Dosimetría de radiación

Los neutrones térmicos son neutrones en equilibrio térmico con un medio circundante de temperatura 290K (17 ° C o 62 ° F). La energía más probable a 17 ° C (62 ° F) para la distribución Maxwelliana es 0.025 eV (~ 2 km / s). Esta parte del espectro de energía de neutrones constituye la parte más importante del espectro en los reactores térmicos .

Los neutrones térmicos tienen una sección transversal efectiva de absorción de neutrones diferente (y a menudo mucho más grande ) ( fisión o captura radiactiva ) para un nucleido dado que los neutrones rápidos.

En general, hay muchos principios de detección y muchos tipos de detectores. En los reactores nucleares, los detectores de ionización gaseosa son los más comunes, ya que son muy eficientes, confiables y cubren una amplia gama de flujo de neutrones. Varios tipos de detectores de ionización gaseosa constituyen el llamado  sistema de instrumentación nuclear excore (NIS) . El sistema de instrumentación nuclear excore monitorea el nivel de potencia del reactor mediante la  detección de fugas de neutrones  desde el núcleo del reactor.

Detección de neutrones usando la cámara de ionización

Las cámaras de ionización se utilizan a menudo como dispositivo de detección de partículas cargadas. Por ejemplo, si la superficie interna de la cámara de ionización está recubierta con una capa delgada de boro, la reacción (n, alfa) puede tener lugar. La mayoría de las reacciones (n, alfa) de neutrones térmicos son reacciones  10B (n, alfa) 7Li  acompañadas de 0,48 MeV 

Además, el isótopo boro-10 tiene una sección transversal de reacción alta (n, alfa) a lo largo de todo  el espectro de energía de neutrones . La partícula alfa causa ionización dentro de la cámara, y los electrones expulsados ​​causan más ionizaciones secundarias.

Otro método para detectar neutrones usando una cámara de ionización es usar el trifluoruro de boro gaseoso   (BF ₃ ) en lugar de aire en la cámara. Los neutrones entrantes producen partículas alfa cuando reaccionan con los átomos de boro en el gas detector. Cualquiera de los dos métodos puede usarse para detectar neutrones en un reactor nuclear. Cabe señalar que los  contadores BF ₃ generalmente se operan en la región proporcional.

Cámara de fisión – Detectores de amplio rango

Las cámaras de fisión  son detectores de ionización utilizados para detectar neutrones. Las cámaras de fisión pueden usarse como detectores de rango intermedio para monitorear el flujo de neutrones (potencia del reactor) al nivel de flujo intermedio. También proporcionan indicaciones, alarmas y señales de disparo del reactor. El diseño de este instrumento se elige para proporcionar una superposición entre los canales de rango de fuente y el rango completo de los instrumentos de rango de potencia.

En el caso de las cámaras de  fisión , la cámara está recubierta con una capa delgada de uranio 235 altamente enriquecido   para detectar neutrones. Los neutrones no son  directamente ionizantes  y generalmente tienen que  convertirse  en partículas cargadas antes de que puedan detectarse. A  neutrones térmicos  causará un átomo de uranio-235 a  la fisión , con los dos  fisión fragmentos  producidos que tiene una alta  energía cinética  y causando la ionización del gas argón dentro del detector. Una ventaja de usar el recubrimiento de uranio-235 en lugar de boro-10 es que los fragmentos de fisión tienen una energía mucho mayor que la partícula alfa de una reacción de boro. Por lo tanto Las cámaras de fisión  son  muy sensibles  al flujo de neutrones y esto permite que las cámaras de fisión operen en  campos gamma más altos  que una cámara de iones sin compensación con revestimiento de boro.

Láminas de activación y cables de flujo

Los neutrones pueden detectarse utilizando láminas de activación y cables de flujo . Este método se basa en la activación de neutrones, donde una muestra analizada se irradia primero con neutrones para producir radionucleidos específicos . La desintegración radiactiva de estos radionucleidos producidos es específica para cada elemento (nucleido). Cada nucleido emite los rayos gamma característicos que se miden mediante espectroscopía gamma , donde los rayos gamma detectados a una energía particular son indicativos de un radionucleido específico y determinan las concentraciones de los elementos.

Los materiales seleccionados para las láminas de activación son, por ejemplo:

• indio
• oro,
• rodio,
• hierro
• aluminio  
• niobio

Estos elementos tienen grandes secciones transversales para la captura radiactiva de neutrones . El uso de múltiples muestras absorbentes permite la caracterización del espectro de energía de neutrones. La activación también permite la recreación de una exposición histórica a neutrones. Los dosímetros de accidentes de criticidad disponibles comercialmente a menudo utilizan este método. Al medir la radioactividad de las láminas delgadas, podemos determinar la cantidad de neutrones a los que se expusieron las láminas.

Los cables de flujo pueden usarse en reactores nucleares para medir los perfiles de flujo de neutrones del reactor. Los principios son iguales. El alambre o papel de aluminio se inserta directamente en el núcleo del reactor , permanece en el núcleo durante el tiempo requerido para la activación al nivel deseado. Después de la activación, el alambre o lámina de fundente se retira rápidamente del núcleo del reactor y se cuenta la actividad. Las láminas activadas también pueden discriminar los niveles de energía al colocar una cubierta sobre la lámina para filtrar (absorber) ciertos neutrones de nivel de energía. Por ejemplo, el cadmio se usa ampliamente para absorber neutrones térmicos en filtros de neutrones térmicos.

