¿Qué es la decadencia alfa vs la decadencia beta? – Radiactividad – Definición

Alpha Decay vs Beta Decay. Este artículo resume las principales diferencias entre la desintegración alfa y beta, que tienen una naturaleza diferente. Las partículas beta son electrones de alta energía, mientras que las partículas alfa son núcleos de átomos de helio. Dosimetría de radiación

La desintegración alfa  (o desintegración α y también la radiactividad alfa ) representa la desintegración de un núcleo padre a una hija a través de la emisión del núcleo de un átomo de helio. Esta transición puede caracterizarse como:

Alpha Decay - Alpha Radioactivity

Como se puede ver en la figura, la partícula alfa se emite en descomposición alfa. Las partículas alfa son núcleos energéticos de helio . Las partículas alfa consisten en dos protones y dos neutrones unidos en una partícula idéntica a un núcleo de helio. Las partículas alfa son relativamente grandes y tienen una carga positiva doble. No son muy penetrantes y un trozo de papel puede detenerlos. Viajan solo unos pocos centímetros pero depositan todas sus energías a lo largo de sus cortos caminos.

En la práctica, este modo de descomposición solo se ha observado en nucleidos considerablemente más pesados ​​que el níquel, siendo los emisores alfa más ligeros conocidos los isótopos más ligeros (números de masa 106-110) de teluro (elemento 52). En los reactores nucleares, la descomposición alfa ocurre, por ejemplo, en el combustible (descomposición alfa de núcleos pesados). Las partículas alfa son emitidas comúnmente por todos los núcleos radiactivos pesados ​​que se encuentran en la naturaleza ( uranio , torio o radio), así como los elementos transuránicos (neptunio, plutonio o americio).Deterioro de uranio 238.

Teoría de la descomposición alfa – Túnel cuántico

Entre la variedad de canales en los que se desintegra un núcleo, la desintegración alfa ha sido uno de los más estudiados. El canal de desintegración alfa en los núcleos pesados ​​y superpesados ​​ha proporcionado información sobre las propiedades fundamentales de los núcleos lejos de la estabilidad, como sus energías de estado fundamental y la estructura de sus niveles nucleares.

La desintegración alfa es un proceso de túnel cuántico . Para ser emitida, la partícula alfa debe penetrar una barrera potencial. Esto es similar a la descomposición de los conglomerados , en el que un núcleo atómico emite un pequeño «conglomerado» de neutrones y protones (por ejemplo, 12 C).

La altura de la barrera de Coulomb para núcleos de A «200 es de aproximadamente 20-25 MeV . Las partículas alfa emitidas en la desintegración nuclear tienen energías típicas de aproximadamente 5 MeV. Por un lado, una partícula alfa de 5 MeV entrante se dispersa desde un núcleo pesado y no puede penetrar la barrera de Coulomb y acercarse lo suficiente al núcleo para interactuar a través de la fuerza fuerte. Por otra parte, una partícula alfa 5 MeV atado en un potencial nuclear así es capaz de túnel que misma barrera Coulomb.

desintegración alfa - túnel cuánticoEn 1928, George Gamow (e independientemente por Ronald Gurney y Edward Condon ) había resuelto la teoría de la desintegración alfa a través del túnel cuántico.. Asumieron que la partícula alfa y el núcleo hijo existen dentro del núcleo padre antes de su disociación, es decir, la descomposición de los estados cuasiestacionarios (QS). Un estado cuasiestacionario se define como un estado de larga vida que eventualmente decae. Inicialmente, el grupo alfa oscila en el potencial del núcleo hijo, y el potencial de Coulomb impide su separación. La partícula alfa queda atrapada en un pozo potencial por el núcleo. Clásicamente, está prohibido escapar, pero de acuerdo con los (entonces) recién descubiertos principios de la mecánica cuántica, tiene una probabilidad pequeña (pero no nula) de «hacer un túnel» a través de la barrera y aparecer en el otro lado para escapar del núcleo . Utilizando el mecanismo de túnel, Gamow, Condon y Gurney calcularon la penetrabilidad de la partícula α de túnel a través de la barrera de Coulomb, Encontrar las vidas de algunos núcleos emisores α. El principal éxito de este modelo fue la reproducción de la ley semi-empírica de Geiger-Nuttall que expresa las vidas de los emisores α en términos de las energías de las partículas α liberadas. Cabe señalar que otras formas comunes de desintegración (por ejemplo, desintegración beta) se rigen por la interacción entre la fuerza nuclear y la fuerza electromagnética.

Referencia especial: WSC Williams. Física nuclear y de partículas. Clarendon Press; 1 edición, 1991, ISBN: 978-0198520467.

 

La desintegración beta o desintegración β representa la desintegración de un núcleo padre a una hija a través de la emisión de la partícula beta. Esta transición ( β  decaimiento ) puede ser caracterizado como:

Decaimiento Beta - Radioactividad Beta - definición

Si un núcleo emite una partícula beta, pierde un electrón (o positrón). En este caso, el número de masa del núcleo hijo sigue siendo el mismo, pero el núcleo hijo formará un elemento diferente.

Las partículas beta son electrones o positrones de alta energía y alta velocidad emitidos por ciertos tipos de núcleos radiactivos como el potasio-40. Las partículas beta tienen un mayor rango de penetración que las partículas alfa, pero aún mucho menos que los rayos gamma . Las partículas beta emitidas son una forma de radiación ionizante también conocida como rayos beta. Existen las siguientes formas de desintegración beta:

  • Decadencia beta negativa – Decadencia de electrones. En la descomposición de electrones, un núcleo rico en neutrones emite un electrón de alta energía (β  partículas). Los electrones están cargados negativamente de partículas casi sin masa Debido a la ley de conservación de la carga eléctrica, la carga nuclear debe aumentar en una unidad. En este caso, el proceso puede ser representado por: 
  • Decaimiento Beta Positivo – Positron Decay. En la descomposición de positrones, un núcleo rico en protones emite un positrón (los positrones son antipartículas de electrones y tienen la misma masa que los electrones pero carga eléctrica positiva), y por lo tanto reduce la carga nuclear en una unidad. En este caso, el proceso puede representarse mediante: Una aniquilación ocurre cuando un positrón de baja energía colisiona con un electrón de baja energía.
  • Decadencia beta inversa: captura de electrones . La captura de electrones , conocida también como desintegración beta inversa, a veces se incluye como un tipo de desintegración beta, porque el proceso nuclear básico, mediado por la interacción débil, es el mismo. En este proceso, un núcleo rico en protones también puede reducir su carga nuclear en una unidad al absorber un electrón atómico. 

Teoría de la descomposición beta: interacción débil

La desintegración beta se rige por la interacción débil . Durante una desintegración beta de los dos abajo quarks se transforma en un quark arriba emitiendo un W  Higgs (se lleva una carga negativa). El W  Higgs luego se desintegra en un partícula beta y un antineutrino . Este proceso es equivalente al proceso, en el que un neutrino interactúa con un neutrón.

teoría de la desintegración beta - interacción débil

Como se puede ver en la figura, la interacción débil cambia un sabor de quark a otro. Tenga en cuenta que, el modelo estándar cuenta seis sabores de quarks y seis sabores de leptones. La interacción débil es el único proceso en el que un quark puede cambiar a otro quark, o un leptón a otro leptón (cambio de sabor). Ni la interacción fuerte ni electromagnéticapermitir el cambio de sabor. Este hecho es crucial en muchas desintegraciones de partículas nucleares. En el proceso de fusión, que, por ejemplo, alimenta al Sol, dos protones interactúan a través de la fuerza débil para formar un núcleo de deuterio, que reacciona aún más para generar helio. Sin la interacción débil, el diprotón se descompondría en dos protones no unidos de hidrógeno-1 a través de la emisión de protones. Como resultado, el sol no ardería sin él ya que la interacción débil causa la transmutación p -> n.

A diferencia de la desintegración alfa , ni la partícula beta ni su neutrino asociado existen dentro del núcleo antes de la desintegración beta, sino que se crean en el proceso de desintegración. Mediante este proceso, los átomos inestables obtienen una relación más estable de protones a neutrones. La probabilidad de descomposición de un nucleido debido a beta y otras formas de descomposición está determinada por su energía de unión nuclear. Para que la emisión de electrones o positrones sea energéticamente posible, la liberación de energía (ver más abajo) o el valor Q debe ser positivo.

 

Espectro de energía de la decadencia beta

Tanto en  la desintegración alfa  como en la  gamma , la partícula resultante (partícula alfa  o  fotón ) tiene una  distribución de energía estrecha , ya que la partícula transporta la energía de la diferencia entre los estados nucleares inicial y final. Por ejemplo, en caso de alfa decaimiento, cuando un núcleo padre se descompone espontáneamente para producir un núcleo hijo y una partícula alfa, la suma de la masa de los dos productos no bastante igual a la masa del núcleo original (véase  la misa Defecto ) . Como resultado de la ley de conservación de la energía, esta diferencia aparece en la forma de la  energía cinética de la partícula alfa.. Dado que las mismas partículas aparecen como productos en cada descomposición de un núcleo principal particular, la diferencia de masa siempre debe  ser la misma , y la energía cinética  de las partículas alfa también debe ser siempre la misma. En otras palabras, el haz de partículas alfa debe ser  monoenergético . 

Se esperaba que las mismas consideraciones se mantenga durante un núcleo matriz romper a un núcleo hijo y  una partícula beta . Debido a que sólo el electrón y el núcleo hijo retroceso eran desintegración beta observada, el proceso fue inicialmente  supone que es un proceso de dos cuerpo , muy parecido alfa decadencia. Parece razonable suponer que las partículas beta formarían también un  haz monoenergético .

Para demostrar la energética de la desintegración beta de dos cuerpos, considere la desintegración beta en el cual se emite un electrón y el núcleo padre está en reposo,  onservation de la energía  requiere:

conservación-de-energía-beta-descomposición

Como el electrón es una partícula mucho más liviana, se esperaba que se llevaría la mayor parte de la energía liberada, lo que tendría un valor único  e- .

Espectro de energía de la desintegración beta
La forma de esta curva de energía depende de qué fracción de la energía de reacción (Q valor la cantidad de energía liberada por la reacción) se lleva por el electrón o neutrinos.

