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  1. 1. CAPITULO VI DOSIMETRIA DE LAS RADIACIONES IONIZANTES El objetivo de la Protección Radiológica es controlar que los individuos, trabajadores y publico, no reciban cantidades de radiación superiores a las normas fijadas por los organismos internacionales o nacionales competentes. Las radiaciones, sean directa o indirectamente ionizantes, comunican su energía a la materia que atraviesan. Cuando se trata de tejidos vivos, esa transmisión de energía puede provocar daños a las células. La medición de esa energía comunicada al medio, permite evaluar las DOSIS DE RADIACIÓN que ha recibido la materia. Esa medida de dosis constituye el objetivo de la dosimetría, parte importante de la Protección Radiológica. En adelante vamos a examinar las diferentes magnitudes Dosimétricas que se utilizan y sus unidades. I.- MAGNITUDES Y UNIDADES A.- ACTIVIDAD DE UNA FUENTE RADIACTIVA La cantidad de una sustancia radiactiva se mide por la ACTIVIDAD que espontáneamente desarrolla, entendiéndose por tal el número de desintegraciones nucleares que tienen lugar en ella por unidad de tiempo. A = dN/dt UNIDAD EN EL S. I. : Bequerelio SIMBOLO : Bq. 1 Bq : 1 desintegración por segundo. UNIDAD TRADICIONAL : Curie SIMBOLO : Ci 1 Ci : 3,7 x 1010 Bq. La ACTIVIDAD ESPECIFICA de un material radiactivo se define como la actividad de la unidad de masa de dicho material. Cuanto mayor es la actividad específica de una sustancia conteniendo un solo radionucleído, se desintegra más rápidamente ya que su período de semidesintegración es más corto, por ejemplo: el Plutonio239 puro, con sus 24.000 años de período de semidesintegración, tiene una actividad específica de tan solo 0.06 Ci/g., mientras que el Iodo131 , con sus 8 días de período, alcanza a ser de 1.25 x 105 Ci/g. En la práctica, los isótopos radiactivos generalmente están mezclados con otros que no lo son, o disueltos en líquidos no radiactivos, en cuyo caso, la actividad específica de la mezcla o de la disolución, será menor. 101
  2. 2. Un curie de una sustancia radiactiva de período corto supone pues una masa muy pequeña de dicha sustancia. Por ejemplo, bastan 8 microgramos de Iodo131 para formar un curie. En consecuencia, el escape de una pequeña cantidad de tales sustancias implica una contaminación radiactiva peligrosa. B.- EXPOSICION Desde los primeros trabajos sistemáticos con rayos X, se vio la necesidad de definir una magnitud representativa de dicha radiación, que estuviera directamente relacionada con su interacción con la materia, dando como resultado un efecto fácil de medir. Se decidió llamar a dicha magnitud EXPOSICION a la radiación X y también a la radiación gamma, dada la naturaleza idéntica de ambas. Como fenómeno de interacción se adoptó la ionización producida por la radiación en aire, es por lo tanto una magnitud que evalúa la intensidad de un campo de radiación X o gamma. Se define como: X = dQ / dm donde dQ, es el valor absoluto de la carga eléctrica total de los iones de un mismo signo producida en el aire, cuando todos los electrones y/o positrones liberados por fotones en una masa de aire dm, son completamente frenados en aire. UNIDAD S.I. : Coulomb/kilogramo SIMBOLO: C/kg. UNIDAD TRADICIONAL : Roentgen SIMBOLO: R 1 R = 2,58x10-4 C/kg. Pero como la EXPOSICION es una magnitud limitada solo a radiación X y gamma, entonces es necesario establecer nuevas magnitudes fundamentadas en la energía cedida al medio. C.- DOSIS ABSORBIDA Cuando la radiación incide en un cuerpo deposita en él su energía. La DOSIS ABSORBIDA es una medida de la cantidad de energía depositada 102
