9. Protección contra la irradiación externa

Protección contra la irradiación externa
Tema 9 - 1/15
1. PEELLIIG
S RA
AS
LA
EL
DE
DD
AD
S
DA
ES
NE
SIID
ON
OS
RO
CIIO
GR
AC
DIIA
AD
Irradiación
• Externa:
• Interna:
fuente exterior al individuo
fuente incorporada por ingestión o por inhalación
Alcance de las distintas radiaciones en tejido biológico.
partículas α (1 MeV)
partículas β (1 MeV)
partículas γ (1 MeV)
4 µm
4 mm
0.65 m
Peligrosidad de las distintas radiaciones
irradiación externa
apenas peligrosa
α
poco peligrosa
β
γ, n muy peligrosa
irradiación interna
muy peligrosa
α
peligrosa
β
γ, n peligrosa
Factores que intervienen en el control de la dosis.
• Distancia
• Tiempo
• Blindaje
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ISBN 84-398-9769-3
© Manuel R. Ortega Girón
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Tema 9 - 2/15
2. DIISSTTAANNCCIIAA
Fuente puntual isótropa con absorción despreciable entre la fuente y
el punto considerado.
(flujo)
1
φ∝ 2
r
(dosis)
1
D∝ 2
r
• Decrece proporcionalmente al cuadrado de la distancia.
• Para fuentes extensas y/o absorción pronunciada hay que hacer
las correcciones oportunas.
• Fuente puntual de 60Co que produce H = 400 µSv/h
a una distancia de 2 m.
• Límite máximo aconsejable: H = 25 µSv/h
2
H 1  r2 
H 1 2 400 2
2
=   ⇒ r2 =
r1 =
× 2 = 64 m 2 ⇒
H 2  r1 
25
H 2
∴ r =8m
• Para partículas cargadas, su alcance máximo en el aire nos
proporciona la distancia límite.
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3. TIIEEM
O
PO
MP
Dosis acumulada:
D = D t
Es conveniente reducir al máximo el tiempo de exposición (ensayos
en frío).
• Para una tasa de dosis: H = 50 µSv/h
• Límite máximo recomendado: H = 50 mSv/año
50 mSv/año = 1 mSv/semana
t=
(1 año = 50 semanas)
H 100 µSv/semana
=
= 20 horas/semana
H
50 µSv/h
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Tema 9 - 4/15
4. BLLIINNDDAAJJEE
• Interposición de un medio material entre la fuente y los seres
humanos, a fin de atenuar la intensidad.
• Son indispensables para:
o Fuentes muy activas
o Exposición prolongada
• La elección del blindaje dependerá del tipo y energía de la
radiación emitida por la fuente.
PAARRTTÍÍCCUULLAASS α
α
Recorrido de las partículas α emitidas por el 216Po (6.78 MeV)
aire: 5.6 cm
tejido: 50 µm
aluminio: 34 µm
No hay necesidad de blindaje.
PAARRTTÍÍCCUULLAASS ββ
Recorrido de las partículas β emitidas por el 32P (Emáx=1.7 MeV)
aire: 6 m
plexiglás: 6.5 mm
aluminio: 3 mm
• Basta con pocos cm de material ligero (vidrio,...)
• Hay que tener en cuenta el bremsstrahlung producido en las
paredes del recipiente.
• Fracción de energía que reaparece: ZE/3000
• Material ligero seguido de material pesado ( plomo, ...)
para absorber el bremstrahlung.
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Recipiente de plexigás (6.5 mm de espesor) que
contiene 1 Ci de fósforo-32.
Las partículas β se detienen en la pared del recipiente sin
embargo, la radiación de frenado produce a 15 cm
D = 2.5 mGy/h
(Dmáx = 25 µGy/h )
RAAYYO
Y RA
AD
DIIA
OS
SX Y
AC
CIIÓ
ÓN
N γγ
Haz colimado
Ley de atenuación exponencial.
D = D0 e − µ x
ESR = x1/ 2 =
ln 2 0.693
=
µ
µ
• Un espesor de semireducción reduce la dosis a la mitad.
• Materiales adecuados: elevados número atómico y densidad.
ejemplo: hormigón, hierro ó plomo
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Haz no colimado
Se produce acumulación
Factor de acumulación B(µx )
• También depende de hν y de la geometría del blindaje
• Sus valores están tabulados.
Hay que tener en cuenta el efecto de sombra y la radiación dispersa
procedente de las paredes, techo, ...
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NEEUUTTRRO
ON
NE
ES
S
Neutrones Rápidos: materiales ligeros e hidrogenados (agua,
parafina, hormigón, ...)
Neutrones Térmicos: absorbentes (boro, cadmio, ...)
n + 10 B →
n + 113 Cd →
114
7
Li + α
Cd + γ (7.5 MeV)
(blindaje de plomo)
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5. CÁÁLLCCUULLO
E DO
DE
OD
S
SIIS
OS
CÁÁLLCCUULLO
AD
AM
DIIA
MM
MA
AC
A
CIIÓ
OD
ÓN
DE
N GA
ED
DO
OS
SIIS
SD
DE
E RA
Constante específica de radiación gamma (k) para un
radionucleido determinado es la tasa de exposición a 1 m de
distancia de una fuente puntual e isótropa de 1 Ci de actividad.
