Tema 1. Radiactividad y protecci´ on radiol´ ogica. Detectores de part´ıculas radiactivas. Victor Koerting Wiese Departamento de Sistemas Energ´eticos ETSI Minas. UPM August 28, 2012

Radiactividad y protecci´on radiol´ogica

Victor Koerting Wiese, ETSI Minas. UPM

Bloque I

• ´Indice 1. Desintegraciones radiactivas. 2. Interacciones de la radiaci´on con la materia 3. Efectos biol´ogicos de la radiaci´on. Protecci´on radiol´ogica 4. Detectores de part´ıculas radiactivas

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Tema 1: Desintegraciones radiactivas.

• ´Indice 1. Tipos de desintegraciones radiactivas. 2. Desexcitaci´on de los n´ucleos 3. Esquemas de desintegraci´on. Espectros. 4. Actividad. – Unidades 5. Cadenas radiactivas.

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1.1 Tipos de desintegraciones radiactivas.

• α ≡ He42: Las part´ıculas α se emiten con valores discretos caracter´ısticos del radiois´otopo emisor. A−4

A

4

226

XZ → YZ−2 + α2

222

4

Por ejemplo, Ra88 → Rn86 + α2

• β : Las part´ıculas β se emiten con espectros de energ´ıa continuos, desde un valor nulo hasta un valor Eβmax caracter´ıstico del radiois´otopo emisor. −

XZ → YZ+1 + β + ν

+

XZ → YZ−1 + β + ν

n→p+e p→n+e

A

A

−

Por ejemplo, K19 → Ca20 + β + ν

40

40

A

A

+

Por ejemplo, N a11 → N e10 + β + ν

22

22

−

+

• Captura electr´onica: Se produce por la absorci´on de un electr´on cortical, generalmente de la capa mas pr´oxima. La desexcitaci´on del ´atomo resultante produce R-x

−

p+e →n

A

−

A

XZ + e → YZ−1 + ν

55

−

55

Por ejemplo, F e26 + e → M n25 + ν

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TIPOS DE DESINTEGRACIONES

TIPOS DE DESINTEGRACIÓNES

INTERPRETACIÓN DE LA CARTA DE NÚCLIDOS

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1.2 Desexcitaci´ on de los n´ ucleos

• El n´ucleo resultante de las desintegraciones anteriores suele quedar en estado excitado y puede desexcitarse de varias maneras, 1. Emisi´ on γ : ³ ´∗ A A XZ → XZ + γ 2. Conversi´ on interna: – En este caso la energ´ıa del estado excitado pasa directamente a un electr´on orbital y este es emitido provocando la aparici´on de un espectro β discreto. – A su vez esto provoca que el resto de los electrones pasen a capas mas internas emitiendo Rayos-X. 3. Creaci´ on de un par electr´ on-positr´ on: Si la energ´ıa de desexcitaci´on es superior a 1.022 MeV (E = 2mec2) se puede formar dicho par (probabilidad 10−3 de la γ ).

• El conjunto de part´ıculas emitidas en las desintegraciones y las desexcitaciones dan lugar a los distintos espectros de desintegraci´on (Por ejemplo un n´uclido radiactivo puede tener un espectro β y otro γ con componentes continuos y discretos). Las energ´ıas son del orden del M eV .

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1.3 Esquemas de desintegraci´ on. Espectros.

• Ejemplo de esquemas de desintegraci´on con emisi´on (β o α y captura electr´onica) y posterior desexcitaci´on. • Ejemplo de espectros α, β y γ .

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DESINTEGRACIONES β Co60

T1/2=5.26 años β− (100%)

2.505 MeV Cs137

1.330 MeV

T1/2=30 años

99% 99%

β− (8%)

β− (92%)

Ni60 0.662 MeV

Ba137

DESINTEGRACIONES β

β− β−

β+

γ

ESPECTRO β TÍPICO número relativo de electrones

Eβ = Eβ max / 3

Eβ max Energía, E β

ESPECTRO BETA CON CONVERSIÓN INTERNA

electrones de conversión interna

Intensidad de β

Espectro continuo

E max Energía

CAPTURA ELECTRÓNICA

K40

T1/2=1.3x109 años

CE (11%) β− (89%)

CAPTURA ELECTRÓNICA Y DESINTEGRACIÓN β

1.46 MeV

Ca40 Ar40

DESINTEGRACIONES α

226 88

4 Ra → 222 Rn + 86 2α

Intensidad α

Energía

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1.4 Actividad • La actividad A es el n´umero de desintegraciones por unidad de tiempo en un material radiactivo. La actividad viene dada por la Ley de desintegraci´on radiactiva, dN −λt = −λN N (t) = N0 · e dt Siendo λ la constante de desintegraci´on o decaimiento. • Vida media. Es el valor medio del tiempo que tarda un n´uclido radiactivo en desintegrarse, A≡

1 λ • Periodo de semidesintegraci´on. Es el tiempo que tarda en reducirse a la mitad la actividad de una muestra radiactiva Tm =

ln 2 2 λ Ci • Actividad espec´ıfica: actividad por unidad de masa ( Bq , g T m ). T1 =

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1.4.1 Actividad. Unidades

• Sistema internacional: Bequerelio (Bq ) desintegraci´on segundo • Unidad tradicional: Curio (Ci). Desintegraciones por segundo en 1 g de Ra226 88 .

1 Bq = 1

1 Ci = 3.7 · 10

10

Bq

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1.4.1 Ejercicio: Actividad de 1 g de Ra226

• Calcular la actividad de un gramo de Ra226. Dato: Periodo de semidesintegraci´on: 1622 a˜nos. • Soluci´ on: constante de desintegraci´on λ, λ=

ln 2 0.6931 −11 −1 = = 1.356 · 10 s T1/2 1622 · 365 · 24 · 3600

n´umero de n´ucleos, m(g) · NA 1 g × 6.02 · 1023 21 N = = = 2.665 · 10 ´atomos A 226 siendo por tanto la actividad,

A = λ · N = 1.356 · 10

−11

21

× 2.665 · 10

= 3.6137 · 10

10

10

Bq ≈ 3.7 · 10

Bq

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Ejercicio: Actividad del K 40 en el cuerpo humano

• El cuerpo humano contiene, en adultos, 250 g de K del cual un 0.012% esta constituido por K 40 . cuyo periodo de semidesintegraci´on es 1.3 · 109 a˜nos. El 89% de las desintegraciones son β y el resto captura electr´ onica (ver esquema). Calcular la tasa de producci´on de part´ıculas β y γ en el cuerpo humano procedentes de la desintegraci´on del K 40 y la actividad en µCi. • Soluci´ on: La cantidad de n´ucleos de K 40 en el cuerpo humano sera, 250 g · 0.00012 = 0.03 g

NK 40

m(g) · NA 0.03 · 6.02 · 1023 20 = = = 4.5 · 10 n´ucleos A 40

por otra parte la constante de desintegraci´on vale,

λ=

ln 2 0.6931 −17 −1 = = 1.69 · 10 s T1/2 1.3 · 109 × 365 × 24 × 3600

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Ejercicio: Actividad del K 40 en el cuerpo humano

• la tasa de producci´on de part´ıculas β y γ en el cuerpo humano debida al K 40 sera igual a, . 20

