidad antigua de tasa de kerma es el rad/s. La relación entre ambas unidades se expresa en la forma siguiente: 1 rad/s = 10-2 J/kg. s = 1 cgy/s 3.3. Dosis absorbida La dosis absorbida, D, en un material dado se define (ICRU, 1998b) como el cociente d donde d es la energía media impartida por la radiación a un material de masa dm d D dm dm Es decir, representa la energía neta que "se queda" en el volumen de materia considerado. Las unidades especiales en el SI y antiguas de la dosis absorbida, y de las correspondientes tasas de esta magnitud, son las mismas que las establecidas por el kerma, pues ambas magnitudes tienen las mismas dimensiones. La dosis absorbida, que es la magnitud dosimétrica de más interés, resulta válida para cualquier tipo de radiación, y requiere especificar el material en el que se cede la energía. A fin de concretar más la naturaleza de las magnitudes definidas, se va a examinar seguidamente la relación existente entre el kerma y la dosis absorbida. Si se considera una pequeña cantidad de materia aislada, dm, sobre la que incide radiación gamma, la suma de energía cinética de todas las partículas cargadas liberadas, componen el kerma, pero tan sólo una fracción de ésta energía quedará absorbida en la masa de referencia, la dosis absorbida. En estas condiciones el kerma será siempre mayor que la dosis. En cambio, si la muestra de masa elegida está rodeada de una gran cantidad de masa de idéntica naturaleza, la energía que escapa del elemento de masa dm, puede venir compensada por otras partículas procedentes de la materia circunvecina, que penetran en dm. Si se produce esta circunstancia conocida como equilibrio electrónico y es despreciable la producción de radiación de frenado, el kerma y la dosis absorbida son iguales. Cuando no hay equilibrio, resulta muy difícil relacionarlas. Como en casos anteriores se define la tasa de dosis absorbida D como el cociente dd/dt donde dd es el incremento de dosis absorbida durante el intervalo de tiempo dt, 6/14

18 D & dd dt y se expresa en Gy/s, Gy/min ó Gy/h, según el nivel de radiación. La medida de la exposición, kerma y dosis absorbida requiere condiciones de equilibrio electrónico Transferencia lineal de energía Se define la transferencia lineal de energía, L, de un material para partículas cargadas, como el cociente de de por dl, donde de es la energía disipada por una partícula cargada al atravesar la longitud dl a causa de aquellas colisiones con electrones en las que la pérdida de energía es menor que L = de dl La unidad es el J/m. E se puede expresar en ev y entonces L se puede dar en ev/m, o cualquier submúltiplo o múltiplo convenientes, como kev/µm. Si se consideran todas las colisiones en la pérdida de energía, L = L. 4. RADIOPROTECCIÓN 4.1 Equivalente de dosis 1 en un punto, H El concepto de dosis equivalente en un punto se introdujo por primera vez en 1962 para tener en cuenta la distinta eficacia biológica relativa de los diferentes tipos de radiación ionizante en los niveles bajos de exposición. En su versión más reciente, el equivalente de dosis, H, en un punto de un órgano o tejido se define (ICRP, 1991; ICRU, 1993) como el producto: H Q D donde D es la dosis absorbida y Q es el factor de calidad en ese punto. La unidad en el SI es J Kg -1 y su nombre especial es sievert (Sv). La tasa de equivalente de dosis es el cociente dh entre dt. El factor de calidad se introduce para cuantificar la mayor o menor eficacia biológica de las partículas cargadas generadas en el proceso de absorción de energía. De acuerdo con los estudios realizados, ICRP recomienda una relación entre el factor de calidad Q y la transferencia lineal de 1 Magnitud recientemente corregida y que traduce correctamente la expresión inglesa dose equivalent. Hasta hace poco tiempo se traducía incorrectamente como dosis equivalente. Esta magnitud es diferente conceptualmente de la definida en el apartado 7.2, dosis equivalente, H T. 7/14

19 energía (o poder de frenado lineal), L = L, para un material como el agua (ICRP, 1991). En la figura 1 se muestra una representación gráfica Magnitudes limitadoras Figura 1. Factor de calidad, Q (ICRP 60, 1991) Las magnitudes limitadoras son las que se utilizan para establecer límites máximos con objeto de proteger a los seres humanos de los posibles efectos nocivos de las radiaciones ionizantes. Estas magnitudes son valores medios, promediados sobre una masa extensa, como puede ser un órgano o un tejido humano. Las dos magnitudes actualmente en uso fueron introducidas por ICRP en 1991 (ICRP, 1991) Dosis equivalente en un órgano, H T Los estudios biológicos han mostrado que la probabilidad de efectos estocásticos sobre la salud, debidos a radiaciones ionizantes, depende no solo de la dosis absorbida (energía depositada por unidad de masa) sino también del tipo y energía de la radiación considerada. Ello es consecuencia de los diferentes procesos mediante los cuales se deposita la energía a nivel microscópico, que varían dependiendo del tipo de radiación (fotones, electrones, neutrones, partículas pesadas, etc.). Para tener en cuenta dicho efecto, ICRP introdujo los denominados "factores ponderales de radiación" o "factores de peso de radiación" en la definición de una nueva magnitud. La dosis equivalente en un órgano o tejido T debida a la radiación R, H T,R, se define (ICRP, 1991; ICRU, 1993) como: H T, R w R D T,R 8/14

20 donde D T,R es la dosis absorbida media para la radiación R en el órgano o tejido T y w R es el factor de ponderación para la radiación R. En el caso de que existan radiaciones y energías con distintos valores de w R, la dosis equivalente en el órgano o tejido T, H T, es la suma: H T w R D T, R R Puesto que los factores de ponderación son números, la unidad para la dosis equivalente en un órgano o tejido es la misma que para la dosis absorbida, es decir: julio/kg. Sin embargo, se utiliza el nombre especial de sievert (Sv) para distinguir claramente cuando se está hablando de esta magnitud y cuando de dosis absorbida o de kerma (magnitudes dosimétricas que no tienen en cuenta posibles efectos biológicos). Los factores de ponderación para los distintos tipos de radiaciones ionizantes han cambiado respecto de los anteriores de ICRP 60 (1991) y son los que se muestran en la tabla 1. Tipo de radiación Fotones 1 Electrones y muones 1 Protones y piones cargados 2 Partículas alfa, fragmentos de fisión, núcleos pesados 20 w R Neutrones Una curva continua en función de la E n (Fig.2) Tabla 1. Factores de ponderación de radiación (ICRP 103, 2007) Dosis efectiva, E La probabilidad de aparición de efectos estocásticos depende no solo del tipo de radiación sino también del órgano considerado. Es decir, no todos los órganos y tejidos del cuerpo humano son igualmente radiosensibles. Por tanto, se consideró apropiado definir una magnitud más, a partir de la dosis equivalente, que tuviese en cuenta la combinación de diferentes dosis en diferentes órganos como consecuencia de una irradiación del cuerpo entero. La dosis efectiva, E, se define (ICRP, 1991; ICRU, 1993) como: E w T H T T w T w R D T,R T, R 9/14

21 donde H T es la dosis equivalente en el órgano o tejido T y w T es el factor de ponderación para dicho órgano, con la condición: w T 1 T Los factores de ponderación para los distintos órganos del cuerpo humano actualizados según las últimas recomendaciones de ICRP 103 se muestran en la tabla 2, y representan la proporción del riesgo que se debe al órgano T, dentro del riesgo total cuando el cuerpo se irradia uniformemente. Tejido / órgano w T Σw T Gónadas 0,08 0,08 Médula ósea, colon, pulmón, estómago, mama y resto del organismo Vejiga, esófago, hígado y tiroides Superficie ósea, cerebro, glándulas salivales, piel 0,12 0,72 0,04 0,16 0,01 0,04 Tabla 2: Factores ponderales de tejido (ICRP 103, 2007) 4.3. Magnitudes operacionales. Las magnitudes limitadoras descritas anteriormente no pueden medirse puesto que para ello habría que situar los detectores en el interior de los órganos del cuerpo humano. Por esta razón, ICRU ha definido un grupo de magnitudes capaces de proporcionar en la práctica una aproximación razonable (o una sobreestimación) de las magnitudes limitadoras. Estas magnitudes medibles se definen a partir de la dosis equivalente en un punto del cuerpo humano o de un maniquí y su relación con las magnitudes limitadoras puede calcularse para condiciones de irradiación determinadas (ICRP, 1996; ICRU 1998a). Las magnitudes operacionales recomendadas fueron introducidas por ICRU en 1985 para diferentes aplicaciones de dosimetría personal y ambiental. Una descripción detallada de las mismas puede encontrarse en el informe ICRU 51 (ICRU, 1993) Para la vigilancia de área se han introducido dos magnitudes que enlazan la irradiación externa con la dosis efectiva y con la dosis en la piel y el cristalino. Son el equivalente de dosis ambiental, H*(d) y el equivalente de dosis direccional, H'(d,Ω). Para la vigilancia individual se recomienda el uso del equivalente de dosis personal, H p (d) Equivalente de dosis ambiental El equivalente de dosis ambiental, H*(d), en un punto de un campo de radiación, es el 10/14