A
X =k 2
r
(se expresa en R/h por Ci a 1 m)
Para el cobalto-60:
Para el cesio-137:
k = 1.35
k = 0.34
R/h por Ci a 1 m
R/h por Ci a 1 m
Fuente de cesio-137 de 5 mCi.
−3
5 × 10
-3
a 1 m: X = 0.34
r/h = 1.7 mR/h
=
1.7
×
10
12
−3
5 × 10
-3
a 3 m: X = 0.34
r/h = 0.19 mR/h
=
0.19
×
10
2
3
D = 0.2 mrad/h
H = 0.2 mrem/h = 2µSv/h
Dosis equivalente recibida a 3 m durante dos horas:
X ≈ D = 0.2 mrad/h
= 0.2 mrad/h × 1 × 1 = 0.2 mrem/h
H = DQN
H = 0.2 mrem/h × 2 h = 0.4 mrem = 4 µSv
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Tema 9 - 9/15
CÁÁLLCCUULLO
AY
YO
OS
S-X
OD
DE
ED
DO
OS
SIIS
SD
DE
E RA
Intensidad específica de exposición (E) a rayos-X es tasa de
exposición a 1 m de distancia para una intensidad de corriente de 1
mA .
X = E (V )
i
r2
(R/min por mA a 1 m)
El valor de E(V) aumenta con la
tensión aplicada
i = 400 mA, r = 0.35 m, t = 0.2 s
V = 75 kV,
E(V)= 0.7 R/min por mA a 1 m
400
= 2 286 R/min = 38 R/s
X = 0.7 ×
0.352
X = X t = 38 R/s × 0.2 s = 7.6 R
D = 8 rad
H ≈ 8 rem = 80 mSv
Con las modernas técnicas de radiodiagnóstico, la dosis típica en una
radiografía es 100 veces inferior.
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Tema 9 - 10/15
6. CO
A
EA
RE
ÁR
EÁ
DE
OD
CO
RIIC
TR
ÉT
MÉ
SIIM
OS
DO
LD
OL
RO
TR
NT
ON
• En la puesta en funcionamiento de la instalación.
• En operación normal de la instalación.
• Monitores de radiación
o compactos
o volumen reducido
o respuesta independiente de la energía
o calibrados en dosis equivalentes
o sensibles a todas las radiaciones.
• Monitores portátiles: ligeros y manejables
o localizar fuentes extraviadas
o delimitación de zonas contaminadas
o detectar puntos calientes en el blindaje
• Monitores fijos: instalación fija
o lectura continua del nivel de exposición.
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Monitores específicos
• Monitores de radiación gamma y X
cámaras de ionización
contadores proporcionales
contadores Geiger
detectores de centelleo
ventanas delgadas para detectar radiación beta
o Trabajan en modo de corriente (microamperímetros)
o La respuesta es función de la energía, por lo que es
necesario la utilización de monitores compensados
• Monitor portátil de contaminación superficial β-γ
contador proporcional de ventana muy delgada de gran
área
calibrados en cuentas /s ⇒ actividad /superficie
• Monitor para radiación alfa
ventanas muy delgadas protegidas por una rejilla.
• Monitores de neutrones
o Neutrones rápidos
contadores proporcionales con polietileno incorporado a
su volumen (protones de retroceso).
o Neutrones térmicos
cámaras de ionización recubiertas con boro ó
contadores proporcionales llenos con F3B (gas).
o No se dispone de monitores entre 1 eV ⇒ 100 keV
o Se han desarrollado monitores para medir dosis equivalente
en tejido blando para energías de 0.01 eV ⇒ 15 eV
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Tema 9 - 13/15
7. CO
L
AL
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PE
OP
CO
RIIC
TR
ÉT
MÉ
SIIM
OS
DO
LD
OL
RO
TR
NT
ON
Miden la dosis acumulada por cada individuo en particular.
Monitores de película fotográfica: son los más utilizados.
• Detectan radiación electromagnética, neutrónica y beta.
• Emulsión doble: 50 µSv-50 mSv y 50 mSv-10 Sv
• Filtros para discriminar energías de radiación γ y β
Monitores de termoluminiscencia: van sustituyendo a las
películas fotográficas.
• Los más utilizados son: LiF y Ca F2
Dosímetro tipo pluma (cámara de ionización)
• Escala de medida: 1 mSv a 100 mSv
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8. CLLAASSIIFFIICCAACCIIÓ
Y SE
E
DE
NY
ÓN
ND
ÓN
CIIÓ
AC
ZA
LIIZ
AL
ÑA
EÑ
ZO
S
AS
NA
ON
Zona vigilada
• 1/10 a 3/10 de los límites máximos
• 2.5 a 7.5 µSv/h y 5 a 15 mSv/año
• Obligatorio: monitores de área
• Contaminación:
o Equipo de protección (ropa, guantes,...)
o Control de salida
Zona controlada
o superior a 3/10 de los límites
o más de 7.5 µSv/h y más de 15 mSv/año
• Obligatorio:
o Monitores de área
o Dosímetros personales
o Controles médicos periódicos
Zona de permanencia limitada
se superan los límites
Zona de acceso prohibido
cuando en una sola exposición hay riesgo de
superar el límite máximo anual de 50 mSv
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