Pero la realidad era diferente . Sin embargo, el espectro de partículas beta medido por Lise Meitner y Otto Hahn en 1911 y por Jean Danysz en 1913 mostró múltiples líneas sobre un fondo difuso. Por otra parte la práctica totalidad de las partículas beta emitidas tienen energías por debajo de lo predicho por la conservación de la energía en las desintegraciones de dos cuerpos. Los electrones emitidos en  la desintegración beta tienen un continuo  en lugar de un espectro discreto apareció a la conservación de la energía se contradicen, bajo el supuesto actual en ese momento que la desintegración beta es el simple emisión de un electrón de un núcleo. Cuando esto fue observado por primera vez,  que parecía amenazar la supervivencia de una de las más importantes leyes de conservación en la física !

Para dar cuenta de esta liberación de energía,  Pauli propuso  (en 1931) que se emitiera en el proceso de descomposición  otra partícula , más tarde nombrada por Fermi el  neutrino . Estaba claro, esta partícula debe ser altamente penetrante y que la conservación de la carga eléctrica requiere que el neutrino sea eléctricamente neutro. Esto explicaría por qué fue tan difícil detectar esta partícula. El término neutrino proviene del italiano que significa «pequeño neutral» y los neutrinos se denotan con la letra griega  ν (nu) . En el proceso de desintegración beta, el neutrino transporta la energía faltante y también en este proceso la ley de  conservación de la energía sigue siendo válida .

 

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¿Qué es el blindaje de los rayos X? Definición

El blindaje efectivo de los rayos X se basa en la mayoría de los casos en el uso de materiales con dos propiedades de material siguientes: material de alta densidad y número atómico. Blindaje de rayos X

Shielding of Gamma and X-raysLos rayos X , también conocidos como radiación X , se refieren a la radiación electromagnética (sin masa en reposo, sin carga) de altas energías. Los rayos X son fotones de alta energía con longitudes de onda cortas y, por lo tanto, de muy alta frecuencia. La frecuencia de radiación es el parámetro clave de todos los fotones, porque determina la energía de un fotón. Los fotones se clasifican de acuerdo con las energías de las ondas de radio de baja energía y la radiación infrarroja, a través de la luz visible, hasta los rayos X de alta energía y los rayos gamma .

La mayoría de los rayos X tienen una longitud de onda que varía de 0.01 a 10 nanómetros (3 × 10 16 Hz a 3 × 10 19 Hz), correspondiente a energías en el rango de 100 eV a 100 keV. Las longitudes de onda de los rayos X son más cortas que las de los rayos UV y generalmente más largas que las de los rayos gamma. La distinción entre rayos X y rayos gamma no es tan simple y ha cambiado en las últimas décadas. Según la definición actualmente válida, los rayos X son emitidos por electrones fuera del núcleo, mientras que los rayos gamma son emitidos por el núcleo .

 

Blindaje de rayos X

Ver también: Blindaje de la radiación ionizante.

Atenuación de rayos X

Coeficientes de atenuación.
Total de secciones transversales de fotones.
Fuente: Wikimedia Commons

A medida que los fotones de alta energía pasan a través del material, su energía disminuye. Esto se conoce como atenuación . La teoría de la atenuación también es válida para rayos X y rayos gamma . Resulta que los fotones de mayor energía (rayos X duros) viajan a través del tejido más fácilmente que los fotones de baja energía (es decir, los fotones de mayor energía tienen menos probabilidades de interactuar con la materia). Gran parte de este efecto está relacionado con el efecto fotoeléctrico . La probabilidad de absorción fotoeléctrica es aproximadamente proporcional a (Z / E) 3, donde Z es el número atómico del átomo de tejido y E es la energía del fotón. A medida que E crece, la probabilidad de interacción disminuye rápidamente. Para energías más altas, la dispersión de Compton se vuelve dominante. La dispersión de Compton es constante para diferentes energías, aunque disminuye lentamente a energías más altas.

capa de valor medio

Como se puede ver, la protección efectiva de los rayos X se basa en la mayoría de los casos en el uso de materiales con las siguientes dos propiedades:

  • Alta densidad de material.
  • alto número atómico de material (materiales con alto contenido de Z)

Sin embargo, los materiales de baja densidad y los materiales de baja Z pueden compensarse con un mayor espesor, que es tan significativo como la densidad y el número atómico en aplicaciones de blindaje.

Un cable se usa ampliamente como escudo de rayos X. La principal ventaja del blindaje de plomo es su compacidad debido a su mayor densidad. Un cable se usa ampliamente como un escudo gamma. Por otro lado,  el uranio empobrecido  es mucho más efectivo debido a su mayor Z. El uranio empobrecido se usa para proteger en fuentes portátiles de rayos gamma.

En  las centrales nucleares, la  protección del núcleo de un  reactor  puede ser proporcionada por materiales del recipiente a presión del reactor, internos del reactor ( reflector de neutrones ). También se usa hormigón pesado para proteger tanto los  neutrones  como la radiación gamma.

En general, la protección contra rayos X es más compleja y difícil que la  protección contra radiación alfa  o  beta . Para comprender de manera integral la forma en que un rayo X pierde su energía inicial, cómo puede atenuarse y cómo puede protegerse, debemos tener un conocimiento detallado de sus mecanismos de interacción.

Ver también más teoría:  interacción de rayos X con materia

Ver también calculadora:  actividad de Gamma a la tasa de dosis (con / sin escudo)

Ver también XCOM – DB de sección transversal de fotones:  XCOM: base de datos de secciones cruzadas de fotones

Capa de valor medio: rayos X

La capa de valor medio expresa el espesor del material absorbente necesario para la reducción de la intensidad de radiación incidente en un factor de dos . Hay dos características principales de la capa de valor medio:

  • La capa de valor medio disminuye a medida que aumenta el número atómico del absorbedor. Por ejemplo, se necesitan 35 m de aire para reducir la intensidad de un haz de rayos X de 100 keV en un factor de dos, mientras que solo 0,12 mm de plomo pueden hacer lo mismo.
  • La capa de valor medio para todos los materiales aumenta con la energía de los rayos X. Por ejemplo, desde 0,26 cm para hierro a 100 keV hasta aproximadamente 0,64 cm a 200 keV.

Ejemplo:

¿Qué cantidad de agua requiere, si desea reducir la intensidad de un haz de rayos X monoenergético ( haz estrecho ) de 100 keV al 1% de su intensidad incidente? La capa de valor medio para rayos X de 100 keV en agua es de 4,15 cm y el coeficiente de atenuación lineal para rayos X de 100 keV en agua es de 0,167 cm -1 . El problema es bastante simple y puede describirse mediante la siguiente ecuación:

Si la capa de valor medio para el agua es 4,15 cm, el coeficiente de atenuación lineal es:Ahora podemos usar la ecuación de atenuación exponencial:atenuación de rayos X - problema con la solución

Entonces, el espesor de agua requerido es de aproximadamente 27.58 cm . Este es un espesor relativamente grande y es causado por pequeños números atómicos de hidrógeno y oxígeno. Si calculamos el mismo problema para el plomo (Pb) , obtenemos el grosor x = 0.077 cm .

Tabla de capas de valor medio

Tabla de capas de valor medio (en cm) para diferentes materiales a energías de fotones de 100, 200 y 500 keV.

Amortiguador 100 keV 200 keV 500 keV
Aire 3555 cm 4359 cm 6189 cm
Agua 4,15 cm 5,1 cm 7,15 cm
Carbón 2,07 cm 2,53 cm 3,54 cm
Aluminio 1,59 cm 2,14 cm 3,05 cm
Planchar 0,26 cm 0,64 cm 1,06 cm
Cobre 0,18 cm 0,53 cm 0,95 cm
Dirigir  0,012 cm  0,068 cm  0,42 cm

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¿Qué es la atenuación de rayos X? Definición

La teoría de la atenuación de rayos X describe cómo los materiales atenúan los rayos X. La teoría de la atenuación también es válida para rayos X y rayos gamma. Dosimetría de radiación

Los rayos X , también conocidos como radiación X , se refieren a la radiación electromagnética (sin masa en reposo, sin carga) de altas energías. Los rayos X son fotones de alta energía con longitudes de onda cortas y, por lo tanto, de muy alta frecuencia. La frecuencia de radiación es el parámetro clave de todos los fotones, porque determina la energía de un fotón. Los fotones se clasifican de acuerdo con las energías de las ondas de radio de baja energía y la radiación infrarroja, a través de la luz visible, hasta los rayos X de alta energía y los rayos gamma .

La mayoría de los rayos X tienen una longitud de onda que varía de 0.01 a 10 nanómetros (3 × 10 16 Hz a 3 × 10 19 Hz), correspondiente a energías en el rango de 100 eV a 100 keV. Las longitudes de onda de los rayos X son más cortas que las de los rayos UV y generalmente más largas que las de los rayos gamma. La distinción entre rayos X y rayos gamma no es tan simple y ha cambiado en las últimas décadas. Según la definición actualmente válida, los rayos X son emitidos por electrones fuera del núcleo, mientras que los rayos gamma son emitidos por el núcleo .

Atenuación de rayos X

Coeficientes de atenuación.
Total de secciones transversales de fotones.
Fuente: Wikimedia Commons

A medida que los fotones de alta energía pasan a través del material, su energía disminuye. Esto se conoce como atenuación . La teoría de la atenuación también es válida para rayos X y rayos gamma . Resulta que los fotones de mayor energía (rayos X duros) viajan a través del tejido más fácilmente que los fotones de baja energía (es decir, los fotones de mayor energía tienen menos probabilidades de interactuar con la materia). Gran parte de este efecto está relacionado con el efecto fotoeléctrico . La probabilidad de absorción fotoeléctrica es aproximadamente proporcional a (Z / E) 3, donde Z es el número atómico del átomo de tejido y E es la energía del fotón. A medida que E crece, la probabilidad de interacción disminuye rápidamente. Para energías más altas, la dispersión de Compton se vuelve dominante. La dispersión de Compton es constante para diferentes energías, aunque disminuye lentamente a energías más altas.

Atenuación exponencial

Suponga que los rayos X monoenergéticos están colimados en un haz estrecho y que el detector detrás del material solo detecta los rayos X que pasaron a través de ese material sin ningún tipo de interacción con este material, entonces la dependencia debería ser una simple atenuación exponencial de los rayos X . Cada una de estas interacciones elimina el fotón del haz por absorción o por dispersión fuera de la dirección del detector. Por lo tanto, las interacciones pueden caracterizarse por una probabilidad fija de ocurrencia por unidad de longitud de camino en el absorbedor. La suma de estas probabilidades se llama coeficiente de atenuación lineal :

μ = τ (fotoeléctrico) + σ (Compton)

Atenuación de rayos gamma
La importancia relativa de varios procesos de interacción de la radiación gamma con la materia.

La atenuación de los rayos X se puede describir con la siguiente ecuación.