22 equivalente de dosis que se produciría por el correspondiente campo alineado en el esfera ICRU 2 a una profundidad d sobre el radio opuesto a la dirección del campo alineado. Unidad en el SI es el J kg -1 y su nombre especial es el sievert (Sv). Para radiación fuertemente penetrante, se recomienda una profundidad de 10mm, lo cual se expresa como H*(10), mientras que para la débilmente penetrante se emplean 0,07mm para la piel y 3mm para el cristalino. La medida de H*(10) requiere generalmente que el campo de radiación sea uniforme sobre las dimensiones del instrumento y que tenga una respuesta isótropa Equivalente de dosis personal El equivalente de dosis personal, H p (d), es el equivalente de dosis en tejido blando, por debajo de un punto especificado del cuerpo y a una profundidad apropiada, d. Unidad en el SI es el J kg -1 y su nombre especial es el sievert (Sv). También en este caso, para radiación fuertemente penetrante, se recomienda una profundidad de 10mm, y para la débilmente penetrante se emplean 0,07mm para la piel y 3mm para el cristalino. H p (d) se puede medir con un detector que se lleva en la superficie del cuerpo cubierto con un espesor apropiado de material equivalente a tejido. Hay que tener en cuenta que esta magnitud se define sobre el cuerpo humano y no sobre la esfera ICRU, como en los equivalentes de dosis ambiental y direccional. 5. RELACIÓN ENTRE EXPOSICIÓN Y DOSIS ABSORBIDA EN UN MATERIAL De la exposición en un punto en el seno de aire, X, se puede obtener por cálculo la dosis absorbida en ese mismo punto espacial, D, en una pequeña porción de material, m, siempre que el material m que rodea a ese punto sea de espesor suficiente de modo que reinen condiciones de equilibrio y que el campo de radiación no se altere significativamente por la presencia del material. En radioprotección, se designa mediante el símbolo f la relación entre ambas magnitudes: D = f X En la Tabla 3 se dan tabuladas y para las unidades del SI y unidades antiguas valores de f para diferentes energías y materiales de interés biológico como el agua, hueso y músculo. 2IRLDa_eDsfRe_raDITC_RTUX_(ITC0R5U, 1980) es una esfera equivalente a tejido de 30cm de diámetro, de densida d C1gS/Ncm2 3 0y09 de una composición en masa de 76,2% de O, 11,1% d1e1c/1, 410,1% de H y 2,6% de N.

23 TABLA 3 Factor f que relaciona DOSIS ABSORBIDA con EXPOSICIÓN para FOTONES de energías desde 10 kev a 2 MeV en condiciones de equilibrio Energía de Dosis absorbida/exposición fotones Agua Hueso Músculo (kev) Gy kg/c rad/r Gy kg/c rad/r Gy kg/c rad/r 10 35,4 0, ,48 35,8 0, ,0 0, ,86 35,8 0, ,7 0, ,09 35,8 0, ,4 0, ,26 35,7 0, ,5 0, ,04 35,9 0, ,0 0, ,53 36,1 0, ,6 0, ,91 36,5 0, ,7 0,946 75,4 1,94 36,9 0, ,2 0,960 56,2 1,45 37,2 0, ,6 0,971 41,3 1,065 37,4 0, ,7 0,973 38,1 0,982 37,4 0, ,8 0,974 36,6 0,944 37,4 0, ,8 0,974 36,3 0,936 37,4 0, ,8 0,975 36,2 0,933 37,4 0, ,8 0,975 36,1 0,932 37,4 0, ,8 0,975 36,1 0,931 37,4 0, ,8 0,975 36,1 0,931 37,4 0, ,8 0,975 36,0 0,930 37,4 0, ,8 0,974 36,1 0,931 37,4 0,965 IRD_DR_DT_TX_T05 CSN /14

24 6. DOSIMETRÍA DE LOS PACIENTES 6.1. Dosis integral (Energía Impartida) Dado que la dosis absorbida se define como la energía depositada en un elemento de masa, la energía total impartida por la radiación al interaccionar con el material, se podrá calcular como la suma de los productos de las dosis en cada elemento de masa por los valores de esos elementos de masa. Si la dosis es constante en todo el material, la dosis integrada es el producto de la dosis por la masa irradiada. La dosis integral, o energía impartida, se mide en julios (J). 6.2 Dosis a la entrada del paciente Si se pretende estimar la dosis de entrada en el paciente (en la superficie), se debe conocer adicionalmente la contribución de la radiación retrodispersada en un punto cercano de la superficie de la piel. Para ello se debe utilizar el factor de retrodispersión, que tiene en cuenta el "exceso" de dosis que aparece como consecuencia de los fotones retrodispersados en el tejido. Este factor varía con la energía de los fotones y con el tamaño de área irradiada y puede valer entre 1,0 y 1,8 aproximadamente. En la tabla 4 pueden verse los factores de retrodispersión para distintas filtraciones y kilovoltios pico, en maniquíes antropomórficos. Para el caso de las energías utilizadas, habitualmente en radiodiagnóstico, existen tablas de valores donde se señalan los factores de retrodispersión en función del kvp, tamaño del campo y filtración del tubo de rayos X. Se puede medir con dosímetros termoluminiscentes o con cámaras de ionización apropiadas. El valor de la dosis a la entrada no siempre es muy indicativo del riesgo al que se expondrá el paciente. Un haz muy poco filtrado puede dar alta dosis a la entrada y poca dosis en profundidad. IRD_DR_DT_TX_T05 CSN /14

25 CHR (mm Al) kvp FILTRC. (mm Al) ABDOMEN (26x35) PECHO (30x38) LATERAL (11x14) 1,5 50 2,0 1,25 1,18 1,20 2,0 60 2,5 1,31 1,23 1,23 2,5 80 2,0 1,37 1,27 1,25 3,0 80 3,0 1,41 1,30 1,27 4, ,5 1,45 1,34 1,29 5, ,0 1,48 1,37 1,30 Tabla 4. Factores de retrodispersión calculados a partir de técnicas de Montecarlo en maniquíes antropomórficos. 6.3 Dosis en órganos Es el parámetro más importante que se debe evaluar, ya que permite estimar con precisión el riesgo que tendrá el paciente como consecuencia de la irradiación. En radiodiagnóstico, las diferentes edades de los pacientes y las altas dosis que se pueden alcanzar en algunos órganos, hace que éste parámetro sea el utilizado por la mayoría de los países de la CE para la estimación del riesgo. Estas dosis sólo se pueden medir directamente en órganos superficiales como mama, tiroides o testículos. Para la medida directa de dosis en órganos profundos, tales como útero o pulmón, hay que recurrir al uso de maniquíes que simulan el cuerpo humano y sobre los que se hace una reproducción de la exploración radiológica con idéntico protocolo al que se utilizará para pacientes. IRD_DR_DT_TX_T05 CSN /14

26 MÓDULO III MAGNITUDES Y MEDIDA DE LA RADIACIÓN PRESENTACIÓN 6 DETECCIÓN Y DOSIMETRÍA DE LA RADIACIÓN 1 1. FUNDAMENTOS FÍSICOS DE LA DETECCIÓN Para la detección de las radiaciones ionizantes hemos de utilizar equipos que, aprovechando los diversos efectos que estas producen al interaccionar con la materia, son capaces de determinar su medida. Son los llamados DETECTORES 1