AK 40 = λK 40 · NK 40 = 4.5 · 10

Aβ − = 0.89 · AK 40 −7

= 1.83 · 10

−8

−17

= 7.605 · 10

3 desintegraciones

s

6.76845 · 103 Ci = 6.76845 · 10 Bq = 3.7 · 1010 3

Ci = 0.183 µCi

Aγ = 0.11 · AK 40 = 2.59 · 10

× 1.69 · 10

8.36 · 102 = 8.36 · 10 Bq = Ci 10 3.7 · 10 2

Ci = 0.0259 µCi

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Ejercicio: Comparaci´ on de la actividad del Uranio Natural, Combustible Fresco y Combustible Irradiado. • Se conocen los siguientes datos: 1. La composici´on del U natural, combustible fresco e irradiado es, – U (natural)= 99.28% de U 238 y 0.72% U 235 – Combustible fresco= 97.0% de U 238 y 3.0% U 235 – El combustible de un reactor de 1000Mwe, descarga anualmente 30 t de combustible irradiado, que contiene: 300 kg de U 235, 250 kg de P u239 y 750 kg de P.F. 2. Los periodos de semidesintegraci´on son Radioelemento Periodo T1/2 (a˜nos)

U 238 4.498 · 109

U 235 7.13 · 108

P u239 2.41 · 104

3. La actividad de los productos de fisi´on es 3.8 · 106 Ci/tonelada Suponer para simplificar los c´alculos que en vez de tener U O2 como combustible tenemos U met´alico (Esta aproximaci´on apenas modifica el orden de magnitud de los valores reales)

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Ejercicio: Comparaci´ on de la actividad del Uranio Natural, Combustible Fresco y Combustible Irradiado.

• Soluci´ on: Primero se calcula la densidad de n´ucleos y la con ello la actividad espec´ıfica, Radioelemento Periodo T1/2 (a˜nos) Periodo T1/2 (s) λ = TL2

U 238 4.498 · 109 1.41 · 1017 4.92 · 10−18

U 235 7.13 · 108 2.25 · 1016 3.08 · 10−17

P u239 2.41 · 104 7.6 · 1011 9.12 · 10−13

N´ucleos por gramo Actividad espec´ıfica ( Bq g ) Actividad TCi m

2.53 · 1021 12448 0.336 (Baja)

2.56 · 1021 78848 2.131 (Media)

2.52 · 1021 2.3 · 109 62162 (Alta)

1/2

P. de Fisi´on

3.8 · 106 (Alta)

A continuaci´on se calcula la composici´on del combustible irradiado, – (300/30000) 100= 1% de U 235 – (250/30000) 100= 0.83 % de P u239 – (750/30000) 100= 2.5 % de Productos de fisi´on – 95.67% de U 238 12

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Ejercicio: Comparaci´ on de la actividad del Uranio Natural, Combustible Fresco y Combustible Irradiado.

• Finalmente construye la tabla de actividades,

U 238 U 235 P u239 Productos de fisi´on Actividad Ci/t

Actividad Ci/t 0.336 2.131 62162 3.8 · 106

U natural 99.28% 0.72%

Combustible Fresco 97% 3%

0.347

0.3939

Combustible Irradiado 95.67% 1% 0.83% 2.5% 7.55 · 104

Con lo que se comprueba que tanto el uranio natural como el combustible fresco tienen una actividad baja. Sin embargo el combustible irradiado tiene una actividad muy alta, un kilo de combustible irradiado tiene la misma actividad que 170 toneladas de combustible fresco.

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1.5 Cadenas radiactivas

• Cadenas radiactivas naturales. a Se ha comprobado que la mayor´ıa de las especies radiactivas con Z > 82 pertenecen a una de las tres cadenas radiactivas naturales. Cada familia comienza en un n´uclido padre que se va desintegrando en sucesivas reacciones hasta que alcanza un n´ucleo estable. 238 235 b Las familias comienzan con: U92 Serie del uranio, T h232 90 Serie del torio y U92 Serie del actinio (Ac89). c Todas las series contienen un is´otopo radiactivo del radon (Rn86) y terminan en un is´otopo estable del plomo (P b) • Radiactividad artificial. Existe una cuarta serie denominada serie del Neptunio (N p93) que no existe en la naturaleza pero que se puede generar de forma artificial.

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SERIE DEL URANIO

SERIE DEL NEPTUNIO

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1.5 Cadenas radiactivas

• An´alisis de la evoluci´on de una cadena de dos n´uclidos radiactivos dN1 = −λ1N1 dt

dN2 = −λ2N2 + λ1N1 dt

Suponiendo que N2(0) = 0, −λ1 t

N1(t) = N1(0) e

³ ´ λ2 −λ1 t −λ2 t N2(t) = N1(0) e −e λ2 − λ1

• Equilibrio entre especies. 1. Equilibrio secular. Cuando Tm1 À Tm2. 2. Equilibrio transitorio. Cuando Tm1 > Tm2. 3. No equilibrio. Si Tm1 < Tm2 no se alcanza el equilibrio entre ambos.

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Equilibrio Secular

Activity

Equilibrio Transitorio

Activity

2 1.5 226 Ra

1.5

+ 222 Rn

1.25

226 Ra

99

Mo

99

1

1

0.75 0.5

0.5

222

5

Rn

99m

0.25

10

15

20

10

20

30

Activity 1 0.8

135

I + 135 Xe

0.6

No equilibrio 135

I

0.2 135

5

Xe 10

15

20

25

30

Time (h)

Tc 40

50

60

Time (h)

Time (h)

0.4

Mo + 99m Tc

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Tema 2: Interacciones de la radiaci´ on con la materia

• ´Indice 1. Tipos de interacciones de la radiaci´on con la materia 2. Atenuaci´on de un haz de fotones. Blindaje 3. Atenuaci´on de los neutrones 4. Atenuaci´on de part´ıculas cargadas 5. Resumen de atenuaci´on blindaje

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2.1 Tipos de interacciones de la radiaci´ on con la materia 1. Interacci´on de los fotones con la materia. • Efecto fotoel´ ectrico. El fot´on desaparece y uno de los electrones at´omicos es arrancado del ´atomo. • Interacci´ on Compton. El fot´on cede parte de su energ´ıa a un electr´on. • Creaci´ on de pares. El fot´on se convierte en un par electr´on-positr´on. Es necesario que Eγ > 1.022 M eV 2. Interacci´on de los neutrones con la materia. • Colisiones el´asticas (sin emisi´on γ ) e inel´asticas (con emisi´on γ ). • Captura. • Fisi´ on. 3. Interacci´on de las part´ıculas cargadas con la materia. • Excitaci´ on. Una part´ıcula cargada provoca que un electr´on pase a un nivel de energ´ıa superior. Al desexcitarse el electr´on se emiten rayos-x. • Ionizaci´ on. Una part´ıcula cargada con suficiente energ´ıa cin´etica (superior a la energ´ıa de enlace) desprende un electr´on form´andose un par i´onico (´atomo-electr´on), se denomina ionizaci´ on primaria. Los electrones liberados pueden producir nuevas ionizaciones (ionizaci´ on secundaria). • Bremsstrahlung, radiaci´on de frenado. Es la radiaci´on γ (Rayos-X) producida como consecuencia de la perdida de energ´ıa que experimenta un electr´on al ser desviado.