  3. 3. El Roentgen ha sido definido como la unidad de exposición a radiación X o gamma, en función de la ionización que tales radiaciones producen en un gas. Sin embargo, es fundamental determinar la energía que la materia absorbe de cualquier tipo de radiación que la atraviese. Por ello, ha sido preciso definir una nueva magnitud llamada DOSIS ABSORBIDA, como la energía que deposita cualquier radiación ionizante por unidad de masa de material irradiado. D = dE/dm De = es la energía media impartida por la radiación ionizante a la materia de masa dm. UNIDAD SI: 1 Joule/kg Gray SIMBOLO: Gy UNIDAD TRADICIONAL: rad SIMBOLO: rad. 1 Gy = 100 rads. En protección radiológica, es útil definir la dosis absorbida promedio en un órgano o tejido, DT, o sea: DT = ET / mT Donde ET , es la energía total impartida a un tejido u órgano y mT es la masa de ese tejido u órgano. Dosis absorbida  El símbolo es D  Unidad = gray (Gy); (1 joule por kilogramo)  Algunos países aún usan el rad (= 0,01 Gy) D 1.- Tasa de exposición y de Dosis Absorbida. La exposición a radiación X o gamma, así como la dosis absorbida de cualquier radiación, han sido definidas independientemente del tiempo que haya durado la irradiación. Un individuo, puede absorber la dosis total de 1 rad en un minuto, por hallarse en un campo de radiación intenso o en varios años, por vivir en un campo de radiación débil. Por ello es importante considerar las llamadas TASA DE EXPOSICION Y DE DOSIS, que son respectivamente la exposición o la dosis que se recibiría, en condiciones constantes, por unidad de tiempo; se suelen expresar en R/h y Gy/hora. . . X = dX / dt D = dD / dt 103
  4. 4. 2.- Kerma En relación con la radiación ionizante, suele distinguirse entre aquella constituida por partículas con carga eléctrica (radiación directamente ionizante), por ejemplo partículas alfa, y aquella constituida por partículas sin carga eléctrica (radiación indirectamente ionizante) tales como fotones y neutrones. Una de las razones para esta distinción es que, en la interacción, la transferencia de energía del campo de radiación al medio material se realiza en forma directa en el caso de las partículas cargadas y, en un proceso en dos etapas o indirecto en el caso de las partículas sin carga eléctrica. En la primera de las dos etapas, se transfiere la energía de las partículas indirectamente ionizantes (no cargadas) a partículas cargadas y son estas últimas las que luego en su interacción, producen múltiples pares de iones en dicho material (interacciones de tipo Coulombiano, es decir interacciones carga - carga entre partículas). La definición de dosis absorbida está relacionada con la segunda etapa del proceso, y para describir la transferencia de energía que tiene lugar en la primera etapa, se define el Kerma, como la suma de las energías cinéticas iniciales de todas las partículas cargadas, liberadas por partículas indirectamente ionizantes ( no cargadas) en una masa elemental. K= dEtr/dm Unidad: J/kg Radiación indirectamente ENERGIA Partículas con ENERGIA Ionizante (sin carga) carga eléctrica MATERIAL Kerma Dosis Absorbida En la mayoría de las situaciones prácticas, ocurre una cierta igualdad numérica entre los valores de kerma y dosis absorbida, esta igualdad es función del grado de equilibrio electrónico alcanzado y de la posibilidad de despreciar la pérdida de energía por radiación de frenado. Las magnitudes definidas hasta ahora son magnitudes físicas, su expresión no es suficiente para caracterizar los riesgos que resultan de una irradiación. Las radiaciones ionizantes pueden inducir muchos cambios físicos, químicos y biológicos; la clase y magnitud del cambio dependen de las condiciones físicas de irradiación, pero también de la naturaleza, es decir de la CALIDAD de estas radiaciones. Así, 10 rads entregados por rayos X de 100 keV, no tendrán los mismos efectos que 10 rads entregados por neutrones de 10 MeV. En general, los efectos radioinducidos, dependen de la distribución espacial de la energía impartida al medio por una partícula cargada. Es decir que el efecto observado, no solo depende de la dosis absorbida, sino del tipo y/o energía de la radiación ionizante que lo produjo. En particular, importa la descripción de la calidad, en términos de la llamada Transferencia Lineal de Energía o LET, que es la distribución espacial de la energía de una partícula cargada o radiación, al atravesar una distancia recorrida, a causa de las colisiones con electrones. 104