I = I 0 .e -μx

, donde I es la intensidad después de la atenuación, I o es la intensidad incidente, μ es el coeficiente de atenuación lineal (cm -1 ) y el espesor físico del absorbedor (cm).

Atenuación
Dependencia de la intensidad de la radiación gamma en el espesor del absorbedor

Los materiales enumerados en la tabla son aire, agua y elementos diferentes desde el carbono ( Z = 6) hasta el plomo ( Z = 82) y sus coeficientes de atenuación lineal se dan para dos energías de rayos X. Hay dos características principales del coeficiente de atenuación lineal:

  • El coeficiente de atenuación lineal aumenta a medida que aumenta el número atómico del absorbedor.
  • El coeficiente de atenuación lineal para todos los materiales disminuye con la energía de los rayos X.

Capa de valor medio

La capa de valor medio expresa el espesor del material absorbente necesario para la reducción de la intensidad de radiación incidente en un factor de dos . Hay dos características principales de la capa de valor medio:

  • La capa de valor medio disminuye a medida que aumenta el número atómico del absorbedor. Por ejemplo, se necesitan 35 m de aire para reducir la intensidad de un haz de rayos X de 100 keV en un factor de dos, mientras que solo 0,12 mm de plomo pueden hacer lo mismo.
  • La capa de valor medio para todos los materiales aumenta con la energía de los rayos X. Por ejemplo, desde 0,26 cm para hierro a 100 keV hasta aproximadamente 0,64 cm a 200 keV.

Coeficiente de atenuación masiva

Al caracterizar un material absorbente, a veces podemos usar el coeficiente de atenuación de masa.  El coeficiente de atenuación de masa se define como la relación del coeficiente de atenuación lineal y la densidad del absorbedor (μ / ρ) . La atenuación de los rayos X se puede describir mediante la siguiente ecuación:

I = I 0 .e – (μ / ρ) .ρl

, donde ρ es la densidad del material, (μ / ρ) es el coeficiente de atenuación de masa y ρ.l es el espesor de la masa. La unidad de medida utilizada para el coeficiente de atenuación de masa cm 2 g -1 . Para energías intermedias, la dispersión de Compton domina y diferentes absorbentes tienen coeficientes de atenuación de masa aproximadamente iguales . Esto se debe al hecho de que la sección transversal de la dispersión de Compton es proporcional a la Z (número atómico) y, por lo tanto, el coeficiente es proporcional a la densidad del material ρ. A valores pequeños de energía de rayos X, donde el coeficiente es proporcional a las potencias más altas del número atómico Z (para efecto fotoeléctrico σ f ~ Z 3 ), el coeficiente de atenuación μ no es una constante.

Ver también calculadora:  actividad de Gamma a la tasa de dosis (con / sin escudo)

Ver también XCOM – DB de sección transversal de fotones:  XCOM: base de datos de secciones cruzadas de fotones

Ejemplo:

¿Qué cantidad de agua requiere, si desea reducir la intensidad de un haz de rayos X monoenergético ( haz estrecho ) de 100 keV al 1% de su intensidad incidente? La capa de valor medio para rayos X de 100 keV en agua es de 4,15 cm y el coeficiente de atenuación lineal para rayos X de 100 keV en agua es de 0,167 cm -1 . El problema es bastante simple y puede describirse mediante la siguiente ecuación:

Si la capa de valor medio para el agua es 4,15 cm, el coeficiente de atenuación lineal es:Ahora podemos usar la ecuación de atenuación exponencial:atenuación de rayos X - problema con la solución

Entonces, el espesor de agua requerido es de aproximadamente 27.58 cm . Este es un espesor relativamente grande y es causado por pequeños números atómicos de hidrógeno y oxígeno. Si calculamos el mismo problema para el plomo (Pb) , obtenemos el grosor x = 0.077 cm .

Coeficientes de atenuación lineal

Tabla de coeficientes de atenuación lineal (en cm -1 ) para diferentes materiales a energías fotónicas de 100, 200 y 500 keV.

Amortiguador 100 keV 200 keV 500 keV
Aire   0.000195 / cm   0.000159 / cm   0.000112 / cm
Agua 0,167 / cm 0.136 / cm 0,097 / cm
Carbón 0.335 / cm 0.274 / cm 0,196 / cm
Aluminio 0.435 / cm 0.324 / cm 0.227 / cm
Planchar 2,72 / cm 1.09 / cm 0.655 / cm
Cobre 3.8 / cm 1.309 / cm 0,73 / cm
Dirigir 59,7 / cm 10.15 / cm 1,64 / cm

Capas de valor medio

Tabla de capas de valor medio (en cm) para diferentes materiales a energías de fotones de 100, 200 y 500 keV.

Amortiguador 100 keV 200 keV 500 keV
Aire 3555 cm 4359 cm 6189 cm
Agua 4,15 cm 5,1 cm 7,15 cm
Carbón 2,07 cm 2,53 cm 3,54 cm
Aluminio 1,59 cm 2,14 cm 3,05 cm
Planchar 0,26 cm 0,64 cm 1,06 cm
Cobre 0,18 cm 0,53 cm 0,95 cm
Dirigir  0,012 cm  0,068 cm  0,42 cm

Validez de la Ley Exponencial

La ley exponencial siempre describirá la atenuación de la radiación primaria por la materia. Si se producen partículas secundarias o si la radiación primaria cambia su energía o dirección, entonces la atenuación efectiva será mucho menor. La radiación penetrará más profundamente en la materia de lo que se predice solo por la ley exponencial. El proceso debe tenerse en cuenta al evaluar el efecto del blindaje contra la radiación.

Ejemplo de acumulación de partículas secundarias.  Depende en gran medida del carácter y los parámetros de las partículas primarias.
Ejemplo de acumulación de partículas secundarias. Depende en gran medida del carácter y los parámetros de las partículas primarias.

 

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¿Qué es la interacción de los rayos X con la materia? Definición

Interacción de rayos X con materia. Aunque se conoce una gran cantidad de posibles interacciones, existen tres mecanismos clave de interacción con la materia. Dosimetría de radiación

Los rayos X , también conocidos como radiación X , se refieren a la radiación electromagnética (sin masa en reposo, sin carga) de altas energías. Los rayos X son fotones de alta energía con longitudes de onda cortas y, por lo tanto, de muy alta frecuencia. La frecuencia de radiación es el parámetro clave de todos los fotones, porque determina la energía de un fotón. Los fotones se clasifican según las energías de las ondas de radio de baja energía y la radiación infrarroja, a través de la luz visible, hasta los rayos X de alta energía y los rayos gamma .

La mayoría de los rayos X tienen una longitud de onda que varía de 0.01 a 10 nanómetros (3 × 10 16 Hz a 3 × 10 19 Hz), correspondiente a energías en el rango de 100 eV a 100 keV. Las longitudes de onda de los rayos X son más cortas que las de los rayos UV y típicamente más largas que las de los rayos gamma. La distinción entre rayos X y rayos gamma no es tan simple y ha cambiado en las últimas décadas. Según la definición actualmente válida, los rayos X son emitidos por electrones fuera del núcleo, mientras que los rayos gamma son emitidos por el núcleo .

Dado que los rayos X (especialmente los rayos X duros) están en una sustancia de fotones de alta energía, son materia muy penetrante y, por lo tanto, biológicamente peligrosos. Los rayos X pueden viajar miles de pies en el aire y pueden pasar fácilmente por el cuerpo humano.

Interacción de rayos X con materia

Aunque se conoce una gran cantidad de posibles interacciones, existen tres mecanismos clave de interacción con la materia. La fuerza de estas interacciones depende de la energía de los rayos X y la composición elemental del material, pero no mucho de las propiedades químicas, ya que la energía del fotón de rayos X es mucho mayor que las energías de unión química. La absorción fotoeléctrica domina a bajas energías de rayos X, mientras que la dispersión de Compton domina a energías más altas.

  • Absorción fotoeléctrica
  • Dispersión de Compton
  • la dispersión de Rayleigh

Absorción fotoeléctrica de rayos X

Absorción gamma por un átomo. Fuente: laradioactivite.com/
Absorción gamma por un átomo. Fuente: laradioactivite.com/

En el efecto fotoeléctrico, un fotón experimenta una interacción con un electrón que está unido a un átomo. En esta interacción, el fotón incidente desaparece por completo y el átomo expulsa un fotoelectrón energético de una de sus capas unidas . La energía cinética del fotoelectrón expulsado (E e ) es igual a la energía del fotón incidente (hν) menos la energía de unión del fotoelectrón en su capa original (E b ).

e = hν-E b

Por lo tanto, los fotoelectrones solo son emitidos por el efecto fotoeléctrico si el fotón alcanza o excede un umbral de energía , la energía de unión del electrón, la función de trabajo del material. Para rayos X muy altos con energías de más de cientos keV, el fotoelectrón se lleva la mayor parte de la energía fotónica incidente – hν.

A valores pequeños de energía de rayos gamma domina el efecto fotoeléctrico . El mecanismo también se mejora para materiales de alto número atómico Z. No es simple derivar la expresión analítica para la probabilidad de absorción fotoeléctrica de rayos gamma por átomo en todos los rangos de energías de rayos gamma. La probabilidad de absorción fotoeléctrica por unidad de masa es aproximadamente proporcional a:

τ (fotoeléctrico) = constante x Z N / E 3.5

donde Z es el número atómico, el exponente n varía entre 4 y 5. E es la energía del fotón incidente. La proporcionalidad a las potencias superiores del número atómico Z es la razón principal para el uso de materiales con alto contenido de Z, como plomo o uranio empobrecido en escudos de rayos gamma.

Corte transversal de efecto fotoeléctrico.Aunque la probabilidad de la absorción fotoeléctrica del fotón disminuye, en general, con el aumento de la energía del fotón, hay discontinuidades agudas en la curva de la sección transversal. Estos se llaman «bordes de absorción»y corresponden a las energías de unión de los electrones de las capas unidas a los átomos. Para los fotones con la energía justo por encima del borde, la energía del fotón es suficiente para experimentar la interacción fotoeléctrica con el electrón de la capa unida, digamos K-shell. La probabilidad de tal interacción es justo por encima de este borde, mucho mayor que la de los fotones de energía ligeramente por debajo de este borde. Para los fotones por debajo de este borde, la interacción con el electrón de la capa K es energéticamente imposible y, por lo tanto, la probabilidad cae abruptamente. Estos bordes se producen también en las energías de unión de los electrones de otras capas (L, M, N … ..).