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EFECTO FOTOELÉCTRICO Y COMPTON

INTERACCIÓN COMPTON

• Energía del fotón: E 'γ =

Eγ ⎛ Eγ 1 + ⎜⎜ 2 ⎝ mc

⎞ ⎟⎟(1 − cosθ ) ⎠

donde: E’γ = hv’ = energía del fotón después del choque Eγ = hv = energía del fotón incidente mc2 = energía en reposo del electrón θ = angulo de choque del fotón

• Energía del electrón

Ee−

1 − cosθ = Eγ 2 mc Eγ + 1 − cosθ

FORMACIÓN DE PARES ELECTRÓN-POSITRÓN

FORMACIÓN DE PARES ELECTRÓN-POSITRÓN

e+ e-

e-

e+

Eγ = 2mc + E e − + E e + 2

CHOQUE ELÁSTICO E INELÁSTICO DE UN NEUTRÓN

CHOQUE ELÁSTICO E INELÁSTICO

ABSORCIÓN DE UN NEUTRÓN RÁPIDO

INTERACCIONES DE PARTÍCULAS NO CARGADAS FOTONES

eeee-

NEUTRONES RÁPIDOS

NEUTRONES TÉRMICOS

choques in/elasticos

foton difusión

Absorción con reaccción (n,γ)

INTERACCIONES DE LAS PARTÍCULAS CARGADAS CON LA MATERIA

IONIZACIÓN EXCITACIÓN

BREMSSTRAHLUNG. RADIACIÓN DE FRENADO.

INTERACCIONES DE PARTÍCULAS CARGADAS alfa

e-

e-

e-

e-

e-

ionización e-

e-

e-

e-

beta

e-

ionización

ee

e-

-

e-

e-

positrón

ee

Ionización y radiación de aniquilación

-

e-

e-

Radiación de aniquilación 0.511 MeV eee-

e-

e+

Radiación de aniquilación 0.511 MeV

DIFERENCIA ENTRE R-X y R-γ

RAYOS-X

RAYOS-γ

ESPECTRO ELECTROMAGNÉTICO

R-X

R-γ

R-X

R-γ

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2.2 Atenuaci´ on de un haz de fotones. Blindaje.

• La disminuci´on de la intensidad de una radiaci´on γ en un material viene dada por (haz colimado), dI −µx = −µI I = I0 · e dx Donde µ es el coeficientes de atenuaci´on lineal (cm−1). x espesor del absorbente. • Recorrido libre medio. λ = µ1 • Coeficiente de atenuaci´on m´asico. Para utilizar un par´ametro independiente de la densidad (depende de la temperatura), µ −µ ρx −µ x ⇒ I = I0 · e m = I0 · e m m ρ = xρ espesor m´asico o densidad superficial. µm =

Donde xm

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COEFICIENTE DE ATENUACIÓN LINEAL, µ (cm-1)

Energía en MeV 0.5

Al (2.70)* 0.227

Fe (7.86) 0.652

Hormigón (2.351) 0.204

Agua (1.0) 0.0967

Pb (11.34) 1.746

U (18.7) 3.459

0.6

0.210

0.599

0.188

0.0895

1.361

2.618

0.7

0.196

0.557

0.175

0.0835

1.136

2.144

0.8

0.184

0.523

0.165

0.0786

0.971

1.803

0.9

0.174

0.493

0.156

0.0743

0.866

1.584

1.0

0.166

0.468

0.149

0.0707

0.782

1.410

1.2

0.151

0.4285

0.136

0.0643

0.699

1.245

1.4

0.140

0.397

0.126

0.0594

0.635

1.121

1.6

0.131

0.372

0.118

0.0554

0.585

1.023

1.8

0.123

0.352

0.111

0.0522

0.544

0.944

2.0

0.117

0.334

0.105

0.0494

0.510

0.879

* Densidad normal en g/cm3

COEFICIENTE DE ATENUACIÓN MÁSICO DEL Pb.

COEFICIENTES DE ATENUACIÓN MÁSICOS

COEFICIENTES DE ATENUACIÓN MÁSICOS

COEFICIENTES DE ATENUACIÓN MÁSICOS

COEFICIENTES DE ATENUACIÓN MÁSICOS

COEFICIENTES DE ATENUACIÓN MÁSICOS

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2.2 Atenuaci´ on de un haz de fotones. Blindaje.

• Factor de acumulaci´on (B). Para tener en cuenta los fotones dispersados (mas los generados en otras interacciones) es necesario corregir la ley anterior, I = I0 · B(µ x)e

−µm ρx

B(µ x) depende del material, del espesor del material y de la energ´ıa de los fotones. Es de gran importancia en el c´alculo de blindajes, esta tabulado. • Valores aproximados: Fe B(µ x) = 1 + µx

1 Pb B(µ x) = 1 + µx 3

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2.2 Valores de B(µ x) para fotones.

• 1 MeV

Longitudes de relajaci´on (µx) Plomo Uranio Agua

1 1.38 1.30 2.26

2 1.68 1.53 3.39

4 2.18 1.90 6.27

7 2.80 2.32 11.5

10 3.40 2.70 18.0

15 4.20 3.60 30.8

1 1.39 1.33 1.84

2 1.76 1.62 2.63

4 2.51 2.15 4.28

7 3.66 2.87 6.96

10 4.84 3.56 9.87

15 6.87 4.89 14.4

• 2 MeV

Longitudes de relajaci´on (µx) Plomo Uranio Agua

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2.2 Variaci´ on del flujo con la distancia • Depende de la geometr´ıa de la fuente

Puntual

φγ =

S 4πr 2

Linea infinita

φγ =

Sl 4x

Linea finita (l) φγ =

Sl 4πx

Anillo (R)

Sl ·R 4r 2

Disco (R) Esfera (R) Donde [S] =

nγ s ,

[Sl ] =

nγ cm·s ,

φγ = φγ =

Sa 4

φγ =

Sv 4

[Sa] =

nγ , cm2 ·s

h i l1 l−l1 arctan x − arctan x

³

2

1+R x2

³ 2R − [Sv ] =

´

r 2 −R2 r

¯ ¯´ ¯ r+R ¯ ln ¯ r−R ¯

nγ cm3 ·s

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2.3 Atenuaci´ on de los neutrones.

• La disminuci´on de la intensidad de un haz de n en un material viene dada por, dI −Σx = −ΣI I = I0 · e dx Donde Σ = σ N Secci´on eficaz macrosc´opica de absorci´on (cm−1), σ secci´on eficaz microsc´opica y N concentraci´on de ´atomos del material absorbente. x espesor del absorbente.