  5. 5. LET = dE/dl Donde dE, es la energía perdida por una partícula cargada, al atravesar una distancia dl. Entonces, para obtener una evaluación del riesgo a una condición de irradiación definida, es necesario aplicar a la dosis absorbida, unos factores modificantes. 3.- Dosis Equivalente Puesto que la probabilidad de aparición de efectos estocásticos depende de la calidad de la radiación, tradicionalmente se ha introducido un factor de ponderación para modificar la dosis absorbida y definir el entonces llamado EQUIVALENTE DE DOSIS. Este factor adimensional, llamado FACTOR DE CALIDAD, Q, se expresa en función de la transferencia lineal de energía. Sin embargo, como se explica más adelante, de acuerdo a las últimas recomendaciones del ICRP, en lugar de Q, se utilizan ahora los FACTORES DE PONDERACION DE LA RADIACION, WR , basados en una revisión de la información biológica. Se define ahora una nueva magnitud derivada de la dosis absorbida promediada en un tejido u órgano y denominada DOSIS EQUIVALENTE. La Dosis Equivalente en un órgano o tejido T, debida a la radiación R, se expresa por: HT,R = WR . DT,R donde DT,R es la dosis absorbida promedio debida a la radiación R, en el tejido u órgano T. Puesto que el factor de ponderación de la radiación es adimensional, la unidad de dosis equivalente en el Sistema Internacional es la misma que la de la dosis absorbida, o sea J/kg, pero recibe el nombre especial de SIEVERT ( Sv). La dosis equivalente por unidad de tiempo es la tasa de dosis equivalente: UNIDAD S.I.: Sievert 1 Sv = 100 rem. UNIDAD TRADICIONAL: rem FACTORES DE PONDERACION DE LA RADIACION1 TIPO Y RANGO ENERGETICO FACTOR DE PONDERACIÓN DE LA RADIACION WR Fotones de todas las energías 1 Electrones y muones de todas las energías 1 Neutrones, energía < 10 keV 5 10 keV hasta 100 keV 10 > 100 keV hasta 2 MeV 20 > 2 MeV hasta 20 MeV 10 > 20 MeV 5 Protones, menos los de retroceso, energía > 2 MeV 5 Partículas alfa, fragmentos de fisión, núcleos pesados 20 1 = Todos los valores están relacionados con la radiación que incide sobre el cuerpo o, en el caso de fuentes internas, con las emitidas por dichas fuentes. 105
  6. 6. Dosis equivalente  Tiene en cuenta los distintos tipos de radiación  El símbolo es H  Unidad = sievert (Sv)  Algunos países aún usan el rem (= 0,01 Sv) H El valor del factor de ponderación de la radiación para un determinado tipo y energía, ha sido escogido por el ICRP, de forma que sea representativo de los valores de eficacia biológica relativa de dicha radiación para inducir efectos estocásticos a dosis bajas. La eficacia biológica relativa ( EBR) de un tipo de radiación, frente a otra, es la relación inversa entre las dosis absorbidas, que dan lugar a la aparición del mismo efecto biológico. En líneas generales, los valores WR son compatibles con los valores de Q, los cuales a su vez están relacionados con la magnitud denominada transferencia lineal de energía (LET), que es una medida de la densidad de la ionización a lo largo de la trayectoria seguida por una partícula ionizante. Para radiaciones de baja LET, incluidas las radiaciones X y gamma de cualquier energía, según el ICRP se ha escogido la unidad para el factor de ponderación de la radiación. El valor elegido para otras radiaciones está basado en los valores observados de la eficacia biológica relativa (EBR), independientemente de que la radiación de referencia sea del tipo X o gamma. Ejemplo: Un tejido absorbe 2 mGy de radiación gamma y 1 mGy de radiación alfa. ¿Cuál es su dosis equivalente? Solución: (2 mGy x 1) + (1 mGy x 20) = 22 mSv 4.- Dosis Efectiva Se ha observado que la relación entre la probabilidad de aparición de efectos estocásticos y la dosis equivalente, también depende del órgano o tejido irradiado. Por lo tanto resulta 106