Dispersión de Compton de rayos X

dispersión de comptonLa fórmula de Compton se publicó en 1923 en Physical Review. Compton explicó que el cambio de rayos X es causado por el impulso de fotones en forma de partículas . La fórmula de dispersión de Compton es la relación matemática entre el cambio en la longitud de onda y el ángulo de dispersión de los rayos X. En el caso de la dispersión de Compton, el fotón de frecuencia  f  colisiona con un electrón en reposo. Tras la colisión, el fotón rebota en el electrón, renunciando a parte de su energía inicial (dada por la fórmula de Planck E = hf), mientras que el electrón gana impulso (masa x velocidad), el  fotón no puede bajar su velocidad. Como resultado de la ley de conservación del momento, el fotón debe reducir su impulso dado por:

Como resultado de la ley de conservación del momento, el fotón debe reducir su impulso dado por esta fórmula.

Dispersión de Compton
En la dispersión de Compton, el fotón de rayos gamma incidente se desvía a través de un ángulo Θ con respecto a su dirección original. Esta desviación da como resultado una disminución de la energía (disminución de la frecuencia del fotón) del fotón y se denomina efecto Compton.
Fuente: hyperphysics.phy-astr.gsu.edu

Por lo tanto, la disminución en el momento del fotón debe traducirse en una  disminución en la frecuencia  (aumento en la longitud de onda Δ λ = λ ‘- λ ). El desplazamiento de la longitud de onda aumentó con el ángulo de dispersión de acuerdo con  la fórmula de Compton :

El desplazamiento de la longitud de onda aumentó con el ángulo de dispersión de acuerdo con la fórmula de Compton

donde λ  es la longitud de onda inicial del fotón λ ‘  es la longitud de onda después de la dispersión,  es la constante de Planck = 6.626 x 10 -34  Js, e  es la masa de electrones en reposo (0.511 MeV) c  es la velocidad de la luz Θ  es la dispersión ángulo. El cambio mínimo en la longitud de onda ( λ ′  –  λ ) para el fotón ocurre cuando Θ = 0 ° (cos (Θ) = 1) y es al menos cero. El cambio máximo en la longitud de onda ( λ ′  –  λ) para el fotón ocurre cuando Θ = 180 ° (cos (Θ) = – 1). En este caso, el fotón transfiere al electrón la mayor cantidad de impulso posible. El cambio máximo en la longitud de onda se puede derivar de la fórmula de Compton:

El cambio máximo en la longitud de onda puede derivarse de la fórmula de Compton.  Longitud de Compton

La cantidad h / m e c se conoce como la  longitud  de onda de Compton del electrón y es igual a  2,43 × 10 −12 m . 

Dispersión de Rayleigh – Dispersión de Thomson

La dispersión de Rayleigh , también conocida como dispersión de Thomson, es el límite de baja energía de la dispersión de Compton. La energía cinética de las partículas y la frecuencia de los fotones no cambian como resultado de la dispersión. La dispersión de Rayleigh ocurre como resultado de una interacción entre un fotón entrante y un electrón, cuya energía de unión es significativamente mayor que la del fotón entrante. Se supone que la radiación incidente establece el electrón en una oscilación resonante forzada de tal manera que el electrón reemite radiación de la misma frecuencia pero en todas las direcciones.. En este caso, el campo eléctrico de la onda incidente (fotón) acelera la partícula cargada, haciendo que, a su vez, emita radiación a la misma frecuencia que la onda incidente y, por lo tanto, la onda se dispersa. La dispersión de Rayleigh es significativa hasta ke 20keV y, al igual que la dispersión de Thomson, es elástica. La sección transversal de dispersión total se convierte en una combinación de las secciones transversales de dispersión ligadas de Rayleigh y Compton. La dispersión de Thomson es un fenómeno importante en la física del plasma y fue explicado por primera vez por el físico JJ Thomson. Esta interacción tiene una gran importancia en el área de la cristalografía de rayos X.

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¿Qué es la tasa de dosis absorbida? Definición

La tasa de dosis absorbida es la tasa a la que se recibe una dosis absorbida. Es una medida de la intensidad de la dosis de radiación (o fuerza). Dosis absorbida

Dosis absorbidaLa dosis absorbida se define como la cantidad de energía depositada por la radiación ionizante en una sustancia. La dosis absorbida se da el símbolo D . La dosis absorbida generalmente se mide en una unidad llamada gris (Gy), que se deriva del sistema SI. En ocasiones, también se usa la unidad no SI rad , predominantemente en los EE. UU.

dosis absorbida - definición

Unidades de dosis absorbida:

  • Grey . Una dosis de un gray es equivalente a una unidad de energía (julio) depositada en un kilogramo de una sustancia.
  • RAD . Una dosis de un rad es equivalente a la deposición de cien ergios de energía en un gramo de cualquier material.

Dosis absorbida

La tasa de dosis absorbida es la tasa a la que se recibe una dosis absorbida. Es una medida de la intensidad de la dosis de radiación (o fuerza). La tasa de dosis absorbida se define como:

tasa de dosis absorbida - definición

En unidades convencionales, se mide en mrad / seg ,  rad / h, mGy / seg o Gy / h. Dado que la cantidad de exposición a la radiación depende directamente (linealmente) del tiempo que las personas pasan cerca de la fuente de radiación, la dosis absorbida es igual a la intensidad del campo de radiación (tasa de dosis) multiplicado por el tiempo de permanencia en ese campo. El ejemplo anterior indica que una persona podría esperar recibir una dosis de 25 milirems al permanecer en un campo de 50 milirems / hora durante treinta minutos.

Ejemplos de dosis absorbidas en grises

Debemos tener en cuenta que la radiación nos rodea. En, alrededor y sobre el mundo en que vivimos. Es una fuerza de energía natural que nos rodea. Es una parte de nuestro mundo natural que ha estado aquí desde el nacimiento de nuestro planeta. En los siguientes puntos tratamos de expresar enormes rangos de exposición a la radiación, que pueden obtenerse de varias fuentes.

  • 0.05 µGy – Dormir al lado de alguien
  • 0.09 µGy : viviendo dentro de 30 millas de una planta de energía nuclear durante un año
  • 0.1 µGy – Comer una banana
  • 0.3 µGy : viviendo dentro de 50 millas de una central eléctrica de carbón durante un año
  • 10 µGy : dosis diaria promedio recibida del fondo natural
  • 20 µGy – Radiografía de tórax
  • 40 µGy : un vuelo en avión de 5 horas
  • 600 µGy – mamografía
  • 1000 µGy : límite de dosis para miembros individuales del público, dosis efectiva total por año
  • 3 650 µGy : dosis anual promedio recibida del fondo natural
  • 5 800 µGy : tomografía computarizada del tórax
  • 10 000 µGy : dosis media anual recibida de un entorno natural en Ramsar, Irán
  • 20 000 µGy – tomografía computarizada de cuerpo completo
  • 175 000 µGy : dosis anual de radiación natural en una playa de monazita cerca de Guarapari, Brasil.
  • 5 000 000 µGy : dosis que mata a un ser humano con un riesgo del 50% en 30 días (LD50 / 30), si la dosis se recibe durante un período muy corto .

Como se puede ver, las dosis bajas son comunes en la vida cotidiana. Los ejemplos anteriores pueden ayudar a ilustrar las magnitudes relativas. Desde el punto de vista de las consecuencias biológicas, es muy importante distinguir entre las dosis recibidas durante períodos cortos y prolongados . Una » dosis aguda » es aquella que ocurre durante un período de tiempo corto y finito, mientras que una » dosis crónica«Es una dosis que continúa durante un período prolongado de tiempo para que se describa mejor mediante una tasa de dosis. Las dosis altas tienden a matar células, mientras que las dosis bajas tienden a dañarlas o cambiarlas. Las dosis bajas distribuidas durante largos períodos de tiempo no causan un problema inmediato a ningún órgano del cuerpo. Los efectos de bajas dosis de radiación ocurren a nivel celular y los resultados pueden no observarse durante muchos años.

Cálculo de la tasa de dosis protegida

Suponga la fuente isotrópica puntual que contiene 1.0 Ci de 137 Cs , que tiene una vida media de 30.2 años . Tenga en cuenta que la relación entre la vida media y la cantidad de radionúclido requerida para dar una actividad de un curie se muestra a continuación. Esta cantidad de material se puede calcular usando λ, que es la constante de descomposición de ciertos nucleidos:

Curie - Unidad de Actividad

Alrededor del 94,6 por ciento se desintegra por emisión beta a un isómero nuclear de bario metaestable : bario-137m. El pico principal de fotones de Ba-137m es 662 keV . Para este cálculo, suponga que todas las desintegraciones pasan por este canal.

Determine la tasa de dosis primaria de fotones , en gray por hora (Gy.h -1 ), en la superficie externa de un blindaje de plomo de 5 cm de espesor. La tasa de dosis de fotones primarios descuida todas las partículas secundarias. Suponga que la distancia efectiva de la fuente desde el punto de dosis es de 10 cm . También supondremos que el punto de dosis es tejido blando y que puede ser simulado razonablemente por el agua y usamos el coeficiente de absorción de energía de masa para el agua.

Ver también: atenuación de rayos gamma

Ver también: Blindaje de rayos gamma

Solución:

La tasa de dosis de fotones primarios se atenúa exponencialmente , y la tasa de dosis de fotones primarios, teniendo en cuenta el escudo, viene dada por:

cálculo de la tasa de dosis

Como se puede ver, no tenemos en cuenta la acumulación de radiación secundaria. Si se producen partículas secundarias o si la radiación primaria cambia su energía o dirección, entonces la atenuación efectiva será mucho menor. Esta suposición generalmente subestima la tasa de dosis real, especialmente para protecciones gruesas y cuando el punto de dosis está cerca de la superficie de la protección, pero esta suposición simplifica todos los cálculos. Para este caso, la tasa de dosis real (con la acumulación de radiación secundaria) será más de dos veces mayor.

