práctica 1. criterios para el empleo de los equipos de medida de la

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PRÁCTICA 1.
CRITERIOS PARA EL EMPLEO DE LOS EQUIPOS DE MEDIDA DE LA
RADIACIÓN: SENSIBILIDAD, PRECISIÓN, TIEMPO DE RESPUESTA,
GEOMETRÍA DE IRRADIACIÓN, REPRODUCIBILIDAD Y
EFICIENCIA ANTE FOTONES Y PARTÍCULAS DE DISTINTA
ENERGÍA
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ÍNDICE
GUIÓN: ............................................................................................................................. 3
MATERIAL NECESARIO: .................................................................................................... 3
OBJETIVO .......................................................................................................................... 4
1. DESCRIPCIÓN DE LOS EQUIPOS DE MEDIDA DE NIVELES DE RADIACIÓN.................. 4
1.1. EVALUACIÓN DE NIVELES DE RADIACIÓN. ......................................................... 4
1.2. CLASIFICACIÓN GENERAL DE LOS DETECTORES PARA MEDIDA DE NIVELES DE
RADIACIÓN. ....................................................................................................... 5
1.3. VERIFICACIONES Y CALIBRACIÓN ....................................................................... 8
1.4. PROCEDIMIENTO DE MEDIDA. ........................................................................... 9
2. REALIZACIÓN DE LA PRÁCTICA: MEDIDA DE LOS NIVELES DE RADIACIÓN.............. 10
2.1. UNIFICAR LAS MEDIDAS DE DIFERENTES EQUIPOS A DOSIS EQUIVALENTE
AMBIENTAL H*(10). ......................................................................................... 10
2.2 REVISIÓN GENERAL DE UNA INSTALACIÓN TIPO .............................................. 12
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PRÁCTICA 1. CRITERIOS PARA EL EMPLEO DE LOS EQUIPOS DE MEDIDA DE LA
RADIACIÓN: SENSIBILIDAD, PRECISIÓN, TIEMPO DE RESPUESTA, GEOMETRÍA DE
IRRADIACIÓN, REPRODUCIBILIDAD Y EFICIENCIA ANTE FOTONES Y PARTÍCULAS DE
DISTINTA ENERGÍA
GUIÓN:
a) Observar el funcionamiento y características de los detectores más adecuados
para cada tipo de radiación, apreciando las cualidades de cada uno según las
necesidades prácticas
b) Realizar las verificaciones previas al uso de los equipos
c) Realizar varias medidas con los equipos de medida de niveles de radiación en
distintos puntos de la instalación
d) Determinar las condiciones óptimas de trabajo
e) Corregir las medidas teniendo en cuenta las incertidumbres
f) Unificar las medidas de diferentes equipos a Dosis Equivalente Ambiental
g) Interpretar los resultados obtenidos
h) Analizar las conclusiones obtenidas en el manejo y operación de los distintos
equipos.
MATERIAL NECESARIO:
La práctica descrita se realiza con los materiales y detectores que se detallan a
continuación, pudiéndose llevar a cabo con otros dispositivos, siempre que sean
adecuados a los requerimientos de la práctica definidos en el guión y a las condiciones
reales del laboratorio donde se vayan a impartir.
1) Equipos portátiles con diferentes tipos de detectores: cámara de ionización,
contador proporcional, Geiger-Müller, detector de centelleo.
2) Fuentes de radiación: Cs-137; Ra-226; Co-60;
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OBJETIVO
La vigilancia de una instalación nuclear o radiactiva exige la utilización de diversas
técnicas de determinación de las magnitudes radiológicas asociadas, ya sean
contaminación ambiental, contaminación superficial o niveles de radiación. En general lo
deseable es utilizar aquellas técnicas que ofrezcan todas las ventajas en términos de
coste, tiempo o facilidad de manejo y que al mismo tiempo sean suficientemente
sensibles. Desafortunadamente, no siempre es posible conjugar esta situación ideal.
El objetivo de la práctica es dar a conocer, mediante la praxis, los diferentes tipos de
equipos que se pueden emplear para evaluar los niveles de radiación en las instalaciones
para optimizar los trabajos y operaciones de forma que se reduzcan las dosis al personal
de la instalación y del público.