  7. 7. apropiado definir otra magnitud derivada de la dosis equivalente, la dosis efectiva. Para expresar la combinación de diferentes dosis equivalentes en diferentes tejidos de forma que se pueda correlacionar razonablemente con el efecto estocástico total, se utiliza el FACTOR DE PONDERACION DE TEJIDO, WT. Los valores de dicho factor se han escogido de forma tal, que una dosis equivalente uniforme sobre todo el cuerpo, de lugar a una dosis efectiva numéricamente igual a esta dosis equivalente uniforme. La suma de los factores de ponderación de los tejidos es entonces igual a la unidad. La unidad de dosis efectiva también es el J/kg. y recibe el nombre especial de Sievert. La dosis efectiva E, es la suma de las dosis equivalentes ponderadas en todos los órganos y tejidos del cuerpo. Viene dada por la expresión: E =  WT . HT R Donde HT , es la dosis equivalente en el tejido u órgano T. Dosis efectiva  Tiene en cuenta la radiosensibilidad de los distintos tejidos u órganos  El símbolo es E  Unidad = sievert (Sv); (o rem) E FACTORES DE PONDERACION DEL TEJIDO 1 TEJIDO U ORGANO FACTOR DE PONDERACION DEL TEJIDO, WT Gónadas 0.20 Medula ósea (roja) 0.12 Colon 0.12 Pulmón 0.12 Estómago 0.12 Vejiga 0.05 Mama 0.05 Hígado 0.05 Esófago 0.05 Tiroides 0.05 Piel 0.01 Superficie ósea 0.01 Resto 0.052,3 1. Estos valores se han determinado a partir de una población de referencia de igual número de personas de ambos sexos y un amplio espectro de edades. En la 107
  8. 8. definición de dosis efectiva, éstos son aplicables a los trabajadores, la población en su conjunto y para cualquiera de los sexos. 2. A efectos de cálculo, el “resto” se compone de los siguientes tejidos y órganos: glándulas suprarrenales, cerebro, intestino grueso superior (ciego, ascendente y transverso), intestino delgado, riñones, músculos, páncreas, bazo, timo y útero. La lista contiene órganos susceptibles de ser irradiados de forma selectiva. Se sabe que algunos de los órganos que figuran en la lista son susceptibles a la inducción de cáncer. Si posteriormente se identificara que otros tejidos y órganos tienen un riesgo significativo de cáncer inducido, se incluirán en la lista, ya sea con un WT específico o dentro del conjunto adicional que constituye el “resto”. Este último también puede incluir otros tejidos u órganos irradiados de forma selectiva. 3. En los casos excepcionales en los que uno cualquiera de los tejidos u órganos del resto, reciba una dosis equivalente superior a la dosis más alta de cualquiera de los doce órganos para los que se especifica un factor de ponderación, se aplicará al tejido u órgano afectado, un factor de ponderación de 0.025, aplicándose un factor de ponderación de 0.025 a la dosis media en los otros órganos o tejidos que constituyen el “resto” según se define anteriormente. Ejemplo: Los pulmones reciben una dosis equivalente de 3 mSv y la tiroides recibe una dosis equivalente de 6 mSv. ¿Cuál es la dosis efectiva que ha recibido esta persona? Solución: (3 mSv x 0,12) + ( 6 mSv x 0,05) = 0,36 + 0,3 = 0,66 mSv II.- DETECCION Y MEDICION DE LAS RADIACIONES IONIZANTES En vista de que ninguno de los sentidos del organismo humano, es capaz de detectar las radiaciones ionizantes, sus efectos biológicos y en general el riesgo que implica su exposición permanecieron ignorados por mucho tiempo, razón por la cual se hace necesario disponer de instrumentos que la cuantifiquen, con fines proteccionistas. La detección y medida de las radiaciones tienen sus fundamentos en la evaluación de los procesos físico - químicos que provocan las radiaciones ionizantes al interactuar con la materia. Esta interacción supone una cesión de energía, que hay que cuantificar, valiéndose de los efectos que ocasionan: ioniza el medio gaseoso, ennegrece emulsiones fotográficas, descompone ciertas substancias químicas, provoca centelleo dentro de ciertas sustancias luminiscentes, etc. Estas propiedades han sido explotadas para el estudio y la construcción de diversos aparatos de detección y medida de las radiaciones. 108