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2.4 Atenuaci´ on de part´ıculas cargadas

• Poder de frenado (S) (stopping power) y Poder de frenado m´ asico (Sm). S≡−

dE dx

Sm ≡

1 1 dE S≡− ρ ρ dx

• Alcance (R). Distancia m´axima de penetraci´on en un medio. – Alcance medio (Rm). Valor medio de los alcances de las part´ıculas – Alcance extrapolado (Re). Valor extrapolado utilizando la zona lineal. – Par´ametro de fluctuaci´on del alcance. Re − Rm – Alcance m´asico (Rm´asico). µ Rm´asico

g cm2

¶

µ =ρ

g cm3

¶ · R (cm)

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ATENUACIÓN DE LA INTENSIDAD ALFA EN FUNCIÓN DEL ESPESOR ƒAlcance medio ƒAlcance extrapolado

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2.4 Atenuaci´ on de part´ıculas cargadas (α)

• Atenuaci´on de un haz monoenerg´etico de part´ıculas α. – Una expresi´on emp´ırica del alcance de las part´ıculas α en el aire es, 3/2

Rα(cm) = 0.318 E Donde Rα alcance (cm) en el aire a 15 C y 1 atm, E energ´ıa en M eV . – Para otros materiales distintos del aire, p Aef ∗ −4 ³ ´ Rα,aire(cm) Rα(cm) = 3.2 · 10 g ρ cm3 Donde Aef = m´asicos.

n1

n1 A1 +n2 A2 +... √ √ A1 +n2

A2 +...

n´umero m´asico efectivo, ni fracciones at´omicas, Ai n´umeros

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2.4 Atenuaci´ on de part´ıculas cargadas (β)

a Un haz monoenerg´etico de part´ıculas β se aten´ua de forma casi lineal al principio y luego decae hasta el valor de fondo debido a la radiaci´on de bremsstrahlung. b El espectro β decae aproximadamente como la radiaci´on γ (pero m´as r´apido),

³ Donde µm,e

cm2 g

dIe = −µeIe dx ´

−µe x

Ie = Ie,0 · e −1.33

≈ 22 [Emax (M eV )]

= Ie,0 · e

−µm,e ρx

. Valido entre (0.5, 6)M eV

c Alcance m´asico m´aximo. Aproximadamente igual al alcance extrapolado. Formula emp´ırica, µ ¶ g Rm´as,max ≈ 0.542 · Emax (M eV ) − 0.133 cm2 Valida para Emax ∈ (0.8, 3)M eV d Para los positrones los procesos de interacci´on son los mismos, pero al frenarse interacciona con uno de los electrones y se aniquila (energ´ıa de aniquilaci´on) el positr´on.

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MOVIMIENTO IMAGINARIO DE UNA PARTÍCULA β

ATENUACIÓN DE LA INTENSIDAD BETA EN FUNCIÓN DEL ESPESOR ATENUACIÓN DE UN HAZ MONOENERGÉTICO

COMPARACIÓN DE LA ATENUACIÓN DEL HAZ MONOENERGÉTICO Y DEL ESPECTRO BETA

CAPACIDAD DE PENETRACIÓN DE LAS PARTÍCULAS β

ALCANCE PARA DISTINTOS TIPOS DE PARTÍCULAS

ALCANCE PARA DISTINTOS TIPOS DE PARTÍCULAS

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2.5 Resumen de atenuaci´ on (blindaje).

γ . Para las part´ıculas γ son necesarios materiales con Z alto y alta densidad. β . La absorci´on de part´ıculas β en materiales con Z alto produce mucha radiaci´on de Bremsstrahlung y por tanto es conveniente utilizar materiales de Z bajo y baja densidad (pl´astico, alumnio). α. Las part´ıculas α son absorbidos en espesores muy delgados de cualquier material y por tanto su u´nico peligro consiste en que se depositen internamente, en cuyo caso se convierten en un serio problema. n. Neutrones r´ apidos. Es necesario frenarlos con materiales hidrogenados (agua, parafina, hormig´on) y luego absorberlos (boro, cadmio). Tambi´en es posible utilizar polietileno borado (rico en hidr´ogeno).

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2.5 Resumen de atenuaci´ on (blindaje).

• El blindaje completo de una fuente de neutrones puede consistir en: 1. Una capa delgada de parafina que frene los neutrones. 2. una capa de cadmio para absorber los neutrones t´ermicos y 3. una capa de plomo que absorba los fotones procedentes de la fuente o generados en el cadmio. • Barreras de contenci´on y blindaje en una central nuclear, 1a Barrera. Vaina del elemento combustible (zircaloy, ZIRLOTM). 2a Barrera. Blindaje interior y vasija. Aten´uan la radiaci´on β , γ y n. 3a Barrera. Contenci´on: Hormig´on, acero, agua, borax. a Materiales pesados: aten´uan la radiaci´on β y γ . b Materiales hidrogenados: Frenan los neutrones r´apidos. c Borax: Absorbe los neutrones frenados generandose part´ıculas α que son absorbidas en la propia contenci´on.

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Tema 3: Efectos biol´ ogicos de la radiaci´ on. Protecci´ on radiol´ ogica

• ´Indice 1. Unidades de dosimetr´ıa. 2. Fuentes de radiaci´on. 3. Efectos biol´ogicos de la radiaci´on. 4. Protecci´on radiol´ogica. Reglamentos y recomendaciones.

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3.1 Unidades de dosimetr´ıa.

• Exposici´on (X). Solo es valida para part´ıculas γ . Se define como, dQ dm Donde dQ carga de los iones generados por los electrones secundarios liberados en dm. – Unidades X =

S.I. Cl´asica

C kg

r¨oentgen (R)

C 1 R = 2.54 · 10−4 kg

– El r¨oentgen se define como la exposici´on que produce en 1 cm3 de aire (0.001293 g) la liberaci´on de iones y electrones que totalizan una unidad electrost´atica de carga de cada signo.

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3.1 Unidades de dosimetr´ıa.

• Dosis absorbida (D). Valor medio de la energ´ıa impartida (² = unidad de masa, d² D= dm

P

Ein −

P

Eout +

P

Q) por

– Unidades

S.I. Cl´asica

Gy = rad =

100 ergios g

J kg

= 0.01 Gy

gray rad (Radiation Absorbed Dose)

– Relaci´on entre exposici´on y dosis (solo es valido para radiaci´on γ ), Dtejido(rad) = f · X(R) Los valores de f (tipo de tejido, Eγ ) est´an tabulados. Su valor es cercano a la unidad para la piel y los m´usculos, por tanto para tejidos blandos superficiales ,

Dtejido(rad) ≈ X(R) ˙ = – Tasa de dosis. D

dD dt

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3.1 Unidades de dosimetr´ıa. C´ alculo de la dosis absorbida.

• Part´ıculas γ

Monoenerg´etico Polienerg´etico

³ ´ 2 ˙ γ (Gy/s) = k0 · φγ 1/(cm · s) · Eγ (M eV ) · µam(cm2/g) D ³ ´ X 2 2 ˙ Dγ (Gy/s) = k0 · φγ 1/(cm · s) · νi · Eγ,i(M eV ) · µam,i(cm /g) i

on de los fotones de energ´ıa Ei. Donde k0 = 1.6 · 10−10 MJ/kg eV /g , νi probabilidad de emisi´ µam coeficiente m´asico de absorci´on de energ´ıa (solo tiene en cuenta los absorbidos, no los que interaccionan)

◦ Valores de µam(cm2/g) para el tejido humano (los valores difieren menos de un 10% con respecto de los del aire, agua y hormig´on y pueden utilizarse para los c´alculos de estos materiales cometiendo poco error ) E(MeV) µam (cm2 /g)

0.1 0.0271

0.2 0.0293

0.4 0.0317

0.6 0.0319

0.8 0.0311

1.0 0.03

1.25 0.0288

1.50 0.0276

2.0 0.0256

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3.1 Unidades de dosimetr´ıa. C´ alculo de la dosis absorbida. • Part´ıculas α

˙ α = Sαφα D

Donde Sα poder de frenado m´asico total. φα flujo de part´ıculas.