Para calcular la tasa de dosis absorbida , tenemos que usar en la fórmula:

  • k = 5,76 x 10 -7
  • S = 3.7 x 10 10 s -1
  • E = 0.662 MeV
  • μ t / ρ =  0.0326 cm 2 / g (los valores están disponibles en NIST)
  • μ = 1.289 cm -1 (los valores están disponibles en NIST)
  • D = 5 cm
  • r = 10 cm

Resultado:

La tasa de dosis absorbida resultante en grises por hora es entonces:

tasa de dosis absorbida - gray - cálculo

Si queremos dar cuenta de la acumulación de radiación secundaria, entonces tenemos que incluir el factor de acumulación. La fórmula extendida para la tasa de dosis es entonces:

tasa de dosis absorbida - gris

 

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Qué es Gray – Unidad de dosis de radiación – Definición

Una dosis de un gray es equivalente a una unidad de energía (julios) depositada en un kilogramo de una sustancia. Esta unidad fue nombrada en honor de Louis Harold Gray. Gris – Unidad de dosis de radiación

La dosis absorbida se define como la cantidad de energía depositada por la radiación ionizante en una sustancia. La dosis absorbida se da el símbolo D . La dosis absorbida generalmente se mide en una unidad llamada gris (Gy), que se deriva del sistema SI. En ocasiones, también se usa la unidad no SI rad , predominantemente en los EE. UU.

dosis absorbida - definición

Unidades de dosis absorbida:

  • Grey . Una dosis de un gray es equivalente a una unidad de energía (julios) depositada en un kilogramo de una sustancia.
  • RAD . Una dosis de un rad es equivalente a la deposición de cien ergios de energía en un gramo de cualquier material.

Gris – Unidad de dosis absorbida

unidad grisUna dosis de un gris es equivalente a una unidad de energía (julios) depositada en un kilogramo de una sustancia. Esta unidad fue nombrada en honor a Louis Harold Gray , quien fue uno de los grandes pioneros en biología de la radiación. Un gray es una gran cantidad de dosis absorbida. Una persona que ha absorbido una dosis de 1 Gy en todo el cuerpo ha absorbido un julio de energía en cada kg de tejido corporal.

Las dosis absorbidas medidas en la industria (excepto la medicina nuclear) a menudo tienen dosis más bajas que un gris, y a menudo se usan los siguientes múltiplos:

1 mGy (miligramo) = 1E-3 Gy

1 µGy (microgray) = 1E-6 Gy

Las conversiones de las unidades SI a otras unidades son las siguientes:

  • 1 Gy = 100 rad
  • 1 mGy = 100 mrad

El gray y el rad son unidades físicas. Describen el efecto físico de la radiación incidente (es decir, la cantidad de energía depositada por kg), pero no nos dice nada sobre las consecuencias biológicas de dicha deposición de energía en el tejido vivo.

Ejemplos de dosis absorbidas en grises

Debemos tener en cuenta que la radiación nos rodea. En, alrededor y sobre el mundo en que vivimos. Es una fuerza de energía natural que nos rodea. Es una parte de nuestro mundo natural que ha estado aquí desde el nacimiento de nuestro planeta. En los siguientes puntos tratamos de expresar enormes rangos de exposición a la radiación, que pueden obtenerse de varias fuentes.

  • 0.05 µGy – Dormir al lado de alguien
  • 0.09 µGy : viviendo dentro de 30 millas de una planta de energía nuclear durante un año
  • 0.1 µGy – Comer una banana
  • 0.3 µGy : viviendo dentro de 50 millas de una central eléctrica de carbón durante un año
  • 10 µGy : dosis diaria promedio recibida del fondo natural
  • 20 µGy – Radiografía de tórax
  • 40 µGy : un vuelo en avión de 5 horas
  • 600 µGy – mamografía
  • 1000 µGy : límite de dosis para miembros individuales del público, dosis efectiva total por año
  • 3 650 µGy : dosis anual promedio recibida del fondo natural
  • 5 800 µGy : tomografía computarizada del tórax
  • 10 000 µGy : dosis media anual recibida de un entorno natural en Ramsar, Irán
  • 20 000 µGy – tomografía computarizada de cuerpo completo
  • 175 000 µGy : dosis anual de radiación natural en una playa de monazita cerca de Guarapari, Brasil.
  • 5 000 000 µGy : dosis que mata a un ser humano con un riesgo del 50% en 30 días (LD50 / 30), si la dosis se recibe durante un período muy corto .

Como se puede ver, las dosis bajas son comunes en la vida cotidiana. Los ejemplos anteriores pueden ayudar a ilustrar las magnitudes relativas. Desde el punto de vista de las consecuencias biológicas, es muy importante distinguir entre las dosis recibidas durante períodos cortos y prolongados . Una » dosis aguda » es aquella que ocurre durante un período de tiempo corto y finito, mientras que una » dosis crónica«Es una dosis que continúa durante un período prolongado de tiempo para que se describa mejor mediante una tasa de dosis. Las dosis altas tienden a matar células, mientras que las dosis bajas tienden a dañarlas o cambiarlas. Las dosis bajas distribuidas durante largos períodos de tiempo no causan un problema inmediato a ningún órgano del cuerpo. Los efectos de bajas dosis de radiación ocurren a nivel celular y los resultados pueden no observarse durante muchos años.

Cálculo de la tasa de dosis protegida en grises

Suponga la fuente isotrópica puntual que contiene 1.0 Ci de 137 Cs , que tiene una vida media de 30.2 años . Tenga en cuenta que la relación entre la vida media y la cantidad de radionúclido requerida para dar una actividad de un curie se muestra a continuación. Esta cantidad de material se puede calcular usando λ, que es la constante de descomposición de ciertos nucleidos:

Curie - Unidad de Actividad

Alrededor del 94,6 por ciento se desintegra por emisión beta a un isómero nuclear de bario metaestable : bario-137m. El pico principal de fotones de Ba-137m es 662 keV . Para este cálculo, suponga que todas las desintegraciones pasan por este canal.

Calcule la tasa de dosis primaria de fotones , en gray por hora (Gy.h -1 ), en la superficie externa de un blindaje de plomo de 5 cm de espesor. La tasa de dosis de fotones primarios descuida todas las partículas secundarias. Suponga que la distancia efectiva de la fuente desde el punto de dosis es de 10 cm . También supondremos que el punto de dosis es tejido blando y que puede ser simulado razonablemente por el agua y usamos el coeficiente de absorción de energía de masa para el agua.

Ver también: atenuación de rayos gamma

Ver también: Blindaje de rayos gamma

Solución:

La tasa de dosis de fotones primarios se atenúa exponencialmente , y la tasa de dosis de fotones primarios, teniendo en cuenta el escudo, viene dada por:

cálculo de la tasa de dosis

Como se puede ver, no tenemos en cuenta la acumulación de radiación secundaria. Si se producen partículas secundarias o si la radiación primaria cambia su energía o dirección, entonces la atenuación efectiva será mucho menor. Esta suposición generalmente subestima la tasa de dosis real, especialmente para protecciones gruesas y cuando el punto de dosis está cerca de la superficie de la protección, pero esta suposición simplifica todos los cálculos. Para este caso, la tasa de dosis real (con la acumulación de radiación secundaria) será más de dos veces mayor.

Para calcular la tasa de dosis absorbida , tenemos que usar en la fórmula:

  • k = 5,76 x 10 -7
  • S = 3.7 x 10 10 s -1
  • E = 0.662 MeV
  • μ t / ρ = 0.0326 cm 2 / g (los valores están disponibles en NIST)
  • μ = 1.289 cm -1 (los valores están disponibles en NIST)
  • D = 5 cm
  • r = 10 cm

Resultado:

La tasa de dosis absorbida resultante en grises por hora es entonces:

tasa de dosis absorbida - gray - cálculo

Si queremos dar cuenta de la acumulación de radiación secundaria, entonces tenemos que incluir el factor de acumulación. La fórmula extendida para la tasa de dosis es entonces:

tasa de dosis absorbida - gris

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¿Qué es el cálculo de la dosis absorbida? Problema – Definición

Cálculo de la dosis absorbida – Problema. Calcule la tasa de dosis primaria de fotones, en gray por hora (Gy.h-1), en la superficie externa de un protector de plomo de 5 cm de espesor. Dosimetría de radiación

La dosis absorbida se define como la cantidad de energía depositada por la radiación ionizante en una sustancia. La dosis absorbida se da el símbolo D . La dosis absorbida generalmente se mide en una unidad llamada gris (Gy), que se deriva del sistema SI. En ocasiones, también se usa la unidad no SI rad , predominantemente en los EE. UU.

dosis absorbida - definición

Dosis absorbida

Cálculo de la tasa de dosis protegida

Suponga la fuente isotrópica puntual que contiene 1.0 Ci de 137 Cs , que tiene una vida media de 30.2 años . Tenga en cuenta que la relación entre la vida media y la cantidad de radionúclido requerida para dar una actividad de un curie se muestra a continuación. Esta cantidad de material se puede calcular usando λ, que es la constante de descomposición de ciertos nucleidos:

Curie - Unidad de Actividad

Alrededor del 94,6 por ciento se desintegra por emisión beta a un isómero nuclear de bario metaestable : bario-137m. El pico principal de fotones de Ba-137m es 662 keV . Para este cálculo, suponga que todas las desintegraciones pasan por este canal.

Determine la tasa de dosis primaria de fotones , en gray por hora (Gy.h -1 ), en la superficie externa de un protector de plomo de 5 cm de espesor. La tasa de dosis de fotones primarios descuida todas las partículas secundarias. Suponga que la distancia efectiva de la fuente desde el punto de dosis es de 10 cm . También supondremos que el punto de dosis es tejido blando y que el agua puede simularlo razonablemente, y usamos el coeficiente de absorción de energía de masa para el agua.

Ver también: atenuación de rayos gamma

Ver también: Blindaje de rayos gamma

Solución:

La tasa de dosis de fotones primarios se atenúa exponencialmente , y la tasa de dosis de fotones primarios, teniendo en cuenta el escudo, viene dada por:

cálculo de la tasa de dosis

Como se puede ver, no tenemos en cuenta la acumulación de radiación secundaria. Si se producen partículas secundarias o si la radiación primaria cambia su energía o dirección, entonces la atenuación efectiva será mucho menor. Esta suposición generalmente subestima la tasa de dosis real, especialmente para protecciones gruesas y cuando el punto de dosis está cerca de la superficie de la protección, pero esta suposición simplifica todos los cálculos. Para este caso, la tasa de dosis real (con la acumulación de radiación secundaria) será más de dos veces mayor.

Para calcular la tasa de dosis absorbida , tenemos que usar en la fórmula:

  • k = 5,76 x 10 -7
  • S = 3.7 x 10 10 s -1
  • E = 0.662 MeV
  • μ t / ρ = 0.0326 cm 2 / g (los valores están disponibles en NIST)
  • μ = 1.289 cm -1 (los valores están disponibles en NIST)
  • D = 5 cm
  • r = 10 cm

Resultado:

La tasa de dosis absorbida resultante en grises por hora es entonces:

tasa de dosis absorbida - gray - cálculo

Si queremos dar cuenta de la acumulación de radiación secundaria, entonces tenemos que incluir el factor de acumulación. La fórmula extendida para la tasa de dosis es entonces:

tasa de dosis absorbida - gris

 

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Este artículo se basa en la traducción automática del artículo original en inglés. Para más información vea el artículo en inglés. Puedes ayudarnos. Si desea corregir la traducción, envíela a: [email protected] o complete el formulario de traducción en línea. Agradecemos su ayuda, actualizaremos la traducción lo antes posible. Gracias.