  9. 9. Un sistema de detección de la radiación, se halla constituido por dos bloques básicos:  Detector  Instrumentación electrónica asociada. El detector actúa como transductor, transformando la energía del campo de radiación a medir, en otra mas fácilmente procesable, como es la energía eléctrica. Los detectores de radiaciones ionizantes pueden clasificarse en detectores inmediatos o retardados, según el suministro de la información al observador, instantánea o diferida, con respecto al momento en que se procede a la detección. También pueden clasificarse en por ionización o por excitación, según el tipo de fenómeno físico involucrado en el proceso de conversión de la energía del campo de radiación, en señal inteligible. Por ionización Gaseosos Semiconductores INMEDIATOS Por excitación Centelleo Por ionización Película fotográfica RETARDADOS Por excitación Termoluminiscente A.- DETECTORES POR IONIZACION 1.- Detectores gaseosos La radiación al pasar por un gas, produce iones, si mediante dos electrodos se aplica un campo eléctrico, los iones serán atraídos según su carga eléctrica, originando una corriente, es decir una señal eléctrica. Un detector basado en este principio consta de un cilindro que encierra el gas (cátodo) y tiene un electrodo central aislado que actúa de ánodo (Fig. 1). Cuando dicho dispositivo se - Figura 1 - 109
  10. 10. expone a un campo de radiación, la interacción de las partículas ionizantes con el gas que llena el recinto o con el material de sus paredes, hace que se generen pares de iones (uno de carga eléctrica positiva y otro de carga eléctrica negativa). Estos iones, en presencia del campo eléctrico, se aceleran en dirección a los electrodos polarizados eléctricamente con signo contrario, los iones serán atraídos según su carga eléctrica, originando una corriente, es decir una señal eléctrica. Si la diferencia de potencial aplicada a los electrodos de un detector gaseoso es nula, también será nula la intensidad del campo eléctrico en el interior del recinto, con lo que los iones producidos por la interacción de las partículas ionizantes, se encontrarán sometidos solo a la atracción mutua debida al distinto signo de sus cargas, recombinándose para volver a constituir átomos o moléculas neutras (ver figura 2). Aplicando tensión a los electrodos a partir de un cierto valor mínimo, que se conoce como tensión de saturación, el campo eléctrico existente atrae a los iones hacia los electrodos correspondientes con una fuerza proporcional a su intensidad y a la carga eléctrica de un ión. Sin embargo, pese a la existencia de la fuerza de atracción producida por el campo eléctrico, algunos iones se recombinan durante su migración hacia los electrodos, en relación inversa con la diferencia de potencial aplicada (al aumentar ésta, aumenta la intensidad de campo eléctrico y, consiguientemente, aumenta la fuerza que actúa sobre los iones, con lo que se les imprime mayor velocidad y disminuye el tiempo de tránsito hacia los electrodos correspondientes, disminuyendo la probabilidad de recombinación). En esta zona de operación la altura de los pulsos (amplitud del impulso) o la corriente producida por fotones de igual energía no se modifica al variar la tensión de los electrodos. Esta condición se mantiene dentro de un rango de tensiones entre 6 y aproximadamente 300 volts. En el cual se dice que el detector opera en la zona de cámara de ionización. Debido a la muy pequeña cantidad de cargas eléctricas puestas en juego por cada interacción de partículas ionizantes con la cámara de ionización, la amplitud de los correspondientes impulsos eléctricos resulta muy pequeña; por esta razón, no resulta práctico utilizar este tipo de detectores para el contaje de eventos. Las cámaras de ionización se emplean fundamentalmente para la determinación de la intensidad de campos de radiación. Al sobrepasar un cierto valor en la tensión aplicada, la aceleración alcanzada por los iones primarios es tal, que por colisión con las moléculas de gas, producen iones secundarios que