La práctica se divide en dos partes:
1) Descripción de los diferentes equipos, observando sus características y manejo.
2) Manejo de los equipos y medida de los niveles de radiación, unificando las
medidas y realizando las operaciones necesarias de revisión en una instalación
tipo
1. DESCRIPCIÓN DE LOS EQUIPOS DE MEDIDA DE NIVELES DE RADIACIÓN
1.1. Evaluación de niveles de radiación.
Los niveles de radiación pueden ser evaluados por métodos de medida directos e
indirectos. La medida por métodos directos se realiza con equipos que suministran la
medida en el mismo momento y en el lugar donde ha sido colocado el equipo. El detector
y la cadena electrónica que evalúa el nivel de radiación, están integrados en el mismo
equipo. La medida por métodos indirectos se realiza con equipos que tienen separados el
sistema de detección de la electrónica de lectura y generalmente necesitan tiempos de
exposición superiores a los directos. Estos últimos son más precisos.
La medida de los niveles de radiación en una instalación se realiza con un doble objetivo:
Detectar los puntos de la instalación en donde se encuentran los valores más
elevados de radiación, para que utilizando los medios de protección radiológica
adecuados, las operaciones se realicen en las condiciones más seguras posibles y
que impliquen los mínimos riesgos, para los Trabajadores Expuestos (T.E.).
Demostrar que los T.E. y los miembros del público en general, no están expuestos
a niveles de radiación significativos como consecuencia de las operaciones
realizadas en la Instalación.
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Las magnitudes de interés incluidas en la ICRP (1991) y recogidas en el Reglamento de
Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes (2001) utilizadas en la vigilancia
ambiental y destinados a la protección del público en general son: dosis efectiva, E, dosis
equivalente media en piel, la dosis equivalente media al cristalino y la dosis equivalente
media en cualquier otro órgano HT.
Una de las magnitudes definidas por el Comité Internacional de Unidades Radiológicas
(ICRU), para la vigilancia ambiental o de área, que relaciona la irradiación externa con la
dosis equivalente efectiva y con la dosis equivalente en piel y cristalino es la dosis
equivalente ambiental, H*(d).
La dosis equivalente ambiental, H*(d) en un punto de un campo de radiación, es la dosis
equivalente que se produciría por el correspondiente campo alineado en la esfera ICRU a
una profundidad d (mm), sobre el radio opuesto a la dirección del campo alineado.
Actualmente y para radiación fuertemente penetrante, se recomienda una profundidad
de 10 mm. La dosis equivalente ambiental se expresa mediante H*(10).
Esfera ICRU es una esfera de 30 cm de diámetro, hecha de material equivalente a
tejido de densidad 1 gcm-3 y con composición en masa de 76,2 % de oxigeno, 11,1 % de
carbono, 10,1 % de hidrógeno y 2,6 % de nitrógeno.
1.2. Clasificación general de los detectores para medida de niveles de radiación.
En función de la situación o características de la instalación y/o los puntos a medir se
pueden utilizar diferentes tipos de instrumentos para evaluar los niveles de radiación.
En este apartado se van a desarrollar las características más importantes de los
detectores basados en detectores Geiger-Müller, contadores proporcionales, cámaras
de ionización y centelleadores.
- Contadores Geiger-Müller.
Los contadores Geiger-Müller (G-M) evalúan el producto de la tasa de fluencia de la
radiación y la probabilidad de interación con el volumen activo del contador. La respuesta
de estos contadores respecto a la unidad de dosis es superior a bajas energías, que en la
energía para la cual se calibran (normalmente 1 MeV). Por tanto, para su uso correcto es
necesaria alguna forma de compensación en energía. De manera que un G-M
compensado correctamente tiene una respuesta en energía que varía sólo en un ±10%,
en un rango desde 50 keV hasta 3 MeV. El blindaje colocado como filtro para compensar
en energía es suficiente para eliminar cualquier posible contribución de radiación beta.