27 No se pu ede mo str ar la ima ge n en est e mo me nto. El funcionamiento de un detector está basado en que la energía cedida por la radiación ionizante produce ciertos efectos en él que pueden convertirse en magnitudes evaluables. Algunos de estos efectos son: Ionización en gases E 4 E 1 E 2 E 3 DESEXCITA CIÓN: Emisión de energía Excitación de luminiscencia en sólidos Disociación de la materia y producción de reacciones químicas DETECTORES DE IONIZACIÓN GASEOSA En esencia, es un recinto lleno de un gas a presión conveniente en el que se disponen dos electrodos a los que se les aplica una tensión de polarización, creando por tanto un campo eléctrico en el interior del volumen del detector En condiciones normales, no hay circulación de corriente. Sin embargo, el paso de radiaciones ionizantes provocará la ionización del gas El campo eléctrico creado impulsará las cargas liberadas hacia el electrodo contrario Se produce un impulso de carga que es proporcional a la energía depositada por la radiación N N - + 2

28 Tipos de detectores basados en la ionización gaseosa CÁMARA DE IONIZACIÓN CONTADOR PROPORCIONAL CONTADOR GEIGER DETECTORES DE CENTELLEO Fenómeno físico: la fluorescencia producida por la radiación en distintos materiales se recoge en un tubo fotomultiplicador (TFM). Tipos: Inorgánicos/Sólidos: NaI(Tl) para fotones, ZnS(Ag) para radiación alfa Orgánicos/Líquidos: radiación beta Características: Capacidad ESPECTROMÉTRICA: la amplitud del impulso es proporcional a la E depositada Baja resolución en energías Alta sensibilidad Cristal NaI(Tl) Ventana Fotocátodo TFM Amplificador 3

29 4. DOSIMETRÍA PERSONAL Y AMBIENTAL Dosimetría: rama de la ciencia que se ocupa de la medida de la dosis absorbida por un material o tejido como consecuencia de su exposición a las radiaciones ionizantes presentes en un campo de radiación Público Trab. Exp. Dosimetría ambiental Dosimetría personal Dosimetría de área Dosímetro: dispositivo que exhibe unas propiedades físicas diferentes a las normales cuando es sometido a la exposición a radiaciones ionizantes. Esta variación en sus propiedades es detectable y cuantificable y sirve para la medida de dosis de radiación, una vez que el dosímetro es calibrado adecuadamente. Dificultad de la dosimetría personal: estimar los efectos de la radiación en los múltiples tejidos y órganos del cuerpo humano, mediante la medida en un solo punto TIPOS DE DOSÍMETROS PERSONALES PASIVOS: Dosimetría oficial Autónomos Dispositivos integradores Evaluación posterior a exposición ACTIVOS: Dosim. operacional Necesitan fuente alimentación Miden tasa de dosis Información en tiempo real Alarmas programables 4

30 Dosímetros Termoluminiscentes (TLDs) Principio físico: la termoluminiscencia es la emisión de luz cuando un material que ha sido expuesto a radiación ionizante, es calentado. La luz emitida es proporcional a la dosis absorbida en la exposición Procesado: 1. Calentamiento del material (lector TL): ciclo de lectura optimizado 2. Análisis de la curva de luz: obtención del área bajo la curva BANDA DE CONDUCCIÓN Rad. Ionizante Luz Calor BANDA DE VALENCIA fotones, beta, neutrones térmicos Curva de luz Dosímetros de película Principio físico: Formación de pares e - -Ag + al incidir la radiación sobre una emulsión de cristales microscópicos de AgBr suspendidos en un medio gelatinoso ( imagen latente ) Evaluación: la densidad óptica (ennegrecimiento) se relaciona con la dosis equivalente personal mediante una calibración adecuada Procesado: 1. Extracción de la película del sobre protector 2. Revelado: los iones Ag + se reducen a Ag metálica >>> ennegrecimiento 3. Fijado y lavado: se eliminan las partículas AgBr no afectadas por radiación 4. Densitometría: medida de la densidad óptica en las distintas zonas fotones, beta, neutrones térmicos 5

31 Dosímetros electrónicos Principio físico: Tubos Geiger-Müller: ionización en gases Diodos de Si: creación de pares e-h en la zona activa del detector Procesado: Lectura directa: dosis y tasa de dosis Calibración: individual Uso principal: dosímetro operacional aplicación ALARA Doble acceso: fotones, beta, neutrones Pantalla del dosímetro Lector conectado a PC Interpretación de un Informe Dosimétrico Los resultados del Informe Dosimétrico se expresan en términos de: H P (10) en msv: Dosis equivalente personal (rad. penetrante) H P (0.07) en msv: Dosis equivalente personal (rad. débilmente penetrante) H P (0.07) localizada en msv: Dosis equivalente en manos Dosis de fondo Dosis debida al fondo ambiental natural que debe sustraerse al valor de dosis medido por el dosímetro Nivel de registro Valor por debajo del cual las dosis se computan como cero Establecido por el CSN en 0,10 msv/mes Periodo de medida y dosis acumulada en dicho periodo Año oficial en curso y dosis acumulada en el año oficial Últimos cinco años oficiales y dosis acumulada en dicho periodo 6

32 TEMA 6 DETECCIÓN Y DOSIMETRÍA DE LA RADIACIÓN

33 ÍNDICE: 1.- FUNDAMENTOS FÍSICOS DE LA DETECCIÓN 2.- DETECTORES DE IONIZACIÓN GASEOSA 2.1. Cámara de ionización 2.2. Contador proporcional 2.3. Contador Geiger 3.- DETECTORES DE CENTELLEO 4.-DEFINICIÓN DE DOSIMETRÍA. DOSIMETRÍA AMBIENTAL Y PERSONAL 4.1. Dosímetros personales. Dosímetros termoluminiscentes Dosímetros de película Dosímetros electrónicos de lectura directa 4.2. Interpretación de un Informe Dosimétrico 5.- MONITORES PORTÁTILES DE RADIACIÓN UTILIZADOS EN RADIODIAGNÓSTICO 6.- MEDIDA DE LA DOSIS EN HAZ DIRECTO

34 1.-FUNDAMENTOS FÍSICOS DE LA DETECCIÓN El organismo humano no puede percibir directamente muchos agentes físicos del mundo que le rodea; entre ellos figuran las radiaciones ionizantes. Gran parte del desarrollo científico y técnico de la humanidad responde al deseo del hombre de remediar sus propias insuficiencias. Así, el ojo humano constituye un órgano maravilloso, pero no es capaz de ver todo lo que puede ser visto. Por ello fue inventado y perfeccionado el telescopio, que aumenta la distancia de visión millones de veces y también el microscopio óptico y el microscopio electrónico, que permiten ver objetos muchísimo más pequeños que los que puede distinguir el ojo desnudo. Análogamente, el hombre ha ideado procedimientos y aparatos para detectar, medir y analizar las radiaciones ionizantes a fin de prevenir sus posibles efectos perjudiciales, y poder, en cambio, sacar ventaja de sus múltiples aplicaciones. Para ello se las distintas formas de interacción de la radiación con la materia. Los principales efectos que produce la radiación al atravesar la materia son: a) Producción de carga (ej. : ionización de los gases) b) Excitación de luminiscencia en algunos sólidos. c) Disociación de la materia. Como ya se ha dicho, cuando la radiación ionizante atraviesa un gas, provoca la ionización de una parte de sus átomos y, por consiguiente, la liberación de iones positivos y electrones negativos. Con ello, el gas, que primitivamente se comportaba como un aislante eléctrico, pasa a ser parcialmente conductor. Midiendo la corriente eléctrica que por él circula, en determinadas condiciones, puede deducirse la intensidad de la radiación que lo atraviesa. De una manera parecida, la radiación provoca, al atravesar ciertos sólidos transparentes, la excitación de una fracción de los átomos de la sustancia atravesada, los cuales se desexcitan inmediatamente emitiendo fotones luminosos. La medida de la luz emitida permite medir y analizar la radiación ionizante que provocó la excitación. Los efectos producidos por la cesión de energía de la radiación, pueden dar lugar a disociación, proceso en el que se rompen enlaces químicos produciendo alteraciones en la constitución de la materia. Un ejemplo de este fenómeno es el ennegrecimiento de placas fotográficas. Las radiaciones ionizantes pueden atravesar la envoltura que protege de la luz ordinaria a una película fotográfica y ennegrecerla. Midiendo después la intensidad de dicho ennegrecimiento se puede deducir la dosis de radiación que ha alcanzado a la película fotográfica. El efecto final de la interacción de la radiación en muchos tipos de detectores, es la aparición de carga eléctrica en el volumen activo del dispositivo. Esta suposición es cierta solamente en detectores de ionización (cámaras de ionización, contadores proporcionales, contadores Geiger) o detectores de semiconductor. Sin embargo es igualmente útil en otros detectores en los que la producción de la carga eléctrica es indirecta, como en los detectores de centelleo. 3/22