aumentan la corriente o el pulso en forma proporcional a los iones primarios producidos por la radiación. A partir de dicho valor, tenemos un nuevo rango de tensiones y a los detectores gaseosos polarizados en esa zona de funcionamiento (ver figura 2) se los denomina contadores proporcionales. En estas condiciones, la amplitud de los impulsos obtenidos guarda proporcionalidad tanto con la energía transferida por la partícula ionizante incidente que interactúa con el detector como con la tensión de polarización de los electrodos. En estos detectores, para igualdad de energía de la partícula ionizante, la amplitud del impulso eléctrico obtenido es mayor que el de las cámaras de ionización, por lo que se los puede emplear en el contaje de eventos. La aplicación más frecuente de este tipo de detectores en protección radiológica es en el monitoraje de contaminaciones superficiales con radionucleídos emisores alfa o beta. Dado que las partículas alfa y beta poseen baja capacidad de penetración en un medio material denso, en necesario contar con una ¨ventana¨ de espesor apropiado y de material 110
  11. 11. liviano para que tales partículas puedan interaccionar con el gas detector. El espesor de ventana se suele expresar en unidades de masa (de la ventana) por unidad de superficie de la misma (mg/cm2 ). Si se continúa aumentando la diferencia de potencial entre los electrodos de un detector gaseoso, más allá de los valores que corresponden al rango de funcionamiento como contador proporcional, la producción de iones secundarios se hace tan grande y se propaga en cadena tan rápidamente, que produce una verdadera descarga en el detector, es decir, el factor de multiplicación de iones deja de ser lineal con la tensión aplicada. Ello se debe a que al ser la masa de los iones positivos mucho mayor que la de los electrones, los primeros se desplazan a menor velocidad que los segundos, llegando a constituir una ¨carga espacial¨ que altera la forma del campo eléctrico dentro del detector y, por ende, la linealidad. Si se aumenta aún más la diferencia de potencial, el efecto de la carga espacial resulta dominante frente a la diferencia de potencial exterior. En este caso la ionización primaria es multiplicada por un factor de orden de 106 y se obtienen pulsos eléctricos cuya tensión es independiente del número inicial de iones. Esta región de operación del detector gaseoso recibe el nombre de Geiger - Müller. En la zona del Geiger-Müller, la amplitud del impulso se mantiene constante e independiente de la energía de la partícula, ya que en esta región de trabajo del detector gaseoso, la amplitud de los impulsos (para cualquier valor de la energía de la partícula incidente), alcanza el valor máximo obtenible con esa configuración del detector. En general, se prefieren los contadores Geiger-Müller para la detección de radiación beta o fotónica. En la figura 2 se muestra la altura de los pulsos producidos por el paso de un fotón a través del detector en función de la tensión eléctrica aplicada a los electrodos. Se han marcado las tres zonas: cámara de ionización, contador proporcional y Geiger-Müller. Además se indica una cuarta zona, que corresponde a proporcionalidad limitada según la energía de los fotones. Figura 2 111
  12. 12. B.- DETECTORES POR EXCITACION Detectores de Centelleo.- Los detectores de centelleo, se basan en el principio de que cuando una radiación ionizante atraviesa ciertas substancias luminiscentes, se produce una luz visible que puede ser detectada con la ayuda de dispositivos tales como el fotomultiplicador. III.