El fondo interno de un contador G-M está causado por trazas de radiactividad en sus
componentes. El fondo se puede evaluar colocando el contador en el interior de un
blindaje de plomo de 10 cm, analizando los pulsos que no están en coincidencia con los
obtenidos por otros contadores del mismo tipo situados fuera del blindaje. El fondo
intrínseco no cambia significativamente durante la vida del contador pues los
radionucleidos presentes tienen períodos muy grandes. Un valor típico de fondo
intrínseco en un contador G-M es de 0,2 s-1.
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La respuesta a la radiación cósmica se puede determinar de la misma manera que el
fondo intrínseco añadiendo un factor de corrección del 5 % para evaluar la atenuación de
los 10 cm de plomo.
Un ejemplo de equipo basado en un G-M es el FAG FH40.
- Contador Proporcional.
Los contadores proporcionales tienen una respuesta en función de la energía de los
fotones incidentes muy similar a la de los G-M y requieren, al igual que aquellos de filtros
para compensar dicha respuesta. El tiempo de respuesta de estos contadores es más
pequeño que el de los G-M, por lo que se pueden usar para tasas de contaje más
elevadas. Por el contrario, la señal es más débil y es necesaria una amplificación de la
misma antes de la electrónica de contaje.
La sensibilidad de un contador proporcional a la componente de radiación cósmica es
superior que a la componente de radiación terrestre, respecto a la radiación de fondo.
Por tanto las medidas ambientales de tasa de dosis con estos detectores, sobreestiman la
verdadera tasa de kerma en aire y debe aplicarse una corrección debido a esta
sensibilidad mayor frente a radiación cósmica.
Los métodos para determinar la sensibilidad a la radiación cósmica son similares a los
descritos para contadores G-M.
Un ejemplo de equipo basado en un contador proporcional es el Eberline FH40G.
- Cámaras de ionización.
La medida de la ionización de radiación gamma en tasa de kerma en aire debe realizarse
en condiciones de equilibrio electrónico y espesores de pared suficientes para eliminar las
ionizaciones producidas por partículas beta y electrones secundarios que provienen de la
propia cámara. En cámaras de ionización a la presión ambiental de paredes equivalentes
a aire o a tejido biológico se producen muchos electrones de ionización secundarios. En
cámaras de ionización a alta presión, las paredes juegan un papel muy importante, pues
la fracción mayor de la ionización producida, proviene de la absorción de la radiación
gamma en el gas a alta presión.
La dependencia respecto a la energía de las cámaras de ionización a presión ambiental y
a alta presión, es función del material de construcción de las paredes y de su espesor.
Las cámaras de ionización presurizadas (PIC) son muy usadas y conocidas en las medidas
de tasa de exposición, especialmente en niveles muy bajos. Las PIC tienen una respuesta
razonablemente plana frente a la energía en un rango bastante amplio. La mayor pega de
este equipo es su manejo en campo, pues es pesada y puede ser mucho peor si lleva
incorporado un banco o trípode.
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Las PIC están compuestas por dos componentes, el detector de cámara de ionización de
gas presurizado que mide la tasa de exposición y la electrónica que muestra y guarda los
datos. Ambas unidades están unidas por un cable que transmite la alimentación y los
datos.
Ejemplos de equipos basados en Cámara de ionización son el Babyline 80 y el equipo
Reuter-Stokes Rs-112.
- Contador de centelleo.
Los detectores de centelleo son ampliamente utilizados para la medida de tasa de dosis.
Estos detectores son más densos que el gas de relleno de las cámaras de ionización, por
lo que con detectores de centelleo significativamente más pequeños se obtienen
sensibilidades parecidas a las cámaras, en detectores portátiles. Los detectores de
centelleo se usan más comúnmente en espectrometría para identificar los radionucleidos
y determinar su contribución a la dosis.
Los detectores de centelleo inorgánicos como el NaI(Tl) tienen una respuesta a los
fotones superior en un rango entre 30 keV y 600 keV, debido a que su número atómico
efectivo es mayor que el del aire. A valores de energías más altas, por encima de unos
pocos MeV, la respuesta del detector es menor.
Al calibrar los detectores de centelleo inorgánicos usando fuentes de 137Cs, 60Co o 226Ra y
luego utilizarlos para medir tasa de dosis ambiental se cometen errores significativos.
