Curso de SUPERVISORES de instalaciones radiactivas (IR). MÓDULO BÁSICO. PRÁCTICAS

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. IR_SP_BA_TX-P01

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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 IR_SP_BA_TX-P01

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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 IR_SP_BA_TX-P01

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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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