- DOSIMETRIA PERSONAL Es de particular interés el conocer la consecuencia resultante de la interacción de las radiaciones ionizantes sobre las células y tejidos humanos, ya que sabemos que existe dependencia entre los efectos biológicos nocivos y la dosis recibida. La dosimetría personal consiste en medir, persona a persona, la dosis que reciben en su trabajo diario; además, nos sirve de base para evaluar de manera inmediata el grado de bondad de los sistemas de Protección Radiológica. Es evidente que si los trabajadores reciben dosis elevadas, es que los sistemas de Protección no son los adecuados o que la planificación de los trabajos, no es idónea. El dosímetro personal es el instrumento que mide y registra la dosis total recibida por una persona. Este instrumento permite medir la dosis recibida por el cuerpo. Sin embargo, estas magnitudes no pueden ser medidas con exactitud ya que el dosímetro es usado en un lugar representativo sobre la superficie del cuerpo y como el campo de radiación no siempre es homogéneo y es multidireccional, el valor medido dependerá de la orientación del cuerpo dentro del campo de radiación. Estudios sobre dosis altas no habituales, recibidas por trabajadores que no las presentaban con anterioridad, nos deben servir para investigar sobre:  Cambios habidos en la instalación.  Cambio de técnicas de trabajo.  Presencia de fuentes adicionales de exposición.  Averías en general.  Ocurrencia de accidentes radiológicos. Como consecuencia de la misma mejoraremos, si es necesario, las condiciones en las cuales habitualmente realizan su trabajo. Resumiendo, podemos decir que el objetivo principal de la dosimetría personal, es la de optimizar la protección radiológica del personal ocupacionalmente expuesto, a través de la vigilancia de los procedimientos de trabajo en el área de radiación y de los niveles de referencia. Los niveles de referencia son valores de una magnitud que rige conductas a seguir, luego de estudiar toda la información al respecto, cuando los valores superan lo establecido. No se deben confundir con los límites. Un dosímetro personal deberá cumplir con los siguientes requisitos:  Pérdida mínima del registro de la “dosis acumulada” durante el período de uso. 112
  13. 13.  Dependencia energética mínima.  Amplio rango de medida.  Buena respuesta a la dosis absorbida (respuesta lineal).  Sensibilidad adecuada.  Equipo asociado no muy sofisticado.  Resistente a las condiciones ambientales.  No deberá interferir en el desempeño de las actividades.  Costo razonable. Los tipos de dosímetros personales más utilizados, son los siguientes:  Dosímetros de película.  Dosímetros de lapicera.  Dosímetros termoluminiscentes. A.- DOSÍMETROS DE PELÍCULA: El ennegrecimiento de emulsiones fotográficas, fue el primer método usado para detectar radiaciones. Una pequeña placa de película recubierta con un material muy delgado que evita la incidencia de luz (que velaría la placa), se coloca dentro de un armazón que tiene una ventana abierta - sin filtro - y otras porciones esta cubierto por filtros colocados simétricamente en la parte anterior y posterior. El material de los filtros depende del tipo de radiación a la que se expone el usuario, generalmente se usa cadmio, aluminio, cobre y plomo. La película contiene bromuro de plata (AgBr) con emulsiones de diferente sensibilidad, para permitir mayor margen de detección. La de alta sensibilidad (bajas dosis) tiene un rango aproximado de 10 mR a 400 mR y la de baja sensibilidad (altas dosis), cubre desde 400 mR hasta 10.000 mR. Mediante un proceso químico denominado revelado, se puede poner de manifiesto la imagen latente dejada por la radiación en la película dosimétrica. Las radiaciones transfieren energía a la emulsión excitando a los electrones del cristal de bromuro de plata. Los iones de plata, al combinarse con los electrones, forman átomos de plata, que patentizan el ennegrecimiento aparecido en la película por efecto de las radiaciones y que no es apreciable a simple vista. El velado esta en relación con la exposición a la que se sometió el dosímetro. De acuerdo con la densidad óptica del velado, se puede calcular la dosis absorbida por el individuo. Un inconveniente de este dosímetro, es la disminución con el tiempo, de la intensidad de la imagen latente. Para paliar este problema, el proceso de revelado se efectuará siempre con revelador y fijador nuevos en cada grupo de dosímetros. Otro inconveniente de los dosímetros de película, es que no son de material equivalente a tejido biológico. Una ventaja de este sistema de dosimetría, es que la información obtenida en la película puede guardarse. 113