35 Al establecer un campo eléctrico suficientemente intenso al dispositivo, los iones positivos creados son captados por el electrodo negativo (cátodo) y los negativos por el electrodo positivo (ánodo), midiéndose una corriente cuya intensidad estará relacionada con la intensidad de la radiación ionizante que la ha producido. En general, cualquiera de los tres procesos citados puede constituir el fundamento de un detector, dispositivo genérico que puede adoptar varias configuraciones específicas que permiten alcanzar una variada información, que puede ser por ejemplo, la mera información de llegada de radiación ionizante, el tipo de partícula, su energía, etc. En general, se suele distinguir entre detectores, meros contadores de partículas o fotones que alcanzan el dispositivo, o espectrómetros, donde además de la información de presencia que da el detector, se mide la energía de la radiación incidente. Se debe tener en cuenta que los equipos detectores de la radiación ionizante pueden variar su respuesta en función del tipo y energía de la radiación, la tasa de emisión, la geometría y las condiciones ambientales en las que se realiza la medida. 2.- DETECTORES DE IONIZACIÓN GASEOSA Los detectores de ionización tienen un recinto lleno de un gas a presión conveniente en el que se disponen dos electrodos a los que se les aplica una tensión de polarización, creando por tanto un campo eléctrico en el interior del volumen del detector Figura 1. Figura 1. Detectores de ionización gaseosa. En las circunstancias descritas, dado que los gases son aislantes, en condiciones normales no circula corriente eléctrica entre ambos electrodos. Pero si la radiación ionizante alcanza el espacio entre los electrodos, el campo eléctrico existente dará lugar a que las cargas eléctricas generadas por la interacción de la radiación, se muevan hacia los electrodos de signo contrario. De esta forma se origina en el circuito de detección un breve paso de corriente, o impulso de corriente, que puede ser medido y revela la llegada de la radiación al detector. Al variar la tensión de polarización aplicada a los electrodos, varía la amplitud del impulso obtenido según se ve en la gráfica de la Figura 2, estableciéndose tres tipos de detectores de ionización gaseosa: cámara de ionización, contador proporcional y contador Geiger, que se corresponden con las zonas 2, 3 y 5de la gráfica. 4/22

36 Zona de cámara de ionización Zona proporcional Zona de proporcionalidad limitada Zona Geiger Descarga contínua Amplitud del impulso Partículas alfa Partículas beta V p V g Tensión Figura 2. Variación de la amplitud de impulso con la tensión aplicada a un detector de ionización gaseosa. Cuando la tensión aplicada es baja, la radiación ionizante forma pares de iones que son recolectados en los electrodos, pero el campo eléctrico es insuficiente para prevenir la recombinación de algunos de los iones formados. Al aumentar la tensión, el campo eléctrico creado es suficiente para que todos los iones formados alcancen los electrodos y sean recolectados, de forma que se crea una zona plateau (zona 2) en la que la amplitud del impulso no aumenta aunque se incremente la tensión. En esta zona, el detector trabaja en régimen de cámara de ionización y la tensión suele estar en torno a V. Si continúa aumentando el potencial eléctrico, los electrones adquieren energía suficiente para producir ionizaciones secundarias en el gas de llenado del detector de forma que el impulso observado (zona 3) es mayor que en la cámara de ionización. En la zona en la que el campo eléctrico es tal que el tamaño del impulso es proporcional a la ionización inicial, se dice que el sistema trabaja en la zona proporcional. La tensión de trabajo en estas condiciones suele estar alrededor de 500 V. La zona 4 se caracteriza, al igual que la 3, porque el tamaño del impulso sigue aumentando con la tensión de polarización. Sin embargo, los numerosos iones positivos generados en las ionizaciones producen una carga espacial que causa una disminución local del campo eléctrico, con lo que el impulso deja de ser proporcional al número de iones iniciales creados por la radiación incidente; de aquí el nombre de proporcionalidad limitada con el que se conoce a esta zona. Cuando se sigue aumentando la tensión, cerca de los 1000V, se produce el fenómeno de avalancha y la descarga ocasionada por la radiación ionizante se extiende a todo el volumen del contador. Este régimen de trabajo se denomina zona Geiger, (zona 5), y todos los impulsos originados poseen la misma amplitud independientemente de la energía y naturaleza de la radiación incidente. 5/22

37 Finalmente, la entrada en la zona 6 supone que el detector alcanza la zona de descarga continua, en la que el dispositivo puede dañarse irreversiblemente si se mantiene en operación un cierto tiempo Cámara de ionización En la cámara de ionización, la tensión de polarización aplicada produce un campo eléctrico suficiente para que sea posible la colección de toda la carga generada por la radiación incidente. Las cámaras de ionización se clasifican, atendiendo a la forma de los electrodos, en planas o cilíndricas, según estén dotadas de electrodos plano-paralelos, o cilíndricos. Las últimas están formadas por un electrodo en forma de cilindro hueco, siendo el otro electrodo un alambre o varilla central (figura 3). La pared exterior de la cámara no debe ser muy gruesa a fin de que pueda ser atravesada por la radiación que se quiere detectar. - + V Figura 3.- Esquema de una cámara de ionización cilíndrica Por su forma de operar, se dividen también en cámaras de corriente y cámaras de impulsos. Las cámaras de corriente detectan el efecto promedio que producen las radiaciones en su conjunto al interaccionar con el gas que sirve de detector. Este efecto origina una corriente eléctrica que se relacionará con la magnitud dosimétrica apropiada. Por otra parte, como la corriente generada en la cámara es muy pequeña, para que pueda ser medida por un instrumento ordinario se amplifica previamente mediante un circuito electrónico que constituye un amplificador lineal. Las cámaras de corriente resultan muy adecuadas para medidas dosimétricas en las que no interesa conocer la energía de cada una de las radiaciones sino el efecto global que éstas producen. Es el modo de operación más común de las cámaras de ionización En las cámaras de impulsos se mide cada suceso producido por la radiación individualmente. La altura de los impulsos proporciona además información sobre la energía de la radiación incidente. Respecto al campo de utilización de las cámaras de ionización, debe decirse que se usan preferentemente para la detección de fotones (radiación X y gamma) y partículas beta. I 6/22