Debido a la forma del espectro ambiental, esto supone la sobreestimación de la tasa de
kerma en aire. Si se usan fuentes de 137Cs y 60Co la respuesta a estas dos fuentes es
considerablemente menor que la respuesta ambiental. Para medidas más precisas, es
necesario hacer correcciones para reducir estas diferencias.
En medidas cerca de reactores nucleares que producen cantidades significativas de 16N,
los detectores de centelleo pueden subestimar la tasa de kerma en aire debido a los
fotones de 6 MeV.
Los detectores de NaI(Tl) son muy sensibles a radiación gamma, por ejemplo un detector
de 1” x 1” de NaI produce 200.000 cpm por Rh-1, lo que nos dá una buena indicación de
los niveles de radiación por encima del fondo.
Este detector es una buena elección, por rapidez y ligereza cuando se necesitan
evaluaciones cualitativas de los niveles de radiación. Por el contrario, no es muy
adecuado para medidas precisas de los niveles debido a su mala respuesta frente a la
energía de radiación incidente.
Un ejemplo de este equipo es el Canberra Easy-Spec con detector de 2”x2”.
Los detectores de centelleo orgánicos son más adecuados para medir tasa de kerma en
aire, particularmente en energías por encima de 100 keV, pues el coeficiente de
absorción másico es aproximadamente el correspondiente al aire. Por debajo de 100 keV
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la respuesta cae rápidamente. Recubriendo el detector con una lámina de material de
número atómico elevado como el ZnS, la respuesta equivalente al aire se puede extender
hasta 20 keV, de esta forma las energías bajas se detectan por la fluorescencia producida
en el ZnS, mientras que las superiores a 100 keV, penetran dicha lámina y la luz proviene
únicamente de la iteración con el plástico de centelleo.
En estos detectores, la corriente de oscuridad en el tubo fotomultiplicador aumenta el
límite de detección en la medida de tasa de kerma en aire. Por ello, se suelen utilizar
tubos fotomultiplicadores de bajo ruido, seleccionando la tensión de trabajo con mucho
cuidado. Esta corriente de oscuridad aumenta con la temperatura, aproximadamente +20
% en cambios de temperatura de 10 a 30 C y la amplificación del tubo fotomultiplicador
cambia un 0,7 % por cada C.
Los materiales de construcción de estos detectores pueden suponer una limitación en la
sensibilidad debido, fundamentalmente, a la contribución de la actividad del 40K,
contenida en el centelleador y en el cristal del fotomultiplicador. Para reducir al máximo
esta influencia se construyen centelleadores y fotomultiplicadores especiales de bajo
contenido en 40K. Para el recubrimiento del centelleador se evita en lo posible el aluminio
y se utiliza en su lugar el cobre purificado electrolíticamente o magnesio, pues tienen muy
poca actividad intrínseca.
Estos detectores de plástico de centelleo equivalente a tejido son una alternativa muy
buena a las PIC, debido a que su coeficiente de absorción másico es equivalente al del
aire y el factor de conversión es prácticamente 1 (0.9).
Ejemplos de estos equipos son el Bicron Micro Sievert y el MAB 500.
1.3. Verificaciones y calibración
Antes de utilizar un equipo de medida, el usuario debe asegurarse de que dicho
instrumento es el correcto para realizar la medida exigida. En muchas ocasiones, los datos
suministrados por los fabricantes no son muy rigurosos o son incompletos.
Todos los detectores deben estar homologados. Cada modelo genérico debe tener sus
características bien especificadas y detalladas en el manual de instrucciones. El operador
debe conocer al menos las siguientes características del modelo elegido:
 Linealidad de respuesta (error relativo) en el rango de energía común de uso del
equipo.
 Respuesta al tipo y energía de la radiación ionizante para la que el instrumento se
ha diseñado.
 Uniformidad de la respuesta del monitor de tasa de radiación en diferentes
direcciones.
 Respuesta frente a tasas de dosis elevadas. Condiciones de saturación
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 Respuesta a cualquier condición ambiental especial que pudiera ser relevante
como temperatura o humedad.