  14. 14. B.- LAPICERA DOSIMÉTRICA: Es un dosímetro de lectura directa, posee la apariencia externa de una pluma estilográfica y se usa para obtener, de manera inmediata, una indicación bastante precisa e instantánea, de la exposición a la que ha estado sometida la persona. Su principio de funcionamiento es la cámara de ionización. Tiene como electrodo central una fibra de cuarzo flexible y metalizado; al incidir la radiación, la lámina de cuarzo se descarga de tal manera, que esta descarga es proporcional a la radiación incidente, provocando el desplazamiento de la pluma sobre una escala en miniatura. La lectura resultante es directa ya que la escala está calibrada en miliroentgen (mR). Su grave inconveniente es que se descarga con frecuencia, por golpes o variación de las condiciones ambientales, dando por tanto una medida incorrecta en la escala que lleva incorporada. Otra desventaja es la escala abarca un rango pequeño (0 - 200 mR, 0 - 500 mR), no dando por lo tanto información, cuando se exceden esos valores. Una regla importante a tenerse en cuenta durante su uso, es que debe ser recargado, es decir llevado a CERO, cuando la lectura alcanza el 75% del valor máximo que el dosímetro puede acumular. Es decir, un dosímetro para 200 mR, debe encerarse cuando alcanza el valor de 150 mR. C.- DOSÍMETROS TERMOLUMINISCENTES: Entendemos por termoluminiscencia aquel fenómeno mediante el cual substancias cristalinas como el Fluoruro de Litio (LiF), Fluoruro de Calcio (CaF2), Sulfato de Calcio (CaSO4), entre otras, emiten luz al ser calentadas a una temperatura inferior a la de incandescencia. Este fenómeno se presenta, como liberación de la energía almacenada, motivada por una acción exterior, como por ejemplo el haber estado expuesto a radiación ionizante. Durante la exposición, el dosímetro acumula energía en las capas electrónicas de los átomos. Luego, mediante calentamiento, se libera dicha energía en forma de radiación luminosa. La cantidad de luz emitida durante este calentamiento, es proporcional a la dosis de radiación absorbida. El calentamiento debe hacerse en condiciones perfectamente normalizadas y la medición de la luz emitida, se efectúa mediante instrumentos electrónicos de precisión. Estos dosímetros tienen una excelente respuesta para un amplio rango de energía, por ello, no permiten su discriminación. Finalmente, debemos tener muy en cuenta lo siguiente: LA DOSIMETRIA ES UN SISTEMA QUE PERMITE MEDIR LA CANTIDAD DE RADIACION QUE USTED RECIBE CUANDO TRABAJA CON ELLA. RECUERDE: EL DOSIMETRO NO PROTEGE 114
  15. 15. 115 IV.- BIBLIOGRAFIA 1. IAEA. “Assessment of Doses to the Public from Ingested Radionuclides”. Safety Reports Series No. 14, 1999, 87 p. 2. IAEA. “Low Dose of Ionizing Radiation: Biological Effects and Regulatory Control”. Proceedings Series No. 1030, 1998, 439 p. 3. IAEA . “International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources”. FAO, IAEA, ILO, OECD, PAHO and WHO. Safety Series No. 115, 1996. 4. IAEA. “Measurement Assurance in Dosimetry”. Proceedings Series No. 930, 1994, 691 p. 5. IAEA. “Radiation Protection Infraestructure”. Proceedings Series No. 840, 1990, 512 p. 6. IAEA. “Measurement of Radionuclides in Food and the Environment”. A Guide Book. Technical Reports Series No. 295, 1989, 169 p. 7. IAEA. “Guidelines on Calibration of Neutron Measuring Devices”. Technical Reports Series No. 285, 1988, 76 p. 8. IAEA. “Biological Dosimetry: Chromosomal Aberration Analysis for Dose Assessment”. Technical Reports Series No. 260, 1986, 69 p. 9. OIEA. “Determinación de la Dosis Absorbida en Haces de Fotones y Electrones”. Código de Práctica Internacional. Segunda edición. Informe Técnico NO. 277, 1998, 102 p.

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