38 2.2. Contador Proporcional El esquema de un detector proporcional es análogo al de una cámara de ionización (Figura 3), siendo la tensión aplicada entre los electrodos, la diferencia fundamental entre ambos detectores. Como ya se ha visto, al aumentar la tensión de una cámara de ionización, se presenta un fenómeno de multiplicación de carga al unirse a la ionización primaria la secundaria, originada por los electrones que, acelerados hacia el ánodo, ganan energía suficiente para ionizar, por impacto, moléculas de gas neutras. No todas las geometrías de electrodos son igualmente favorables. Por ejemplo, en un contador con electrodos plano-paralelos, la intensidad de campo eléctrico necesaria para llegar a la zona de multiplicación requiere una tensión de polarización muy alta, lo que eleva los riesgos de manejo y precisa de aislantes de alta calidad. Por esta razón, tanto en contadores proporcionales como en contadores Geiger, se emplea por lo general una geometría coaxial, de cátodo cilíndrico y ánodo en forma de un hilo metálico muy fino. De esta forma, el campo eléctrico en las proximidades del hilo es ya suficientemente intenso para alcanzar las zonas Geiger o proporcional, aplicando una tensión de polarización del orden del kv. El contador proporcional trabaja satisfactoriamente como espectrómetro, siempre que la partícula ionizante disipe la totalidad de su energía en el volumen sensible del detector. En la práctica, el contador proporcional encuentra un gran número de aplicaciones como, por ejemplo, medidas de actividades muy bajas en muestras ambientales o como detectores de partículas alfa, beta y neutrones. La condición necesaria para que un evento ionizante pueda ser detectado, es que la partícula o fotón correspondiente llegue hasta el volumen sensible del detector. Para ello, los contadores de partículas suelen estar provistos de ventanas suficientemente finas, a través de las cuales se detecta la radiación emitida por fuentes externas. En los casos de emisores alfa y beta de baja energía la absorción en la ventana reduce drásticamente el rendimiento de detección, por lo que la medida de estos tipos de radiación requiere de diseños especiales como sucede con los contadores proporcionales de flujo continuo de gas, en los que la muestra se introduce dentro del propio detector Contador Geiger En la práctica se suelen utilizar frecuentemente los contadores Geiger. Son meros contadores de las partículas ionizantes que alcanzan el volumen sensible del detector. Los impulsos medidos alcanzan todos la misma amplitud, independientemente de la ionización primaria producida por la radiación, por lo que no dan información sobre la naturaleza de la radiación incidente o de la energía de ésta. La amplitud del impulso es suficiente para activar directamente sistemas electrónicos de registro, sin necesidad de amplificación previa. Esta circunstancia, que abarata considerablemente la cadena electrónica, constituye la cualidad más apreciada en este tipo de detector. 7/22

39 Los equipos detectores de radiación basados en tubos Geiger resultan así mucho más sensibles que los basados en cámaras de ionización y más adecuados, por tanto, para medir niveles de radiación muy bajos. El rendimiento de detección, definido como el número de partículas detectadas por cada 100 partículas incidentes, se aproxima al 100% para partículas alfa y beta que alcancen el volumen sensible de la cámara. En cambio para fotones sólo se logran rendimientos del orden del 1%. 3. DETECTORES DE CENTELLEO La interacción de la radiación ionizante en medios materiales, tiene como consecuencia una absorción parcial o total de su energía por el medio. Dicha energía cedida origina principalmente procesos de excitación e ionización, siendo también degradada a calor en la mayor parte de substancias. Sin embargo, ciertos compuestos cristalinos (materiales luminiscentes) tienen la propiedad de que una parte de la energía absorbida la reemiten en forma de luz visible o ultravioleta. Esta propiedad permite una nueva variante en los sistemas de detección, los llamados detectores de centelleo, formados por una sustancia luminiscente y un dispositivo fotoeléctrico llamado fotomultiplicador que convierte los destellos luminosos en impulsos eléctricos y mide la luz emitida por la sustancia luminiscente. Este detector es capaz de funcionar como espectrómetro, con las ventajas adicionales de un alto rendimiento de detección y un tiempo de resolución corto. Actualmente se utilizan numerosos materiales como detectores de centelleo. Básicamente los podemos dividir en materiales orgánicos y cristales orgánicos. Los centelleadores orgánicos son, por ejemplo, el antraceno, los líquidos de centelleo o los centelleadors plásticos. En particular, los líquidos de centelleo permiten, en ciertos casos, disolver la muestra a medir en el líquido de centelleo, de forma que la eficiencia es muy elevada, pudiéndose utilizar para la medida de emisores beta de baja energía, como el tritio 3 H o el carbono 14 C. Entre las substancias inorgánicas fluorescentes más empleadas en detectores de centelleo, figuran el sulfuro de cinc activado con plata, SZn(Ag), y el ioduro sódico activado con talio, NaI(Tl). El primero de los cristales citados se utiliza para la detección de partículas pesadas cargadas (alfa, protones, productos de fisión, etc.) y se usa en forma de microcristales prensados. En el caso de las partículas alfa, el espesor másico del cristal es de unos 5 mg/cm 2, equivalente aproximadamente al alcance de las partículas alfa emitidas por radionucleidos naturales. Debido a su pequeño espesor, este detector es muy poco sensible a partículas beta o radiación gamma, propiedad muy útil cuando se desea contar partículas alfa en un fondo intenso de partículas beta o fotones gamma. Para la detección de la radiación gamma, el NaI(Tl) constituye el cristal inorgánico más utilizado, dada su gran transparencia en la banda de emisión luminiscente, su alta razón de conversión de energía a fotones y que un 80 % de su masa está constituida por iodo, lo que proporciona un excelente rendimiento de detección, del orden de un 60 % para radiación gamma de unos 0,5 MeV. Estos cristales son muy higroscópicos (absorbentes de humedad) y el efecto de hidrólisis sobre el ioduro de talio, propicia la formación de compuestos que dan al cristal coloración amarillo-verdosa y absorben fuertemente la luz de fluorescencia. Para evitarlo, se manejan siempre encapsulados, con una ventana de vidrio transparente que deja salir la luz generada. 8/22

40 El dispositivo que convierte la luz generada por el cristal luminiscente en un impulso de tensión medible recibe el nombre de fotomultiplicador. Este dispositivo está integrado por una ampolla cilíndrica de vidrio en la que se ha hecho un vacío elevado Figura 4. En una de sus bases, en la cara interna, se encuentra depositado el fotocátodo (generalmente una aleación de antimonio, cesio y potasio) en forma de capa tan fina que resulta semitransparente y una serie de electrodos, llamados dinodos, en disposición geométrica conveniente, y polarizados respecto al fotocátodo con tensiones crecientes de unos 100 V. Al incidir luz sobre el fotocátodo, se emiten fotoelectrones que son dirigidos hacia el primer dinodo donde cada uno de ellos produce por ionización secundaria un número variable de electrones. Este proceso de multiplicación se repite en cada dinodo, formándose una avalancha de electrones con un factor de multiplicación del orden de electrones por cada fotoelectrón inicialmente emitido. Figura 4. Esquema de un tubo fotomultiplicador. 4.- DEFINICIÓN DE DOSIMETRÍA. DOSIMETRÍA AMBIENTAL Y PERSONAL La Dosimetría de las radiaciones ionizantes es la rama de la ciencia que se ocupa de la medida de la dosis absorbida por un material o tejido como consecuencia de su exposición a las radiaciones ionizantes presentes en un campo de radiación. La dosis absorbida se define como la energía absorbida por unidad de masa y depende de la naturaleza y características del campo de radiación, del material o tejido irradiado y de los complejos procesos de interacción materia-radiación. El objetivo de la dosimetría de radiaciones ionizantes es prevenir o limitar la aparición de efectos nocivos producidos por la radiación. Según el método empleado para conseguir ese objetivo, podemos distinguir: Dosimetría ambiental Determinación de la dosis equivalente ambiental, H*(10), en las zonas accesibles para el público. Se realiza para las medidas de dosis de radiación dentro de los planes de vigilancia radiológica ambiental establecidos alrededor de centrales nucleares o de 9/22