¿Qué es la dosis absorbida? Definición

La dosis absorbida se define como la cantidad de energía depositada por la radiación ionizante en una sustancia. La dosis absorbida recibe el símbolo D. La dosis absorbida generalmente se mide en una unidad llamada gray (Gy), que se deriva del sistema SI. Dosimetría de radiación

La dosis absorbida se define como la cantidad de energía depositada por la radiación ionizante en una sustancia. La dosis absorbida se da el símbolo D . La dosis absorbida generalmente se mide en una unidad llamada gris (Gy), que se deriva del sistema SI. En ocasiones, también se usa la unidad no SI rad , predominantemente en los EE. UU.

dosis absorbida - definición

Dosis absorbidaUnidades de dosis absorbida:

  • Grey . Una dosis de un gray es equivalente a una unidad de energía (julios) depositada en un kilogramo de una sustancia.
  • RAD . Una dosis de un rad es equivalente a la deposición de cien ergios de energía en un gramo de cualquier material.

¿Por qué tratamos con una dosis de radiación? En capítulos anteriores, hemos discutido la radioactividad y la intensidad de una fuente radiactiva, medida generalmente en bequerelios . Pero cualquier fuente radiactiva no representa ningún riesgo biológico siempre que esté aislada de los entornos. Sin embargo, cuando las personas u otro sistema (también no biológico) están expuestos a la radiación, se deposita energía en el material y se administra la dosis de radiación.

Por lo tanto, es muy importante distinguir entre la radioactividad de una fuente radiactiva y la dosis de radiación que puede resultar de la fuente. En general, la dosis de radiación depende de los siguientes factores con respecto a la fuente radiactiva:

  • Actividad. La actividad de la fuente influye directamente en la dosis de radiación depositada en el material.
  • Tipo de radiación . Cada tipo de radiación interactúa con la materia de una manera diferente . Por ejemplo, las partículas cargadas con altas energías pueden ionizar directamente los átomos. Por otro lado, las partículas eléctricamente neutras interactúan solo indirectamente, pero también pueden transferir algunas o todas sus energías a la materia.
  • Distancia. La cantidad de exposición a la radiación depende de la distancia desde la fuente de radiación. De manera similar al calor de un incendio, si está demasiado cerca, la intensidad de la radiación de calor es alta y puede quemarse. Si está a la distancia correcta, puede resistir allí sin ningún problema y, además, es cómodo. Si está demasiado lejos de la fuente de calor, la insuficiencia de calor también puede dañarlo. Esta analogía, en cierto sentido, puede aplicarse a la radiación también de fuentes de radiación.
  • Hora. La cantidad de exposición a la radiación depende directamente (linealmente) del tiempo que las personas pasan cerca de la fuente de radiación.
  • Blindaje Finalmente, la dosis de radiación también depende del material entre la fuente y el objeto. Si la fuente es demasiado intensa y el tiempo o la distancia no proporcionan suficiente protección contra la radiación, se puede usar el blindaje.

El peligro de la radiación ionizante radica en el hecho de que la radiación es invisible y no es directamente detectable por los sentidos humanos. La gente no puede ver ni sentir radiación, pero deposita energía en las moléculas del cuerpo. La energía se transfiere en pequeñas cantidades para cada interacción entre la radiación y una molécula y generalmente hay muchas de esas interacciones.

En las centrales nucleares, el problema central es proteger al personal y al medio ambiente contra los rayos gamma y los neutrones , porque los rangos de partículas cargadas (como las partículas beta y alfa) en la materia son muy cortos. Por otro lado, debemos ocuparnos del blindaje de todos los tipos de radiación, porque cada reactor nuclear es una fuente importante de todos los tipos de radiación ionizante.

Ver también: atenuación de rayos gamma

Ver también: blindaje de neutrones

 

Gris – Unidad de dosis absorbida

Una dosis de un gris es equivalente a una unidad de energía (julio) depositada en un kilogramo de una sustancia. Esta unidad fue nombrada en honor de Louis Harold Gray , quien fue uno de los grandes pioneros en biología de la radiación. Un gray es una gran cantidad de dosis absorbida. Una persona que ha absorbido una dosis de 1 Gy en todo el cuerpo ha absorbido un julio de energía en cada kg de tejido corporal.

Las dosis absorbidas medidas en la industria (excepto la medicina nuclear) a menudo tienen dosis más bajas que un gris, y a menudo se usan los siguientes múltiplos:

1 mGy (miligramo) = 1E-3 Gy

1 µGy (microgray) = 1E-6 Gy

Las conversiones de las unidades SI a otras unidades son las siguientes:

  • 1 Gy = 100 rad
  • 1 mGy = 100 mrad

El gray y el rad son unidades físicas. Describen el efecto físico de la radiación incidente (es decir, la cantidad de energía depositada por kg), pero no nos dice nada sobre las consecuencias biológicas de dicha deposición de energía en el tejido vivo.

Tasa de dosis absorbida

La tasa de dosis absorbida es la tasa a la que se recibe una dosis absorbida. Es una medida de la intensidad de la dosis de radiación (o fuerza). La tasa de dosis absorbida se define como:

tasa de dosis absorbida - definición

En unidades convencionales, se mide en mrad / seg ,  rad / h, mGy / seg o Gy / h. Dado que la cantidad de exposición a la radiación depende directamente (linealmente) del tiempo que las personas pasan cerca de la fuente de radiación, la dosis absorbida es igual a la intensidad del campo de radiación (tasa de dosis) multiplicado por el tiempo de permanencia en ese campo. El ejemplo anterior indica que una persona podría esperar recibir una dosis de 25 milirems al permanecer en un campo de 50 milirems / hora durante treinta minutos.

Ejemplos de dosis absorbidas en grises

Debemos tener en cuenta que la radiación nos rodea. En, alrededor y sobre el mundo en que vivimos. Es una fuerza de energía natural que nos rodea. Es una parte de nuestro mundo natural que ha estado aquí desde el nacimiento de nuestro planeta. En los siguientes puntos tratamos de expresar enormes rangos de exposición a la radiación, que pueden obtenerse de varias fuentes.

  • 0.05 µGy – Dormir al lado de alguien
  • 0.09 µGy : viviendo dentro de 30 millas de una planta de energía nuclear durante un año
  • 0.1 µGy – Comer una banana
  • 0.3 µGy : viviendo dentro de 50 millas de una central eléctrica de carbón durante un año
  • 10 µGy : dosis diaria promedio recibida del fondo natural
  • 20 µGy – Radiografía de tórax
  • 40 µGy : un vuelo en avión de 5 horas
  • 600 µGy – mamografía
  • 1000 µGy : límite de dosis para miembros individuales del público, dosis efectiva total por año
  • 3 650 µGy : dosis anual promedio recibida del fondo natural
  • 5 800 µGy : tomografía computarizada del tórax
  • 10 000 µGy : dosis media anual recibida de un entorno natural en Ramsar, Irán
  • 20 000 µGy – tomografía computarizada de cuerpo completo
  • 175 000 µGy : dosis anual de radiación natural en una playa de monazita cerca de Guarapari, Brasil.
  • 5 000 000 µGy : dosis que mata a un ser humano con un riesgo del 50% en 30 días (LD50 / 30), si la dosis se recibe durante un período muy corto .

Como se puede ver, las dosis bajas son comunes en la vida cotidiana. Los ejemplos anteriores pueden ayudar a ilustrar las magnitudes relativas. Desde el punto de vista de las consecuencias biológicas, es muy importante distinguir entre las dosis recibidas durante períodos cortos y prolongados . Una » dosis aguda » es aquella que ocurre durante un período de tiempo corto y finito, mientras que una » dosis crónica«Es una dosis que continúa durante un período prolongado de tiempo para que se describa mejor mediante una tasa de dosis. Las dosis altas tienden a matar células, mientras que las dosis bajas tienden a dañarlas o cambiarlas. Las dosis bajas distribuidas durante largos períodos de tiempo no causan un problema inmediato a ningún órgano del cuerpo. Los efectos de bajas dosis de radiación ocurren a nivel celular y los resultados pueden no observarse durante muchos años.

Cálculo de la tasa de dosis protegida

Suponga la fuente isotrópica puntual que contiene 1.0 Ci de 137 Cs , que tiene una vida media de 30.2 años . Tenga en cuenta que la relación entre la vida media y la cantidad de radionúclido requerida para dar una actividad de un curie se muestra a continuación. Esta cantidad de material se puede calcular usando λ, que es la constante de descomposición de ciertos nucleidos:

Curie - Unidad de Actividad

Alrededor del 94,6 por ciento se desintegra por emisión beta a un isómero nuclear de bario metaestable : bario-137m. El pico principal de fotones de Ba-137m es 662 keV . Para este cálculo, suponga que todas las desintegraciones pasan por este canal.

Determine la tasa de dosis primaria de fotones , en gray por hora (Gy.h -1 ), en la superficie externa de un blindaje de plomo de 5 cm de espesor. La tasa de dosis de fotones primarios descuida todas las partículas secundarias. Suponga que la distancia efectiva de la fuente desde el punto de dosis es de 10 cm . También supondremos que el punto de dosis es tejido blando y que puede ser simulado razonablemente por el agua y usamos el coeficiente de absorción de energía de masa para el agua.

Ver también: atenuación de rayos gamma

Ver también: Blindaje de rayos gamma

Solución:

La tasa de dosis de fotones primarios se atenúa exponencialmente , y la tasa de dosis de fotones primarios, teniendo en cuenta el escudo, viene dada por:

cálculo de la tasa de dosis

Como se puede ver, no tenemos en cuenta la acumulación de radiación secundaria. Si se producen partículas secundarias o si la radiación primaria cambia su energía o dirección, entonces la atenuación efectiva será mucho menor. Esta suposición generalmente subestima la tasa de dosis real, especialmente para protecciones gruesas y cuando el punto de dosis está cerca de la superficie de la protección, pero esta suposición simplifica todos los cálculos. Para este caso, la tasa de dosis real (con la acumulación de radiación secundaria) será más de dos veces mayor.