Para cada equipo utilizado, la importancia de unos parámetros u otros dependerá
fundamentalmente de sus características constructivas, del destino para el cual se han
fabricado o del uso que realmente se les esté dando.
Cada equipo individual deberá tener un certificado de calibración vigente emitido por un
laboratorio oficial de calibración y verificación. No obstante, antes de hacer una medida,
el operador realizará una serie de comprobaciones para verificar que el equipo funciona
correctamente.
Es importante distinguir claramente la magnitud radiológica que mide el equipo a la
hora de realizar comparaciones de medidas con otros equipos.
1.4. Procedimiento de medida.
Para realizar la medida en los puntos detectados y así obtener el valor de la tasa de dosis
con cierto rigor es necesario seguir los siguientes pasos:
 Comprobar el correcto funcionamiento del equipo,
verificando
el
funcionamiento de las baterías o su conexión a red y utilizando una fuente de
verificación, cuando proceda.
 Determinar el valor del fondo en un lugar representativo del área que va a ser
medida.(Este valor de fondo debe ser medido regularmente)
 Mantener el equipo en la posición de medida durante al menos tres veces el
tiempo de respuesta del instrumento (indicación 95%).
 Conocer la incertidumbre del equipo dada por el certificado de calibración en
esas condiciones ambientales.
 Tomar el valor de la medida del equipo y corregirlo con la incertidumbre
anterior.
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2. REALIZACIÓN DE LA PRÁCTICA: MEDIDA DE LOS NIVELES DE RADIACIÓN
2.1. Unificar las medidas de diferentes equipos a Dosis equivalente Ambiental
H*(10).
Se colocará sobre un banco de irradiación una fuente de 137Cs o 226Ra y se
realizará una evaluación del nivel de radiación con cada uno de los equipos
disponibles a una distancia de 1 m.
Se anotarán para cada equipo los resultados de cada uno de ellos indicando la
magnitud radiológica evaluada y las unidades.
Utilizando el factor de conversión adecuado unificar las distintas medidas en
Dosis equivalente ambiental H*(10) según establece el RPSRI.
Equipo
Detector
Escintilómetro
Centelleo
Exposición
(NaI)Tl
Contador
Dosis
Proporcional equivalente
ambiental
Cámara de Dosis
ionización
absorbida
Centelleo
Dosis
plástico
equivalente
(tissue)
a fotones.
Cámara
Exposición
ionización
Centelleo
Dosis
plástico
equivalente
(tissue)
a fotones.
EBERLINE FH
40 G-10
Babyline 80
Bicron microrem
Reuter-stokes
Mab-500
Magnitud
Valor
medido
UNIDA Conversión
DES
DE
LA
ME
DID
A
Valor
Unidad
conversión S.I.
H*(10)
nSvh-1
Rh-1
8.75*K
Sv.h-1
1
Svh-1
mradh-1
10*K
Svh-1
Svh-1
0.9*K
Svh-1
Rh-1
8.75*K
Svh-1
0.9*K
nSvh-1
Svh-1
K depende de la energía.
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Factores de conversión H*(10,E) para haces monoenergéticos de fotones, anchos y
paralelos sobre la esfera ICRU. (ISO-4037-3). (K)
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2.2 Revisión general de una instalación tipo
Se trata de un ejercicio en el que los supervisores deben chequear una instalación e
intentar detectar una serie de fuentes de radiación colocadas en dicha instalación.
Para ello:
Cada alumno elegirá un equipo de medida de los disponibles.
En función de las características de sensibilidad y respuesta, el profesor
designará el orden por el que deberán inspeccionar la instalación cada
alumno.
Se anotará cada punto detectado.
Se comentarán en cada actuación las características del equipo utilizado así
como las capacidades de medida en tiempo real.
Al finalizar se realizará un análisis de las conclusiones obtenidas con el manejo y
operación de los diferentes equipos utilizados para la medida de los niveles de
radiación.
EQUIPO
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MEDIDA
FONDO
MEDIDA
PUNTO 1
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MEDIDA
PUNTO 2
MEDIDA
PUNTO 3
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