41 instalaciones de alto impacto. Dosimetría de área Determinación de la dosis equivalente ambiental, H*(10), en las zonas vigiladas y controladas, es decir, en zonas de trabajo ocupadas por trabajadores expuestos. Se emplea para la clasificación y control de las zonas radiológicas y para la vigilancia dosimétrica de trabajadores de categoría B. Dosimetría personal La dosimetría personal comprende dos modalidades complementarias pero claramente diferenciadas: la dosimetría de la radiación externa y la dosimetría de la radiación interna. La Dosimetría Personal Externa contempla aquellas situaciones en las que la irradiación se produce por fuentes externas al organismo humano y se realiza, de forma práctica, mediante el uso de dosímetros personales capaces de evaluar la dosis equivalente personal, Hp(d). Aunque sólo es obligatoria para trabajadores de categoría A, en la práctica también se emplea frecuentemente en la determinación de las dosis recibidas por los trabajadores de categoría B La Dosimetría Personal Interna proporciona soluciones tecnológicas para situaciones que exigen la evaluación de la Dosis Efectiva recibida por personas que han incorporado material radiactivo al organismo vía inhalación, ingestión, inyección, a través de heridas o de la piel. La medida de la actividad incorporada se realiza mediante métodos directos (contador de radiactividad corporal) o indirecta (bioleminación en excretas). La evaluación de la dosis efectiva a partir de la actividad incorporada en un método complejo que requiere el uso de modelos biocinéticos y coeficientes de dosis recomendados por ICRP. En este tema se estudiarán las técnicas relativas a la dosimetría externa: ambiental, de área y personal. Para la vigilancia radiológica continua de los trabajadores expuestos a las radiaciones ionizantes suelen realizarse dos tipos de controles: a) Vigilancia radiológica del ambiente de trabajo que comprenderá: La medición de las tasas de dosis externas, especificando la naturaleza y calidad de las radiaciones de que se trate. La medición de las concentraciones de actividad en el aire y la contaminación superficial, especificando la naturaleza de las sustancias radiactivas contaminantes y sus estados físico y químico. b) Medida periódica de las dosis acumuladas por cada individuo durante su trabajo. El primer tipo de medidas es el objetivo de la dosimetría ambiental o de área, dependiendo si el objetivo a proteger es el público o los trabajadores expuestos. Para ello se utilizan monitores de 10/22

42 radiación que registran las dosis o las tasas de dosis en puntos claves de la instalación radiactiva. También es necesario para cumplir el requisito de vigilancia radiológica del ambiente de trabajo utilizar monitores de contaminación que evalúen la actividad o concentración de actividad. El segundo tipo de medidas es el objetivo de la dosimetría personal. La dosimetría personal externa se realiza de forma práctica mediante el uso de dosímetros personales. Un dosímetro es un dispositivo que exhibe unas propiedades físicas diferentes a las normales cuando es sometido a la exposición a radiaciones ionizantes. Esta variación en sus propiedades es detectable y cuantificable y sirve para la medida de la dosis de radiación, una vez que el dosímetro es calibrado adecuadamente. Los dosímetros personales deben ser de tamaño reducido para poder ser portados con comodidad durante el trabajo, pero en realidad incluyen una considerable complejidad de diseño ya que deben ser capaces de estimar con garantía, a través de la medida en un solo punto, una magnitud que representa los efectos de la radiación en los múltiples tejidos y órganos del cuerpo humano Dosímetros personales Los dosímetros personales pueden dividirse en dosímetros activos y pasivos según necesiten o no de una fuente de alimentación para su funcionamiento. Esta característica condiciona sus propiedades dosimétricas y su empleo en operación. Los dosímetros pasivos integran la dosis durante su exposición sin necesidad de estar conectados a los instrumentos de medida y su evaluación se realiza en laboratorios especializados al finalizar el período de exposición. Ejemplos de dosímetros pasivos son: las películas fotográficas, los dosímetros termoluminiscentes, las emulsiones nucleares o dosímetros de trazas, los dosímetros fotoluminiscentes, las emulsiones sobrecalentadas o dosímetros de burbuja, los de almacenamiento directo de iones (DIS). Los más comúnmente empleados en Dosimetría Personal son los basados en detectores termoluminiscentes y en películas fotográficas. Los dosímetros activos necesitan de una fuente de alimentación para su funcionamiento. Presentan una respuesta inmediata y continua durante su operación y proporcionan, en tiempo real, información sobre la dosis acumulada, la tasa de dosis y las condiciones de exposición. Además, presentan la posibilidad de emitir alarmas que permiten una aplicación más eficiente de los criterios ALARA. Habitualmente están basados en detectores de ionización gaseosa y en detectores de semiconductor. Se utilizan habitualmente como dosímetros operacionales Dosímetros termoluminiscentes (TLDs) Básicamente, la termoluminiscencia es la emisión de luz cuando un material que ha sido expuesto a radiación ionizante es calentado. Los materiales termoluminiscentes son sólidos aislantes o semiconductores en los que la radiación ionizante induce la creación de pares electrón-hueco que permanecen atrapados en defectos de la red cristalina hasta que el material expuesto es calentado posteriormente. El mecanismo de la termoluminiscencia puede ser explicado mediante el diagrama de bandas de energía de los materiales cristalinos que se presenta en la Figura 5. La presencia de defectos o impurezas (denominados dopantes o activadores) en la red cristalina introduce niveles discretos de energía dentro de la zona prohibida constituyendo lo que se conoce como estructura de trampas 11/22

43 del material. BANDA DE CONDUCCIÓN Radiación Ionizante Luz Calor BANDA DE VALENCIA Figura 5: Esquema del mecanismo de la termoluminiscencia La representación gráfica de la luz emitida por el dosímetro termoluminiscente (TLD) en función de la temperatura de calentamiento del material se denomina curva de luz (Figura 6) Intensidad TL (u.a.) Temperatura (ºC) Figura 6: Curva de luz de un materal TL (LiF:Mg,Ti) sometido a tratamientos térmicos El empleo de la luminiscencia en dosimetría requiere que la luz emitida por el material termoluminiscente (TL) durante el proceso de lectura sea recogida por un tubo fotomultiplicador. El conjunto del sistema de calentamiento del material, el tubo fotomultiplicador y la electrónica asociada conforma el lector de dosímetros TL. El lector debe estar conectado a un sistema informático en el que se capture y almacene la información de la lectura dosimétrica. Los materiales TL más utilizados en dosimetría personal son LiF:Mg,Ti (TLD-100), LiF:Mg,Cu,P (GR-200), Li 2 B 4 O 7 :Cu y CaSO 4 :Tm. Los dosímetros TL empleados en dosimetría personal (Figura 7) combinan varios detectores de uno o varios materiales TL, de propiedades dosimétricas complementarias, alojados bajo filtros de materiales de espesor y composición adecuados. Ello permite la aplicación de algoritmos de cálculo de dosis, basados en la relación entre la lectura individual de cada detector, de forma que se aporte información adicional sobre el campo de radiación para una más correcta evaluación de la dosis equivalente personal. El conjunto se introduce en un chasis que constituye una protección 12/22

44 frente a distintos agentes que pudieran alterar las propiedades dosimétricas de los detectores (polvo, humedad, luz, etc.). Figura 7: Ejemplos de dosímetros termoluminscentes Ventajas:./ Reutilizables../ Linealidad en un amplio margen de energía (ej. LiF:Mg,Ti:100 µsv- 5 Sv)./ Permiten la evaluación de dosis en campos mixtos mediante la combinación de distintos materiales y el empleo de filtros adecuados./ Equivalente a tejido. Fácil manejo. Barato../ Bajo nivel intrínseco de pérdida de información../ Bajo peso y tamaño reducido: óptimos para dosimetría de extremidades./ No necesitan baterías./ Proceso de lectura fácil de informatizar Desventajas:./ La información almacenada se destruye en el proceso de lectura, aunque la curva de luz emitida puede conservarse de forma permanente../ Desvanecimiento o fading de la señal por estimulación óptica o térmica./ Estructura compleja de la curva de luz Dosímetros de película El dosímetro de película consta de una película fotográfica colocada en el interior de una carcasa protectora que contiene los filtros apropiados para el tipo de radiación a detectar (Figura 8). 13/22