Para calcular la tasa de dosis absorbida , tenemos que usar en la fórmula:

  • k = 5,76 x 10 -7
  • S = 3.7 x 10 10 s -1
  • E = 0.662 MeV
  • μ t / ρ =  0.0326 cm 2 / g (los valores están disponibles en NIST)
  • μ = 1.289 cm -1 (los valores están disponibles en NIST)
  • D = 5 cm
  • r = 10 cm

Resultado:

La tasa de dosis absorbida resultante en grises por hora es entonces:

tasa de dosis absorbida - gray - cálculo

Si queremos dar cuenta de la acumulación de radiación secundaria, entonces tenemos que incluir el factor de acumulación. La fórmula extendida para la tasa de dosis es entonces:

tasa de dosis absorbida - gris

De la dosis absorbida a la dosis equivalente

Como se escribió, cada tipo de radiación interactúa con la materia de una manera diferente . Por ejemplo, las partículas cargadas con altas energías pueden ionizar átomos directamente. Por otro lado, las partículas eléctricamente neutras interactúan solo indirectamente, pero también pueden transferir parte o la totalidad de sus energías a la materia. Sin duda, simplificaría las cosas si los efectos biológicos de la radiación fueran directamente proporcionales a la dosis absorbida. Desafortunadamente, los efectos biológicos dependen también de la forma en que la dosis absorbida se distribuye a lo largo de la trayectoria de la radiación. Los estudios han demostrado que la radiación alfa y de neutrones causa un daño biológico mayor para una deposición de energía dada por kg de tejido que la radiación gamma. Fue descubierto, aumentan los efectos biológicos de cualquier radiacióncon la transferencia de energía lineal (LET). En resumen, el daño biológico de la radiación de alto LET ( partículas alfa , protones o neutrones ) es mucho mayor que el de la radiación de bajo LET ( rayos gamma) Esto se debe a que el tejido vivo puede reparar más fácilmente el daño de la radiación que se extiende sobre un área grande que la que se concentra en un área pequeña. Debido a que se produce más daño biológico por la misma dosis física (es decir, la misma energía depositada por unidad de masa de tejido), un gray de radiación alfa o de neutrones es más dañino que un gray de radiación gamma. Este hecho de que las radiaciones de diferentes tipos (y energías) dan diferentes efectos biológicos para la misma dosis absorbida se describe en términos de factores conocidos como la efectividad biológica relativa (RBE) y el factor de ponderación de la radiación (w R ).

 

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Este artículo se basa en la traducción automática del artículo original en inglés. Para más información vea el artículo en inglés. Puedes ayudarnos. Si desea corregir la traducción, envíela a: [email protected] o complete el formulario de traducción en línea. Agradecemos su ayuda, actualizaremos la traducción lo antes posible. Gracias.

¿Qué es el cálculo de la tasa de dosis blindada en Sieverts? Definición

Calcule la tasa de dosis primaria de fotones, en sievert por hora (Sv.h-1), en la superficie externa de un blindaje de plomo de 5 cm de espesor. Suponga que este campo de radiación externo penetra de manera uniforme en todo el cuerpo. Dosimetría de radiación

sievert - radiaciónEn protección radiológica, el sievert es una unidad derivada de dosis equivalente y dosis efectiva. El sievert representa el efecto biológico equivalente del depósito de un joule de energía de rayos gamma en un kilogramo de tejido humano. La unidad de sievert es importante en la protección radiológica y lleva el nombre del científico sueco Rolf Sievert, que realizó muchos de los primeros trabajos sobre dosimetría en radioterapia.

Cálculo de la tasa de dosis protegida en Sieverts

Suponga la fuente isotrópica puntual que contiene 1.0 Ci de 137 Cs , que tiene una vida media de 30.2 años . Tenga en cuenta que la relación entre la vida media y la cantidad de radionúclido requerida para dar una actividad de un curie se muestra a continuación. Esta cantidad de material se puede calcular usando λ, que es la constante de descomposición de ciertos nucleidos:

Curie - Unidad de Actividad

Alrededor del 94,6 por ciento se desintegra por emisión beta a un isómero nuclear de bario metaestable : bario-137m. El pico principal de fotones de Ba-137m es 662 keV . Para este cálculo, suponga que todas las desintegraciones pasan por este canal.

Calcule la tasa de dosis primaria de fotones , en gray por hora (Gy.h -1 ), en la superficie externa de un protector de plomo de 5 cm de espesor. Luego calcule la tasa de dosis equivalente . Suponga que este campo de radiación externo penetra de manera uniforme en todo el cuerpo. La tasa de dosis de fotones primarios descuida todas las partículas secundarias. Suponga que la distancia efectiva de la fuente desde el punto de dosis es de 10 cm . También supondremos que el punto de dosis es tejido blando y que el agua puede simularlo razonablemente, y usamos el coeficiente de absorción de energía de masa para el agua.

Ver también: atenuación de rayos gamma

Ver también: Blindaje de rayos gamma

Solución:

La tasa de dosis de fotones primarios se atenúa exponencialmente , y la tasa de dosis de fotones primarios, teniendo en cuenta el escudo, viene dada por:

cálculo de la tasa de dosis

Como se puede ver, no tenemos en cuenta la acumulación de radiación secundaria. Si se producen partículas secundarias o si la radiación primaria cambia su energía o dirección, entonces la atenuación efectiva será mucho menor. Esta suposición generalmente subestima la tasa de dosis real, especialmente para protecciones gruesas y cuando el punto de dosis está cerca de la superficie de la protección, pero esta suposición simplifica todos los cálculos. Para este caso, la tasa de dosis real (con la acumulación de radiación secundaria) será más de dos veces mayor.

Para calcular la tasa de dosis absorbida , tenemos que usar en la fórmula:

  • k = 5,76 x 10 -7
  • S = 3.7 x 10 10 s -1
  • E = 0.662 MeV
  • μ t / ρ =  0.0326 cm 2 / g (los valores están disponibles en NIST)
  • μ = 1.289 cm -1 (los valores están disponibles en NIST)
  • D = 5 cm
  • r = 10 cm

Resultado:

La tasa de dosis absorbida resultante en grises por hora es entonces:

tasa de dosis absorbida - gray - cálculo

Como el factor de ponderación de la radiación para los rayos gamma es igual a uno y hemos asumido el campo de radiación uniforme, podemos calcular directamente la tasa de dosis equivalente a partir de la tasa de dosis absorbida como:

dosis equivalente - sievert - cálculo

Si queremos dar cuenta de la acumulación de radiación secundaria, entonces tenemos que incluir el factor de acumulación. La fórmula extendida para la tasa de dosis es entonces:

tasa de dosis absorbida - gris

 

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Qué es Sievert – Gris – Becquerel – Conversión – Cálculo – Definición

Pero, ¿cuál es la relación entre becquerels (radioactividad), grises (dosis absorbida) y sieverts (dosis equivalente)? Este artículo muestra cómo convertir y calcular estas cantidades. Dosimetría de radiación

sievert - radiaciónEn protección radiológica, el sievert es una unidad derivada de dosis equivalente y dosis efectiva. El sievert representa el efecto biológico equivalente del depósito de un joule de energía de rayos gamma en un kilogramo de tejido humano. Pero, ¿cuál es la relación entre becquerels (radiactividad) y sieverts (dosis equivalente)?

En capítulos anteriores, hemos discutido la radioactividad y la intensidad de una fuente radiactiva, medida generalmente en bequerelios . Pero cualquier fuente radiactiva no representa ningún riesgo biológico siempre que esté aislada de los entornos. Sin embargo, cuando las personas u otro sistema (también no biológico) están expuestos a la radiación, se deposita energía en el material y se administra la dosis de radiación.

Por lo tanto, es muy importante distinguir entre la radioactividad de una fuente radiactiva y la dosis de radiación que puede resultar de la fuente. En general, la dosis de radiación depende de los siguientes factores con respecto a la fuente radiactiva:

  • Actividad. La actividad de la fuente influye directamente en la dosis de radiación depositada en el material.
  • Tipo de radiación . Cada tipo de radiación interactúa con la materia de una manera diferente . Por ejemplo, las partículas cargadas con altas energías pueden ionizar directamente los átomos. Por otro lado, las partículas eléctricamente neutras interactúan solo indirectamente, pero también pueden transferir algunas o todas sus energías a la materia.
  • Distancia. La cantidad de exposición a la radiación depende de la distancia desde la fuente de radiación. De manera similar al calor de un incendio, si está demasiado cerca, la intensidad de la radiación de calor es alta y puede quemarse. Si está a la distancia correcta, puede resistir allí sin ningún problema y, además, es cómodo. Si está demasiado lejos de la fuente de calor, la insuficiencia de calor también puede dañarlo. Esta analogía, en cierto sentido, puede aplicarse a la radiación también de fuentes de radiación.
  • Hora. La cantidad de exposición a la radiación depende directamente (linealmente) del tiempo que las personas pasan cerca de la fuente de radiación.
  • Blindaje Finalmente, la dosis de radiación también depende del material entre la fuente y el objeto. Si la fuente es demasiado intensa y el tiempo o la distancia no proporcionan suficiente protección contra la radiación, se puede usar el blindaje.

El peligro de la radiación ionizante radica en el hecho de que la radiación es invisible y no es directamente detectable por los sentidos humanos. La gente no puede ver ni sentir radiación, pero deposita energía en las moléculas del cuerpo. La energía se transfiere en pequeñas cantidades para cada interacción entre la radiación y una molécula y generalmente hay muchas de esas interacciones.

Sievert y Gray

La dosis absorbida se define como la cantidad de energía depositada por la radiación ionizante en una sustancia. La dosis absorbida se da el símbolo D . La dosis absorbida generalmente se mide en una unidad llamada gris (Gy), que se deriva del sistema SI. En ocasiones, también se usa la unidad no SI rad , predominantemente en los EE. UU.

dosis absorbida - definición

Para fines de protección radiológica , la dosis absorbida se promedia sobre un órgano o tejido, T, y este promedio de dosis absorbida se pondera para la calidad de la radiación en términos del factor de ponderación de la radiación , w R , para el tipo y la energía de la radiación incidente en el cuerpo. El factor de ponderación de la radiación es un factor adimensional utilizado para determinar la dosis equivalente a partir de la dosis absorbida promediada sobre un tejido u órgano y se basa en el tipo de radiación absorbida. La dosis ponderada resultante se designó como la dosis equivalente de órgano o tejido:

dosis equivalente - ecuación - definición

Factores de ponderación de la radiación - actual - ICRP
Tabla de factores de ponderación de la radiación. Fuente: ICRP Publ. 103: Las Recomendaciones de 2007 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica

Una dosis equivalente de un Sievert representa la cantidad de dosis de radiación que es equivalente, en términos de daño biológico especificado , a un gris de rayos X o rayos gamma . Una dosis de un Sv causada por la radiación gamma es equivalente a una deposición de energía de un julio en un kilogramo de tejido. Eso significa que un sievert es equivalente a un gray de rayos gamma depositados en ciertos tejidos. Por otro lado, un daño biológico similar (un sievert) puede ser causado solo por 1/20 de gray de radiación alfa (debido a un alto w R de radiación alfa). Por lo tanto, el sievert no es una unidad de dosis física.. Por ejemplo, una dosis absorbida de 1 Gy por partículas alfa conducirá a una dosis equivalente de 20 Sv. Esto puede parecer una paradoja. Implica que la energía del campo de radiación incidente en julios ha aumentado en un factor de 20, violando así las leyes de Conservación de energía . Sin embargo, éste no es el caso. Sievert se deriva de la cantidad física absorbida, pero también tiene en cuenta la efectividad biológica de la radiación, que depende del tipo de radiación y la energía. El factor de ponderación de la radiación hace que el sievert no pueda ser una unidad física.