• Part´ıculas β 1. Dosis debida a las part´ıculas β

˙ β = S β φβ D Donde S β poder de frenado m´asico medio (recordar que tienen un espectro continuo), φ flujo de part´ıculas. E³max(MeV) ´ Sβ

µGy/h 1/(cm2 ·s)

0.2

0.4

0.6

0.8

1

1.5

2

3

4.16

2.77

2.08

1.56

1.39

1.19

1.13

1.08

2. Dosis debida a las part´ıculas γ que se generan por el bremsstrahlung ³ ´ 2 ˙ γ (Gy/s) = k0 · fβ · φγ 1/(cm · s) · Eγ (M eV ) · µam(cm2/g) D Donde fβ = 3.5 · 10−4 · Zef · Eβ,max, fraccci´on de energ´ıa de las part´ıculas β que se convierte ¯β ≈ 0.4 · Eβ,max en radiaci´on de frenado, Eγ ≈ E

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3.1 Unidades de dosimetr´ıa. Ejemplo 1 • Dosis equivalente absorbida por una persona que ve la televisi´on 10 horas al d´ıa durante 1 a˜no a una distancia de dos metros. Actividad de la TV= 5.5 · 107 Bq , Energ´ıa de los R-X= 20 keV . Suponer que la fuente es puntual a dicha distancia. • Soluci´ on: Primero se calcula la tasa de dosis absorbida, ³ ´ 2 ˙ = k0 · φγ 1/(cm · s) · Eγ (M eV ) · µam(cm2/g) = k0 · D = 1.6 · 10

−10

A · Eγ · µam 4πr 2

J/kg 5.5 · 107 Bq 2 −11 · · 0.02 M eV · 0.02(cm /g) = 0.8 · 10 Gy/s M eV /g 4π(200 cm)2

multiplicando por el tiempo de exposici´on,

s −11 ˙ · 10 horas · 365 d´ıas ≈ 0.1 mGy D = D × T = 0.8 · 10 Gy/s · 3600 hora por u´ltimo teniendo en cuenta que wR = 1 para los fotones, H = wR · DR = 1 × 0.1 mGy = 0.1 mSv dosis equivalente absorbida en un a˜no. 33

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3.1 Unidades de dosimetr´ıa. Ejemplo 2 • Cual es la tasa de dosis absorbida a 2.5 m de distancia de una fuente de 1 mg de Cs137. Eγ = 0.662 M eV , ν = 0.85, T1/2 = 30 a˜nos, µam = 0.0294(cm2/g) • Soluci´ on: se calcula la actividad

λ=

ln 2 0.693 −10 −1 = = 7.32 · 10 s T1/2 30 · 3600 · 24 · 365

10−3g 23 18 · 6.02 · 10 = 4.39 · 10 N = 137 −10

A = λN = 7.32 · 10

s

−1

· 4.39 · 10

18

9

= 3.22 · 10 Bq ≈ 0.1 Ci

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3.1 Unidades de dosimetr´ıa. Ejemplo 2 se calcula la tasa de dosis absorbida,

³ ´ 2 2 ˙ D = k0 · φγ 1/(cm · s) · Eγ (M eV ) · ν · µam(cm /g) = k0 · −10

= 1.6 · 10 = 10

−8

A · Eγ · µam · ν 2 4πr

3.22 · 109 Bq J/kg 2 · · 0.662 M eV · 0.0294(cm /g) · 0.85 2 M eV /g 4π(250 cm)

Gy/s = 39 µGy/h

Calcular la dosis producida por una fuente de 1 Ci a 1m y 1cm. Tiempo necesario para que se alcance la dosis letal 50/60 y el l´ımite de dosis a trabajadores y p´ublico en ambos casos.

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3.1 Unidades de dosimetr´ıa. Ejemplo 3 • Cual es la tasa de dosis absorbida a 1 m de distancia de una fuente de P 32. A = 5.55 · 1011Bq en disoluci´on acuosa. Eβ,max = 1.71 M eV , Ragua = 7.8 mm, µam = 0.03 cm2/g . • Soluci´ on: Como el alcance m´aximo en agua es muy peque˜no la dosis generada por ionizaci´on y excitaci´on se considera despreciable al considerar que las part´ıculas β quedan absorbidas en la disoluci´on acuosa. • Se calcula la tasa de dosis absorbida debida a la radiaci´on γ producida por bremsstrahlung, ¯β ≈ 0.4 · Eβ,max = 0.4 · 1.71 = 0.68 M eV Eγ ≈ E µ ¶ 2 16 −4 −4 −3 fβ = 3.5 · 10 · Zef · Eβ,max = 3.5 · 10 · ·1+ · 8 · 1.71 = 4.3 · 10 18 18 ³ ´ 2 2 ˙ Dγ (Gy/s) = k0 · fβ · φγ 1/(cm · s) · Eγ (M eV ) · µam(cm /g) = k0 · fβ ·

A · Eγ · µam = 0.22 mGy/h 4πr 2

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3.1 Unidades de dosimetr´ıa. Ejemplo 4 • Cual es expresi´on de la tasa de dosis absorbida por una persona que se encuentra a una distancia D de una fuente γ con forma de disco de radio R y actividad A. Adem´as suponer que se coloca un blindaje de espesor X y densidad ρB . • Soluci´ on: ³ ´ 2 2 ˙ D = k0 · φγ 1/(cm · s) · Eγ (M eV ) · µam(cm /g) Ã ! 2 Sa R = k0 · 1 + 2 B(µblindaje · X) · exp (−µm,blindaje · ρB · X) · Eγ · µam,tejido 4 D Ã ! 2 R A 1 + B(µblindaje · X) · exp (−µm,blindaje · ρB · X) · Eγ · µam,tejido = k0 · 4πR2 D2 Calcular que actividad debe tener una fuente con forma de disco (R =10 cm) de Co60 (dos fotones en cada desintegraci´on de 1.17 y 1.33 MeV) para que en 1 minuto se alcance la dosis letal 50/60 y cuales ser´ıan los blindajes (elegir el material y calcular el espesor) necesarios para que no se sobrepasen el l´ımite de dosis a trabajadores y p´ublico en el mismo tiempo.

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3.1 Unidades de dosimetr´ıa.

• Efectividad biol´ ogica relativa (EBR, RBE). Relaci´on entre los efectos biol´ogicos provocados por una dosis absorbida de dicha radiaci´on y los efectos de la misma dosis producida por los R-X tomada como referencia. • Es necesaria una radiaci´on (R-X) de 0.2 Gy para causar el mismo efecto que 0.01 Gy de neutrones, la EBR de los neutrones es 20. • Se determina experimentalmente. • Es muy dif´ıcil de aplicar en la regulaci´on de la protecci´on radiol´ogica. • Se utilizan valores tabulados sencillos de aplicar denominados Factor de ponderaci´ on de la radiaci´ on (WR ), .