45 Figura 8: Dosímetro personal de película: aspecto externo y filtros en el interior del portadosímetro Las películas fotográficas que se emplean en dosimetría de radiaciones consisten en una emulsión compuesta por cristales microscópicos de AgBr suspendidos en un medio gelatinoso. Una fina capa de esta emulsión se deposita sobre una delgada base de material plástico que actúa de soporte. El conjunto se envuelve en un sobre opaco para protegerlo de la luz ya que tanto la radiación ionizante como la luz visible o el calor pueden producir una imagen latente al incidir sobre los granos de la emulsión. En el proceso de revelado de la película, los iones de plata se reducen a plata metálica en la imagen latente produciendo un ennegrecimiento permanente de la placa. Mediante los procesos de fijado y lavado se eliminan las partículas de AgBr que no han sido afectadas por la radiación. Posteriormente, se mide con un densitómetro la densidad óptica o ennegrecimiento de las distintas zonas de la película revelada y es dicha magnitud la que se relaciona con la dosis de radiación mediante el proceso de calibrado. La densidad óptica depende del tipo de película y del proceso de revelado así como del tipo y energía de la radiación incidente. Las emulsiones fotográficas se utilizan principalmente en la determinación de la dosis personal debida a radiación gamma, beta y neutrónica en el rango térmico. La dosimetría fotográfica es una técnica laboriosa y compleja en la que las operaciones de extracción de la película del sobre protector, revelado, fijado, lavado deben realizarse en condiciones de iluminación adecuadas. Ello supone la necesidad de dotar al laboratorio dosimétrico con una cámara oscura e implementar las necesarias medidas de seguridad para evitar el velado indeseado de las películas. La emulsión fotográfica presenta problemas de saturación para dosis superiores a los 50 msv por lo que no se alcanzan las exigencias en aplicaciones de dosimetría personal. Con objeto de extender el rango de respuesta hasta dosis en torno a los 10 Sv, la película fotográfica suele combinar dos tipos de emulsión, una lenta y otra rápida, lo cual exige revelar cada emulsión en las condiciones apropiadas y complica aún más el proceso. La dosimetría de película es un proceso difícil de automatizar que, excepto en muy escasos servicios, continúa efectuándose casi manualmente. Si se añade que el umbral de detección es del orden de 0.20 msv (superior al nivel de registro establecido en España), se comprende la tendencia actual a sustituir la dosimetría de película por otras técnicas que presenten mejores 14/22

46 características operativas, como son las basadas en la luminiscencia o en los detectores de semiconductor. Sin embargo, hay países en los que sigue siendo el único sistema de dosimetría personal oficial debido al hecho de que, una vez revelada, la película fotográfica constituye un registro permanente y además aporta información valiosa acerca del tipo y energía de la radiación. Ventajas:./ Permiten una evaluación selectiva en campos mixtos../ La película revelada aporta información sobre el tipo y energía de la radiación./ Constituyen un registro permanente./ Permiten reevaluar la dosis./ Bajo peso./ No necesitan baterías Desventajas:./ No son reutilizables./ El proceso de revelado y la evaluación de dosis son complejos y difíciles de automatizar./ El límite inferior de detección es demasiado elevado./ Presentan problemas de saturación a dosis altas./ El proceso de revelado debe hacerse en condiciones de práctica oscuridad./ El material fotográfico es inestable frente numerosos factores ambientales: luz, calor, humedad, etc. Dosímetros electrónicos de lectura directa Los dosímetros electrónicos que se emplean en dosimetría personal están basados en dos tipos de detectores: tubos Geiger-Müller y diodos de Si. En los primeros, se mide la ionización producida en el volumen activo del contador por lo que en estos dispositivos el tamaño viene determinado por el volumen de gas necesario para detectar la radiación. Los detectores de semiconductor utilizan los pares electrón-hueco generados por la radiación en la zona activa del detector. Debido a que el detector está polarizado, se crea un campo eléctrico que conduce las cargas creadas hacia un circuito externo, que consta de un electrómetro y que permite medir la carga colectada. Por lo tanto, un semiconductor opera como si se tratase de una cámara de ionización en la que el gas ha sido sustituido por un sólido, incrementándose de esta forma la sensibilidad del detector. La aplicación de los detectores de semiconductor a la dosimetría personal (Figura 9) sólo ha sido posible tras el desarrollo de microprocesadores y la miniaturización de circuitos, lo que ha permitido el diseño de instrumentos de pequeño tamaño y poco peso. Actualmente, los dosímetros incorporan más de un detector en su diseño, ampliando de esta forma tanto la capacidad del instrumento para medir la dosis equivalente personal como el tipo de radiaciones detectables: fotones, radiación beta y, en los últimos desarrollos, incluso radiación neutrónica. 15/22

47 Figura 9: Ejemplo de dosímetros personales electrónicos Al estar basados en detectores activos, los dosímetros electrónicos proporcionan una medida instantánea tanto de la tasa de dosis como de la dosis integrada; por este motivo, también se denominan como dosímetros de lectura directa ya que permiten al usuario tener una estimación inmediata de la dosis recibida. Además, los dosímetros electrónicos incorporan la posibilidad de emitir alarmas, tanto luminosas como sonoras, que pueden ser programadas en función de los valores deseados de dosis o tasa de dosis permitiendo así la obtención de información muy conveniente para la aplicación de los criterios ALARA. Otras de las ventajas son su sencilla conexión con ordenadores personales y la incorporación de dispositivos de memoria no volátil que permiten almacenar, y posteriormente transmitir al sistema informático, los datos relativos al historial de registros dosimétricos del dosímetro, a la calibración, a la identificación del usuario y otras informaciones relevantes. Aunque su uso está muy extendido, sobre todo en el ámbito de las instalaciones nucleares, su aplicación más frecuente es la de dosímetro operacional o de alarma y tan solo en algunos países como Eslovenia, Alemania o el Reino Unido, son considerados como dosímetros personales oficiales. Algunas de las razones que se aluden en contra del uso de dosímetros electrónicos como dosímetros oficiales son los fallos mecánicos, la duración de las baterías y su precio elevado. Ventajas:./ Estimación de dosis y tasa de dosis en tiempo real./ Emisión y programación de alarmas sonoras y acústicas./ Fácil conexión a medios informáticos./ Incorporación de memorias no volátiles Desventajas:./ Necesidad de baterías./ Precio elevado./ Peso elevado./ Necesidad de calibración individual 16/22

48 4.2. Interpretación de un Informe Dosimétrico El actual Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes (RD 783/2001, de 6 de Julio) establece las bases legales para el ejercicio de la dosimetría personal en España. En él se definen las magnitudes adecuadas para estimar la dosis por exposición externa, se señalan los límites anuales de dosis tanto para trabajadores expuestos como para personas en formación, estudiantes y público en general y se establece la sistemática aplicable a la vigilancia individual. El Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, en adelante RPSCRI, especifíca que la magnitud operacional para la radiación externa recomendada en la vigilancia individual es la dosis equivalente personal Hp(d). Para la radiación fuertemente penetrante se recomienda una profundidad d = 10 mm, mientras que para las radiaciones débilmente penetrantes se recomienda una profundidad d = 0.07 mm para la piel y d = 3 mm para el cristalino de los ojos (Anexo II). En el RPSCRI se estipula que las dosis recibidas por los trabajadores expuestos deberán determinarse con una periodicidad no superior a un mes para la dosimetría externa y que la dosimetría individual será efectuada por los Servicios de Dosimetría Personal expresamente autorizados por el Consejo de Seguridad Nuclear (en adelante, CSN) (Artículo 27). En relación con el historial dosimétrico el RPSCRI indica la obligatoriedad de registrar todas las dosis recibidas durante la vida laboral de los trabajadores expuestos en un historial dosimétrico individual que estará, en todo momento, a disposición del propio trabajador (Artículo 34). En el historial dosimétrico correspondiente a trabajadores de la categoría A, se registrarán las dosis mensuales, las dosis acumuladas cada año oficial y las dosis acumuladas durante cada período de 5 años oficiales consecutivos. En el caso de trabajadores de la categoría B, se registrarán las dosis anuales determinadas o estimadas (Artículo 35). En la Figura 10 se muestra un modelo de Informe de Dosimetría Externa. La mayoría de los datos son autoexplicativos pero, con objeto de proporcionar los conceptos básicos para una correcta interpretación del informe, a continuación se explicarán en detalle los términos más relevantes contenidos en él: Magnitudes operacionales: Hp(10) o dosis profunda (DP) expresados en msv y correspondientes a la evaluación de dosis mediante el dosímetro corporal Hp(0.07) o dosis superficial (DS) expresados en msv y correspondientes a la evaluación de dosis en piel mediante el dosímetro corporal Hp(0.07) en extremidades (manos, normalmente) o dosis localizada (DL) expresados en msv y correspondientes a la evaluación de dosis mediante el dosímetro localizado (anillo o muñeca). Dosis de fondo: Según el RPSCRI, en el cómputo de las dosis de los trabajadores expuestos no debe incluirse la dosis debida al fondo radiactivo natural. Por lo tanto, según recomendación del CSN, la sustracción del fondo ambiental se efectúa a partir de la lectura de un número de dosímetros no inferior a 10 situados en el Servicio de Dosimetría Personal en lugares no influenciados por 17/22