Un sievert es una gran cantidad de dosis equivalente. Una persona que ha absorbido una dosis de 1 Sv en todo el cuerpo ha absorbido un julio de energía en cada kg de tejido corporal (en el caso de los rayos gamma).

Las dosis equivalentes  medidas en la industria y la medicina a menudo tienen dosis más bajas que un sievert, y a menudo se usan los siguientes múltiplos:

1 mSv (millisievert) = 1E-3 Sv

1 µSv (microsievert) = 1E-6 Sv

Las conversiones de las unidades SI a otras unidades son las siguientes:

  • 1 Sv = 100 rem
  • 1 mSv = 100 mrem

Factores de ponderación de radiación – ICRP

Para la radiación de fotones y electrones, el factor de ponderación de la radiación tiene el valor 1 independientemente de la energía de la radiación y para la radiación alfa el valor 20. Para la radiación de neutrones, el valor depende de la energía y es de 5 a 20.

Factores de ponderación de la radiación
Fuente: ICRP, 2003. Efectividad biológica relativa (RBE), factor de calidad (Q) y factor de ponderación de la radiación (wR). Publicación ICRP 92. Ann. ICRP 33 (4).

En 2007, ICRP publicó un nuevo conjunto de factores de ponderación de la radiación (Publicación ICRP 103: Recomendaciones de 2007 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica). Estos factores se dan a continuación.

Factores de ponderación de la radiación - actual - ICRP
Fuente: ICRP, 2007. Publ. 103: Las Recomendaciones de 2007 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica.

Como se muestra en la tabla, aw R de 1 es para todas las radiaciones de baja LET, es decir, rayos X y rayos gamma de todas las energías, así como electrones y muones. Una curva suave, considerada una aproximación, se ajustó a los valores de w R en función de la energía de neutrones incidente. Tenga en cuenta que E n es la energía de neutrones en MeV.

factor de ponderación de la radiación - neutrones - ICRP
El factor de ponderación de radiación wR para neutrones introducido en la Publicación 60 (ICRP, 1991) como una función discontinua de la energía de neutrones (- – -) y la modificación propuesta (-).

Así, por ejemplo, una dosis absorbida de 1 Gy por partículas alfa conducirá a una dosis equivalente de 20 Sv, y ​​se estima que una dosis equivalente de radiación tiene el mismo efecto biológico que una cantidad igual de dosis absorbida de rayos gamma, que es dado un factor de ponderación de 1.

Ver también: Factor de calidad

Dosis efectiva – Sieverts

factor de ponderación de tejidos - ICRPLa dosis efectiva es una cantidad de dosis definida como la suma de las dosis equivalentes de tejido ponderadas por los factores de ponderación de órganos (tejidos) ICRP, w T , que tiene en cuenta la sensibilidad variable de los diferentes órganos y tejidos a la radiación.

La dosis efectiva permite determinar las consecuencias biológicas de la irradiación parcial (no uniforme) a las consecuencias de la irradiación completa. Varios tejidos corporales reaccionan a la radiación ionizante de diferentes maneras, por lo que la ICRP ha asignado factores de sensibilidad a tejidos y órganos específicos para que se pueda calcular el efecto de la irradiación parcial si se conocen las regiones irradiadas.

En la Publicación 60, la ICRP definió la dosis efectiva como la suma doblemente ponderada de la dosis absorbida en todos los órganos y tejidos del cuerpo. Los límites de dosis se establecen en términos de dosis efectiva y se aplican al individuo con fines de protección radiológica, incluida la evaluación del riesgo en términos generales. Matemáticamente, la dosis efectiva se puede expresar como:

dosis efectiva - definición

 

Ejemplos de dosis en Sieverts

Debemos tener en cuenta que la radiación nos rodea. En, alrededor y sobre el mundo en que vivimos. Es una fuerza de energía natural que nos rodea. Es una parte de nuestro mundo natural que ha estado aquí desde el nacimiento de nuestro planeta. En los siguientes puntos tratamos de expresar enormes rangos de exposición a la radiación, que pueden obtenerse de varias fuentes.

  • 0.05 µSv – Dormir al lado de alguien
  • 0.09 µSv – Vivir dentro de 30 millas de una planta de energía nuclear por un año
  • 0.1 µSv – Comer una banana
  • 0.3 µSv – Vivir dentro de 50 millas de una central eléctrica de carbón durante un año
  • 10 µSv : dosis diaria promedio recibida del fondo natural
  • 20 µSv – Radiografía de tórax
  • 40 µSv : un vuelo en avión de 5 horas
  • 600 µSv – mamografía
  • 1000 µSv : límite de dosis para miembros individuales del público, dosis efectiva total por año
  • 3 650 µSv : dosis media anual recibida del fondo natural
  • 5 800 µSv : tomografía computarizada del tórax
  • 10 000 µSv : dosis media anual recibida de un entorno natural en Ramsar, Irán
  • 20 000 µSv – tomografía computarizada de cuerpo completo
  • 175 000 µSv – Dosis anual de radiación natural en una playa de monazita cerca de Guarapari, Brasil.
  • 5 000 000 µSv : dosis que mata a un ser humano con un riesgo del 50% en 30 días (LD50 / 30), si la dosis se recibe durante un período muy corto .

Como se puede ver, las dosis bajas son comunes en la vida cotidiana. Los ejemplos anteriores pueden ayudar a ilustrar las magnitudes relativas. Desde el punto de vista de las consecuencias biológicas, es muy importante distinguir entre las dosis recibidas durante períodos cortos y prolongados . Una » dosis aguda » es aquella que ocurre durante un período de tiempo corto y finito, mientras que una » dosis crónica«Es una dosis que continúa durante un período prolongado de tiempo para que se describa mejor mediante una tasa de dosis. Las dosis altas tienden a matar células, mientras que las dosis bajas tienden a dañarlas o cambiarlas. Las dosis bajas distribuidas durante largos períodos de tiempo no causan un problema inmediato a ningún órgano del cuerpo. Los efectos de bajas dosis de radiación ocurren a nivel celular y los resultados pueden no observarse durante muchos años.

Cálculo de la tasa de dosis protegida en Sieverts

Suponga la fuente isotrópica puntual que contiene 1.0 Ci de 137 Cs , que tiene una vida media de 30.2 años . Tenga en cuenta que la relación entre la vida media y la cantidad de radionúclido requerida para dar una actividad de un curie se muestra a continuación. Esta cantidad de material se puede calcular usando λ, que es la constante de descomposición de ciertos nucleidos:

Curie - Unidad de Actividad

Alrededor del 94,6 por ciento se desintegra por emisión beta a un isómero nuclear de bario metaestable : bario-137m. El pico principal de fotones de Ba-137m es 662 keV . Para este cálculo, suponga que todas las desintegraciones pasan por este canal.

Calcule la tasa de dosis primaria de fotones , en gray por hora (Gy.h -1 ), en la superficie externa de un blindaje de plomo de 5 cm de espesor. Luego calcule la tasa de dosis equivalente . Suponga que este campo de radiación externo penetra de manera uniforme en todo el cuerpo. La tasa de dosis de fotones primarios descuida todas las partículas secundarias. Suponga que la distancia efectiva de la fuente desde el punto de dosis es de 10 cm . También supondremos que el punto de dosis es tejido blando y que puede ser simulado razonablemente por el agua y usamos el coeficiente de absorción de energía de masa para el agua.

Ver también: atenuación de rayos gamma

Ver también: Blindaje de rayos gamma

Solución:

La tasa de dosis de fotones primarios se atenúa exponencialmente , y la tasa de dosis de fotones primarios, teniendo en cuenta el escudo, viene dada por:

cálculo de la tasa de dosis

Como se puede ver, no tenemos en cuenta la acumulación de radiación secundaria. Si se producen partículas secundarias o si la radiación primaria cambia su energía o dirección, entonces la atenuación efectiva será mucho menor. Esta suposición generalmente subestima la tasa de dosis real, especialmente para protecciones gruesas y cuando el punto de dosis está cerca de la superficie de la protección, pero esta suposición simplifica todos los cálculos. Para este caso, la tasa de dosis real (con la acumulación de radiación secundaria) será más de dos veces mayor.

Para calcular la tasa de dosis absorbida , tenemos que usar en la fórmula:

  • k = 5,76 x 10 -7
  • S = 3.7 x 10 10 s -1
  • E = 0.662 MeV
  • μ t / ρ =  0.0326 cm 2 / g (los valores están disponibles en NIST)
  • μ = 1.289 cm -1 (los valores están disponibles en NIST)
  • D = 5 cm
  • r = 10 cm

Resultado:

La tasa de dosis absorbida resultante en grises por hora es entonces:

tasa de dosis absorbida - gray - cálculo

Como el factor de ponderación de la radiación para los rayos gamma es igual a uno y hemos asumido el campo de radiación uniforme, podemos calcular directamente la tasa de dosis equivalente a partir de la tasa de dosis absorbida como:

dosis equivalente - sievert - cálculo

Si queremos dar cuenta de la acumulación de radiación secundaria, entonces tenemos que incluir el factor de acumulación. La fórmula extendida para la tasa de dosis es entonces:

tasa de dosis absorbida - gris

 

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Este artículo se basa en la traducción automática del artículo original en inglés. Para más información vea el artículo en inglés. Puedes ayudarnos. Si desea corregir la traducción, envíela a: [email protected] o complete el formulario de traducción en línea. Agradecemos su ayuda, actualizaremos la traducción lo antes posible. Gracias.