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3.1 Unidades de dosimetr´ıa. • Dosis equivalente (H). Es la dosis absorbida ponderada por la diferente eficacia biol´ogica de las distintas clases de radiaci´on (R, part´ıculas y energ´ıas) sobre el medio vivo considerado, Radiaci´on monoenerg´etica de un solo tipo H = wR · DR X Radiaci´on polienerg´etica o de mas de un tipo H = w R · DR R

Factor de ponderaci´on de la radiaci´on wR 1 1

Tipo y rango de energ´ıa Fotones, todas las energ´ıas Electrones y muones, todas las energ´ıas Neutrones Protones, salvo los de retroceso, de energ´ıa > 2 MeV Part´ıculas alfa, fragmentos de fisi´on, n´ucleos pesados

−

5 + 17 · e 5 20

[ln(2E)]2 6

• Unidades

S.I. Cl´asica

Sv = rem =

100 ergios g

J kg

= 0.01 Sv

sievert rem (R¨oentgen Equivalent Man) 39

FACTOR DE PONDERACIÓN DE LA RADIACIÓN PARA NEUTRONES

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3.1 Unidades de dosimetr´ıa. • Dosis equivalente colectiva. Es la dosis equivalente a que ha resultado sometido un cierto grupo de personas. Se mide en sievert X por persona (Sv.p.). Hc = ni · Hi Donde ni es el conjunto de personas que reciben la dosis equivalente Hi.

• Dosis efectiva (E). Es la dosis equivalente ponderada (corregida proporcionalmente a) por la diferente sensibilidad de los distintos ´organos y tejidos del cuerpo humano. Los factores de correcci´on se llaman factores de ponderaci´on de los tejidos ωT , X X X E= ωT · H T = wT wR · DT,R T

T

R

• Los factores de ponderaci´on wT son (ICRP-60, Real Decreto 783/2001), G´onadas Est´omago Es´ofago Resto

0.2 0.12 0.05 0.05

Colon Vejiga Tiroides

0.12 0.05 0.05

M´edula ´osea Mama Huesos

0.12 0.05 0.01

Pulm´on H´ıgado Piel

0.12 0.05 0.01

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3.1 Unidades de dosimetr´ıa.

• Dosis comprometida: Es la dosis efectiva que recibir´a una persona durante los pr´oximos 50 a˜nos (70 a˜nos en el caso de los ni˜nos) a consecuencia de la cantidad de material radiactivo que ha incorporado a su organismo. • Dosis colectiva comprometida: Dosis comprometida que recibir´a un cierto grupo de personas durante los pr´oximos 50 a˜nos. Se mide en sievert por persona (Sv.p).

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3.2 Fuentes de radiaci´ on

I Natural 1. Radiaci´on 2. Radiaci´on 3. Radiaci´on 4. Radiaci´on

c´osmica (sol, estrellas). proveniente de la tierra: terreno, materiales de construcci´on (U 238, T h232). inhalada: Radon (Rn222), tabaco (P o210). interna e ingerida: (K 40, C 14)

II Radiaci´on artificial: Rayos-X, medicina nuclear, televisi´on, viajes en avi´on, pruebas nucleares, centrales nucleares y residuos radiactivos.

• Variaci´on de la dosis natural en Espa˜na (proyecto MARNA). • Sitios con una dosis natural muy alta: Morro do Ferro (Brasil), Guarapari (Brasil) • En caso de accidente, – El P u y el U tienden a acumularse en los huesos – El I tiende a acumularse en el tiroides. Se le da un is´otopo no radiactivo a los ni˜nos para que se sature la tiroides (Alemania, cuando ocurri´o el accidente de Chernobyl) • Contribuciones a la dosis anual.

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FUENTES DE RADIACIÓN: RADIACIÓN CÓSMICA

FUENTES DE RADIACIÓN: RADIACIÓN CÓSMICA

FUENTES DE RADIACIÓN: RADIACIÓN CÓSMICA. ANILLOS DE VAN HALEN

FUENTES DE RADIACIÓN: MEDICINA NUCLEAR

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3.2 Dosis anual

• Valores t´ıpicos de dosis recibida son,

Fuente Radon Radiaci´on c´osmica Otras fuentes naturales Medicina Productos consumidos Viaje en avi´on (Madrid-NY) Precipitaci´on radiactiva Energ´ıa nuclear

Dosis (mSv) 1-2 0.3 0.7 0.4 0.12 0.05 0.02 0.001

• La dosis media anual que recibe un individuo por radiaci´on natural varia entre 2 - 20 mSv

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CONTRIBUCIONES A LA DOSIS Radon, 55%

1% 4% 3%

Rayos cosmicos, 8% Rad. Terrestre, 8%

11%

Interna, 11% Medica rayos-X, 11% Medicina nuclear, 4% Productos consumidos, 3%

11%

Otros, 0.5 Gy ). Consiste en n´auseas, v´omitos y diarreas (fase NVD) y otros s´ıntomas. 2. Fase latente. El paciente esta asintom´atico mientras siguen evolucionando las lesiones tisulares hasta que su intensidad hace que manifiesten: s´ındrome de m´edula ´osea (duraci´on: d´ıas a semanas), s´ındrome gastrointestinal (duraci´on: segundo al quinto d´ıa), s´ındrome del sistema nervioso central (duraci´on: escasamente unas horas). 3. Fase de enfermedad manifiesta. 4. Recuperaci´ on o muerte.

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DIFERENCIA ENTRE EFECTOS ESTOCÁSTICOS Y NO ESTOCAÁSTICOS

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3.3 Efectos biol´ ogicos de la radiaci´ on Dosis en mSv (5 · 104 , 105 ) (104 , 5 · 104 ) (5 · 103 , 104 ) (4 · 103 , 5 · 103 )

(2 · 103 , 4 · 103 )

(103 , 2 · 103 ) (5 · 102 , 103 ) (2.5 · 102 , 5 · 102 ) < 250 50 20 10 2 1

Efectos irreversibles Muerte en horas o d´ıas por lesi´on en el sistema nervioso central Muerte en 1 o 2 semanas por trastorno gastrointestinal (hemorragias e infecci´on) Muerte en 1 o 2 meses por lesi´on de m´edula ´osea 50 % de muertes en 1 o 2 meses por lesi´on de m´edula ´osea. Los dem´as se recuperan en 1 a˜no. Dosis letal 50/60 (50% en 60 d´ıas). Fatiga persistente, v´omito, n´auseas, depresi´on de elementos sangu´ıneos. Alopecia y posible esterilidad. Algunas muertes en 2 a 6 semanas.