49 fuentes de radiación. Nivel de registro: Se denomina nivel de registro al mínimo valor de la dosis que se informa como distinto de cero. En España, el nivel de registro está establecido por el CSN en 0.1 msv/mes. Por lo tanto, dosis mensuales inferiores a 0.1 msv, una vez restada la dosis de fondo, aparecerán como 0.00 en el Informe de Dosimetría Externa. Dosis recibidas en el último período de medida: Los valores de dosis reflejados en el Informe de Dosimetría Externa se obtienen tras sustraer la dosis de fondo normalizada al periodo de uso y serán distintos de 0.00 cuando superen el nivel de registro. Dosis acumuladas en años oficiales: En este apartado aparecen las dosis profunda, superficial y localizada acumuladas durante el año oficial y la dosis profunda acumulada en un período de cinco años consecutivos. Superación del límite de dosis: En el Informe de Dosimetría Externa aparecen señalados con un asterisco para su rápida identificación aquellos registros que supongan una superación de alguno de los límites de dosis establecidos en el RPSCRI. 18/22

50 SDP Externa Pág. 1 de 1 INFORME DE DOSIMETRÍA EXTERNA dd/mm/aaaa CIEMAT/SDPE/SDPE_LEC_003/nn/aaaa EMPRESA: RESPONSABLE TÉCNICO: DENOMINACIÓN DIRECCIÓN POBLACIÓN CODIGO POSTAL PROVINCIA Nombre y apellidos Fecha de lectura: dd/mm/aaaa DP=H p (10) DS=H p (0,07) DL=H p (0,07) en manos Dosis de fondo (msv/mes): n,nn M.D. Apellidos y Nombre TLD (1) (2) DOSIS RECIBIDAS ULTIMO PERIODO DE MEDIDA PERIODO MEDIDA DP DS DL NOTAS (msv) (msv) (msv) DESDE HASTA DP (msv) DOSIS ACUMULADAS AÑO OFICIAL nnnn Apellidos y Nombre nnnn C.R. R.L. dd/mm/aa dd/mm/aa n,nn n,nn n,nn n,nn n,nn nnnn Apellidos y Nombre nnnn C.R. R.L. dd/mm/aa dd/mm/aa n,nn n,nn nnnn Apellidos y Nombre nnnn C.R. R.L. dd/mm/aa dd/mm/aa n,nn desde (dd/mm/aaaa) DS (msv) DL (msv) CINCO ÚLTIMOS AÑOS DP (msv) RESUMEN DE DOSIMETRÍA EXTERNA Número de personas controladas Número de dosímetros perdidos Número de extensiones de uso Dosis Colectiva, DC (msv.persona) Dosis media, Dm (msv) Dosis máxima, DM (msv) ULTIMO PERIODO DE MEDIDA DP DS DL n n n n n n n n n n n n n n n n n n Los valores de dosis de este informe se han obtenido tras sustraer la Dosis de Fondo normalizada al período de DOSÍMETRO DE ABDOMEN (1) CATEGORÍA COMO PROFESIONALMENTE EXPUESTO (A/B) + SOBREPASA 20 msv EN EL AÑO OFICIAL (2) RELACIÓN LABORAL CON LA EMPRESA: * SOBREPASA LÍMITE APLICABLE P PERSONAL PROPIO - DATO NO DISPONIBLE A PERSONAL AJENO F PERSONAL EN FORMACIÓN C PERSONAL AJENO CON S.M. CIEMAT Figura 10: Ejemplo de la información dosimétrica suministrada por un SDPE 19/22

51 5.- MONITORES PORTÁTILES DE RADIACIÓN UTILIZADOS EN RADIODIAGNÓSTICO. El tipo de radiación predominante en un servicio de radiodiagnóstico es el proveniente de equipos de rayos X en un amplio rango energético que va desde los rayos X más blandos, provenientes por ejemplo de los mamógrafos, hasta espectros más duros obtenidos con tensiones de hasta 150 kv. Los monitores portátiles de radiación más utilizados en estos servicios son los basados en ionización de gases que se han estudiado previamente: cámara de ionización, contador proporcional y contador Geiger y, principalmente, este último. Cuando la radiación ionizante atraviesa un gas provoca la ionización de una parte de sus átomos y por consiguiente la liberación de iones positivos y electrones. Con ello, el gas que previamente se comportaba como un aislante eléctrico, pasa a ser parcialmente conductor. Midiendo la corriente eléctrica que por él circula puede deducirse, en determinadas condiciones, la intensidad de la radiación que lo atraviesa. La vigilancia radiológica de áreas de trabajo en las zonas en las que exista riesgo de exposición a radiaciones ionizantes, se realiza mediante monitores de radiación que miden la exposición, la dosis absorbida o las respectivas tasas en zonas determinadas. Estos instrumentos suelen llevar como órgano detector una cámara de ionización o un contador Geiger (Figura 11) y suelen ir provistos de ventanas de pared delgada, oculta por pantallas absorbentes desplazables, con objeto de medir, bien el efecto conjunto de radiación beta y gamma (ventana abierta) o sólo la componente gamma (ventana cerrada). Tienen la posibilidad de modificar el rango de medida adecuándolo al campo de radiación de interés. Para comprobar el correcto funcionamiento de estos instrumentos cada equipo viene provisto de una fuente de verificación beta o gamma, que debe producir una irradiación determinada al situar la muestra en un punto previsto del detector. Así mismo, en todos los monitores existe un sistema de comprobación del estado de las baterías, en la cual la aguja del instrumento debe situarse en una zona identificada con un trazo o sector sombreado, en la carátula del instrumento de medida. Los monitores portátiles provistos de cámara de ionización suelen tener un volumen sensible del orden de 0,5 litros y como gas de llenado usan aire a presión atmosférica. El rango de medida suele ser de 1 a mr/h (0,01-10 msv/h). Los sistemas provistos de contador Geiger son bastante más sensibles que los de cámara de ionización, y suelen tener el detector en el extremo de una sonda conectada al detector por un cable de hasta varios metros de longitud, o con un sistema de extensión telescópica facilitando así las medidas en zonas de alta actividad o en espacios restringidos. IRD-DR-DT-T06 CSN /22

52 Figura 11. Detector portátil de radiación de área El contador Geiger, que ofrece la importante ventaja de alcanzar rendimientos de detección próximos al 100% para partículas beta y alfa, tiene en cambio una eficiencia de alrededor del 1% para radiación gamma. 6.- MEDIDA DE LA DOSIS EN HAZ DIRECTO En el campo de la radiología diagnóstica se realizan medidas de dosis en haz directo para estimar la dosis recibidas por los pacientes. Estas medidas se realizan fundamentalmente por dos motivos. Primeramente, para establecer y comprobar los procedimientos de buenas prácticas que permiten la optimización de la protección del paciente. En segundo lugar, para determinar los riesgos de forma que las técnicas diagnósticas puedan ser adecuadamente justificadas y los casos de sobrexposición accidental, investigados. Los rayos X ionizan el aire a su paso, principalmente debido a los efectos fotoeléctrico y Compton, de forma que las magnitudes físicas kerma en aire y dosis absorbida en aire, pueden medirse en cualquier punto del haz de radiación. Para la medida de dosis en el haz directo se utilizan fundamentalmente cámaras de ionización de diseño apropiado y dosímetros termoluminiscentes. Las medidas realizadas en aire se suelen hacer con cámaras de ionización mientras que las realizadas en la superficie del paciente se efectúan con dosímetros TL ya que producen menos artefactos en la imagen y, además, tienen en cuenta la radiación retrodispersada por el propio paciente. Las magnitudes producto dosis-área (PDA) y dosis piel a la entrada (DPE) son directamente medibles y proporcionan una forma adecuada de monitorizar la dosis que reciben los pacientes. La magnitud PDA se define como la integral de la dosis absorbida en aire sobre un área, A, perpendicular al haz de rayos X. Esta magnitud, que excluye la retrodispersión del paciente, tiene la ventaja de ser invariante con la distancia al foco del tubo, por lo que puede ser medida en cualquier punto del haz situado entre el diafragma del tubo de rayos IRD-DR-DT-T06 CSN /22