Efectos reversibles Fatiga persistente, v´omito, n´auseas, depresi´on de elementos sangu´ıneos, afecciones en la piel, ca´ıda del pelo. Periodo de recuperaci´on 3 a 6 meses. Cambios marcados en la sangre con restablecimiento tard´ıo Ligeras alteraciones pasajeras en sangre, fatiga persistente, n´auseas y v´omitos en el 5% de los casos. Aberraciones cromos´omicas. Ning´un efecto apreciable. Dosis m´axima establecida en el Plan B´asico de Emergencia Nuclear para Evacuaci´on de poblaci´on y dosis admisible para personal que trabaje en la emergencia Dosis m´axima anual para los trabajadores. Fue la dosis recibida en un radio de 30 km de Chernobyl L´ımite del valor medio en cinco a˜nos para los trabajadores Radiograf´ıa del ri˜n´on Irradiaci´on natural media Limite de dosis anual para el p´ublico en general. Irradiaci´on m´edica media

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EFECTOS DE LA RADIACIÓN EN LAS CELULAS

Relative penetrating ability ofDE LA RADIACIÓN PENETRACIÓN RELATIVA ionizing radiation tissue EN in LOS TEJIDOS Alpha (Several layers of skin)

Beta Gamma

Neutron 102-12

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3.4 Protecci´ on radiol´ ogica. Organismos

• International Commission on Radiological Protection (ICRP). Comisi´on independiente cuya misi´on consiste en promover y realizar estudios sobre la acci´on de las radiaciones ionizantes en los seres vivos y sugerir las normas de protecci´on oportunas. Sus recomendaciones son aceptadas en la mayor´ıa de los pa´ıses. • International Commission on Radiological Units and Measurements (ICRU) Desarrolla recomendaciones relacionadas con, – Cantidades y unidades de la radiaci´on y la radiactividad. – Procedimientos para medir la radiaci´on. • Comunidad Europea de la Energ´ıa At´ omica (EURATOM) Entre sus misiones se incluye: Establecer normas de seguridad uniformes para la protecci´on sanitaria de la poblaci´on y de los trabajadores y velar por su aplicaci´on. • Consejo de Seguridad Nuclear (CSN). Organismo encargado del control de la protecci´on radiol´ogica en Espa˜na. • National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP). Organismo de EE.UU. dedicado al control de la protecci´on radiol´ogica.

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3.4 Protecci´ on radiol´ ogica

• L´ımites de dosis, Real Decreto 783/2001 (Reglamento de Protecci´ on Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes). – L´ımites de dosis para trabajadores profesionalmente expuestos: 1. El l´ımite de dosis efectiva (E) para trabajadores expuestos sera de 100 mSv durante todo periodo de cinco a˜nos oficiales consecutivos, sujeto a una dosis efectiva (E) m´axima de 50 mSv en un cualquier a˜no oficial. 2. Sin perjuicio de lo dispuesto en el apartado 1: a El l´ımite de dosis equivalente (H) para el cristalino ser´a de 150 mSv por a˜no oficial. b El l´ımite de dosis equivalente (H) para la piel ser´a de 500 mSv por a˜no oficial. Dicho l´ımite se aplicar´a a la dosis promediada sobre cualquier superficie de 1 cm2, con independencia de la zona expuesta. c El l´ımite de dosis equivalente (H) para las manos, antebrazos, pies y tobillos ser´a de 500 mSv por a˜no oficial. 3. Se contempla la posibilidad de exposiciones especialmente autorizadas por el CSN superiores a los l´ımites establecidos.

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3.4 Protecci´ on radiol´ ogica

• L´ımites de dosis, Real Decreto 783/2001 (Reglamento de Protecci´ on Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes). – L´ımites de dosis para miembros del p´ ublico 1. El l´ımite de dosis efectiva para los miembros del p´ublico ser´a de 1 mSv por a˜no oficial. No obstante, en circunstancias especiales, el Consejo de Seguridad Nuclear podr´a autorizar un valor de dosis efectiva m´as elevado en un u´nico a˜no oficial, siempre que el promedio durante cinco a˜nos oficiales consecutivos no sobrepase 1 mSv por a˜no oficial. 2. Sin perjuicio de lo dispuesto en el apartado 1: a El l´ımite de dosis equivalente para el cristalino ser´a de 15 mSv por a˜no oficial. b El l´ımite de dosis equivalente para la piel ser´a de 50 mSv por a˜no oficial. Dicho l´ımite se aplicar´a a la dosis promediada sobre cualquier superficie cut´anea de 1 cm2, con independencia de la superficie expuesta. – Tambi´en existen reglamentaci´on de l´ımites de dosis para estudiantes y durante el embarazo y la lactancia.

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3.4 Protecci´ on radiol´ ogica

• Trabajador profesionalmente expuesto: Persona que trabaja en presencia de las radiaciones ionizantes, de forma que puede recibir m´as de un d´ecimo de los l´ımites de dosis fijados para los trabajadores. Si es posible que pueda recibir m´as de 1/10 pero es muy improbable que pueda recibir m´as de 3/10 de los l´ımites de dosis (m´as de 5 y menos de 15 mSv) se le clasifica como categor´ıa B. Si es posible que pueda recibir m´as de 3/10 de los l´ımites fijados (15 mSv) se la clasifica como de categor´ıa A y para ´el es obligado el uso de un sistema de dosimetr´ıa individual. • Reglamento en EE.UU.: 10CFR20. • Principio ALARA.

Tan bajo como sea posible (As Low As Reasonably Achievable) basado en que toda dosis, por peque˜na que sea, puede provocar un efecto estoc´astico.

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3.4 Protecci´ on radiol´ ogica

• Evoluci´on de las dosis m´aximas recomendadas para exposiciones para trabajadores profesionalmente expuestos, A˜no 1934 1949-1954 1957-1958 1977 1990

Recomendaci´on 0.1 R/d´ıa 0.3 R/semana 5(N-18) rem (*) 5 rem/a˜no 20 mSv/a˜no

Valor normalizado 0.30 Sv/a˜no 0.12 Sv/a˜no 0.05 Sv/a˜no 0.05 Sv/a˜no 0.02 Sv/a˜no

(*) Acumulado a la edad de N a˜nos.

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Radiactividad y protecci´on radiol´ogica

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3.4 Protecci´ on radiol´ ogica. Clasificaci´ on de zonas de control ´ • Zona controlada (tr´ebol de color verde): Area en la que exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 6 mSv por a˜no oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de los l´ımites de dosis equivalentes para el cristalino, la piel y las extremidades de los l´ımites anuales de dosis, fijados para los trabajadores profesionalmente expuestos. Dentro de la zona controlada se establecen, – Zona de permanencia limitada (tr´ebol de color amarillo): Son aqu´ellas en las que existe el riesgo de recibir una dosis superior a los l´ımites de dosis fijados para los trabajadores profesionalmente expuestos. – Zonas de permanencia reglamentada (tr´ebol de color naranja): Son aqu´ellas en las que existe el riesgo de recibir en cortos per´ıodos de tiempo una dosis superior a los l´ımites de dosis fijados en el para los trabajadores profesionalmente expuestos y que requieren prescripciones especiales desde el punto de vista de la optimizaci´on. – Zona de acceso prohibido (tr´ebol de color rojo): Son aqu´ellas en las que existe el riesgo de recibir, en una exposici´on u´nica, dosis superiores a los l´ımites de dosis fijados para los trabajadores profesionalmente expuestos. • Zona vigilada (tr´ebol de color gris azulado): Es aquella zona en la que, no siendo zona controlada, exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 1 mSv por a˜no oficial o una dosis equivalente superior a 1/10 de los l´ımites de dosis equivalentes para el cristalino, la piel y las extremidades, de los l´ımites anuales de dosis, fijados para los trabajadores profesionalmente expuestos. 53

En una "ZONA CONTROLADA" no es improbable que un trabajador que está habitualmente en ella reciba una dosis de 3/10 de la considerada como máximo anual.

En el caso de que el riesgo sea fundamentalmente debido a una posible irradiación externa. esto querría decir que la fuente será encapsulada.

En una "ZONA VIGILADA" no es improbable que un trabajador reciba una dosis superior a 1/10, pero es muy improbable que reciba una dosis superior a 3/10 de la dosis máxima anual. En una "ZONA DE PERMANENCIA LIMITADA" existe el riesgo para un trabajador de recibir una dosis superior al máximo anual.

En el caso de que nos encontremos con que el riesgo sea fundamentalmente debido a la contaminación, indicando -por tantola existencia de fuentes no encapsuladas.

En una "ZONA DE ACCESO PROHIBIDO" existe el riesgo de recibir de una sola vez una dosis superior a la máxima anual admisible para trabajadores. En el caso de que nos encontremos con ambos riesgos asociados, que pueden darse por existir fuentes de ambos tipos o fuentes gamma no encapsuladas.

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Tema 4: Detectores de part´ıculas radiactivas

• ´Indice 1. Caracter´ısticas generales de los detectores. 2. Detectores de ionizaci´on gaseosa. 3. Detectores de centelleo. 4. Detectores de semiconductor. 5. Detectores de neutrones. C´amaras de fisi´on. 6. Estad´ıstica aplicada a los detectores.

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4.1 Caracter´ısticas generales de los detectores.

• • • • •

Modelo de detector Modos de operaci´on: corriente o impulsos Espectros de amplitud de impulsos histograma(espectro). Analizadores multicanales Curva de contaje: meseta Resoluci´on en energ´ıa – Completamente resueltas – Parcialmente resueltas – Doblete ocluido

R=

F W HM E0

R = F W HM

(IN a)

(Ge)

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4.1 Caracter´ısticas generales de los detectores.

• Tiempo de resoluci´on Areal =

Amed 1 − Amedτ

• Rendimiento: Intr´ınseco y absoluto Ri = Ra

Ω 4π

• Linealidad

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4.2 Detectores de ionizaci´ on gaseosa

• • • •

Curva gen´erica Zonas de trabajo (Ionizaci´on, proporcional y Geiger) Curva caracter´ıstica de un detector. Tipos de detector 1. C´amara de ionizaci´on 2. Contador proporcional 3. Contador Geiger-Muller

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DETECTORES DE IONIZACIÓN GASEOSA

TIPOS DE RESPUESTA EN LOS DETECTORES DE IONIZACIÓN GASEOSA

CURVA CARACTERÍSTICA. VOLTAJE DE OPERACIÓN

FUNCIONAMIENTO DE UN GEYGER-MÜLLER

TIEMPO MUERTO Y TIEMPO DE RESOLUCIÓN

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4.2 Detectores de centelleo • Tipos de detectores de centelleo, Tipo SZn(Ag)(5mg/cm2) IN a(T l) Org´anicos fluorescentes

Part´ıculas α, productos de fisi´on γ β

• Espectro γ obtenido con detector de centelleo. 1. El fot´on de energ´ıa Eγ,A arranca un e− por efecto fotoel´ectrico, Ee− = Eγ,A − Eenlace. Este a su vez pierde energ´ıa al producir excitaciones de otros ´atomos. Estos ´atomos (N ) se desexcitan emitiendo cada uno de ellos un fot´on de energ´ıa Eγ,B . Ee− = Eγ,A − Eenlace = N Eγ,B 2. Tambi´en aparece una plataforma a menores energ´ıas que es debida a los fotones que sufren interacci´on Compton, y que muestra una plataforma (plataforma Compton) y el borde Compton. 3. Finalmente aparece un pico de retrodispersi´on debido a los fotones que chocan con el blindaje, provocando la emisi´on de rayos-X.

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DETECTORES DE CENTELLEO. INa(Tl).

DETECTORES DE CENTELLEO. INa(Tl).

ESPECTRO GAMMA CON UN DETECTOR DE INa(Tl). REAL

INFLUENCIA DE LOS MATERIALES QUE RODEAN EL DETECTOR EN EL ESPECTRO.

ESPECTRO GAMMA DEL 207mPb (VIDA MEDIA 0.806 SEC) 207mPb

Esquema de decaimiento

13/ +____________1633.4 2

keV

- Intensidad (escala logarítmica) 1063 -1e4 569 5/ -____________569.7 2

keV

1063 -1e3 569 1/ -____________0.0 2

stable

-1e2

-10

-1

569 + 1063

Energía

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4.3 Detectores de semiconductor

• Cuando la radiaci´on incide sobre la uni´on PN excita electrones de la banda de valencia a la de conducci´on (se crea un par electr´on-hueco). El n´umero de pares creados depende directamente de la energ´ıa de la radiaci´on incidente, por lo que estos detectores funcionan muy bien como espectr´ometros y tienen muy buena resoluci´on. • La creaci´on de pares se detecta mediante la aplicaci´on de un campo el´ectrico. • La temperatura debe controlarse, ya que los portadores tambi´en pueden generarse por excitaci´on t´ermica, por tanto los semiconductores deben enfriarse para evitar el falseo de las medidas. • La polarizaci´on en estos detectores suele estar entre 2000 y 5000 V. Para minimizar las corrientes de fuga se trabaja a temperatura de N l´ıquido ( 70 K). Esta especificaci´on encarece tanto el sistema como su mantenimiento. • Los detectores de hiperpuros de Ge (HPGe) son los m´as usados; pueden dejarse una temporada sin usar fuera de su temperatura de funcionamiento sin sufrir ning´un da˜no, al contrario que los de Ge(Li). Ge(Li) GeHP Si

γ (77K) γ αyβ

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DETECTORES DE SEMICONDUCTOR Una unión P-N de semiconductores colocados en polarización inversa no tiene corriente. La radiación ionizante entra en la zona intrínseca provocando una conducción temporal. El contador electrónico registra un pulso correspondiente a la energía entrante en el detector de semiconductor.

+ + región Negativo P +

-- N Positivo

+ + intrínseca - Contador electrónico

ESPECTRO GAMMA DE UNA MUESTRA CON Cs137 y Co60. DETECTOR DE Ge.

ESPECTRO GAMMA DE UNA MUESTRA CON Cs137 y Co60. COMPARACIÓN DE Ge y INa(Tl).

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4.4 Detectores de neutrones • PWR – Instrumentaci´on externa 1. Rango fuente: Contador proporcional con BF3. ³ ´∗ 1 10 7 7 n0 + B5 → Li3 + α → Li3 + α + γ 2. Rango intermedio: C´amara de ionizaci´on compensada. Revestimiento de B 10. 3. Rango de potencia: C´amara de ionizaci´on no compensada. – Instrumentaci´on interna: Detectores m´oviles (C´amaras de fisi´on) revestimiento de U3O8 al 90% de U 235

• BWR. Instrumentacion interna 1. Rango fuente (C´amaras de fisi´on) 2. Rango intermedio (C´amaras de fisi´on) 3. Rango de potencia (C´amaras de fisi´on)

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SIGNIFICADO DE LA DESVIACIÓN CUADRÁTICA MEDIA. INTERVALO DE CONFIANZA.

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Estad´ıstica aplicada a los detectores

• Aplicaci´on de los modelos estad´ısticos 1. Comprobaci´on del funcionamiento σexp ∼ = σnormal 2. Aplicaci´on a una sola medida

N i ± σi ∼ = Ni ± • Propagaci´on de errores A = f (x1, ..., xn) " σA =

¶ n µ X ∂f 2 i=1

∂xi

p

Ni #1/2

2

σx

i

• Redondeo del error y la medida experimental.

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