En los reactores nucleares, la potencia térmica producida por las fisiones nucleares es proporcional al nivel de flujo de neutrones . Por lo tanto, desde el punto de vista de la seguridad del reactor, es de suma importancia medir y controlar el flujo de neutrones y la distribución espacial del flujo de neutrones en el reactor correctamente y mediante la instrumentación adecuada. Para este propósito, se instalan varios instrumentos nucleares. Estas mediciones generalmente se realizan fuera del núcleo del reactor, pero también hay mediciones realizadas desde el interior del núcleo. Por lo tanto, las instrumentaciones nucleares generalmente se clasifican como:

• Instrumentación Nuclear Excore
• Instrumentación Nuclear Incore

Ambos sistemas se basan en la detección de neutrones . Pero hay plantas de energía que miden la energía térmica mediante el monitoreo de energía de nitrógeno-16. Un monitoreo de potencia N-16 tiene varias ventajas sobre las mediciones de potencia ΔT y excore. El sistema basado en este método controla la potencia térmica del NSSS (Sistema de suministro de vapor nuclear) mediante la detección del nivel de nitrógeno-16 presente en el sistema de refrigeración. El nitrógeno-16 es un isótopo de nitrógeno generado por la activación de neutrones del oxígeno contenido en el agua. Tiene una vida media corta de 7.1 segundos y se desintegra a través de la desintegración beta . Esta descomposición se acompaña de la emisión de rayos gamma muy enérgicos.(6 MeV), que puede penetrar fácilmente en la pared de la tubería de alta presión y, por lo tanto, puede medirse fácilmente mediante cámaras de iones ubicadas en la tubería de la pata caliente de cada circuito de refrigerante.

¹ n + ¹⁶ O → ¹ p + ¹⁶ N (reacción de activación)

 ¹⁶ N → ¹⁶ O + β + γ (desintegración radiactiva)

Los isótopos de nitrógeno-16 se forman por la activación rápida de neutrones del oxígeno-16 contenido en el agua. La activación resulta de una reacción umbral que requiere > 10 MeV de neutrones rápidos . La concentración de nitrógeno-16 presente en el refrigerante primario está en equilibrio radiactivo y es directamente proporcional a la velocidad de fisión en el núcleo, por lo tanto, a la potencia del reactor. Esta activación del agua refrigerante requiere blindaje biológico adicional alrededor de la planta del reactor nuclear. Es el rayo gamma de alta energía del nitrógeno-16 el que causa la mayor preocupación. Es por eso que el agua que ha estado recientemente dentro del núcleo de un reactor nuclear debe protegerse hasta que esta radiación disminuya. Uno o dos minutos son generalmente suficientes.

Del mismo modo que para el sistema de instrumentación nuclear excore, también este sistema de monitoreo N-16 debe ser calibrado . La potencia térmica precisa del reactor solo se puede medir mediante métodos basados ​​en el balance de energía del circuito primario o el balance de energía del circuito secundario . Estos métodos proporcionan la potencia del reactor más precisa.

Los detectores de neutrones autoalimentados ( SPND ) son detectores de neutrones, que se utilizan ampliamente en reactores para monitorear el flujo de neutrones debido a su adaptabilidad para entornos severos en el núcleo. Los SPND pueden ser parte del sistema de monitoreo de flujo de neutrones incore, que proporciona información detallada sobre la distribución del flujo de neutrones y, por lo tanto, los márgenes de estos límites de potencia máxima. Estos detectores utilizan el proceso básico de desintegración radiactiva de su material de activación de neutrones para producir una señal de salida. Como su nombre lo indica, los   SPND no requieren una fuente de voltaje externa para crear un potencial de voltaje en el detector. En cambio, se produce una corriente en el detector como resultado de la activación de neutronesy posterior desintegración beta del detector en sí. Debido a la emisión de estas partículas beta (electrones), el cable se carga cada vez más positivamente. El potencial positivo del cable hace que una corriente fluya en la resistencia, R. La corriente de electrones de la desintegración beta se puede medir directamente con un amperímetro.

Ventajas de los SPND

Hay dos ventajas principales del detector de neutrones autoalimentado:

• Se requiere muy poca instrumentación, generalmente solo un milivoltímetro o un amperímetro
• El material emisor tiene una vida útil mucho mayor que el revestimiento de boro o uranio 235 utilizado en las cámaras de fisión.

Desventajas de SPNDs

Por otro lado, también hay desventajas, una está asociada con el hecho de que las corrientes incluso a plena potencia son muy bajas. Por lo tanto, los SPND no pueden proporcionar información sobre la distribución de flujo en operación de baja potencia (10% y menos). La principal desventaja del detector de neutrones autoalimentado es que el material del emisor se descompone con una vida media característica, que determina el tiempo de respuesta del detector.

Referencia especial: William H. Todt, Sr. CARACTERÍSTICAS DE LOS DETECTORES DE NEUTRÓN AUTOMÁTICOS UTILIZADOS EN REACTORES DE ENERGÍA. Corporación de Tecnología de Imagen y Detección. Nueva York.

Los detectores de neutrones autoalimentados ( SPND ) son detectores de neutrones, que se utilizan ampliamente en reactores para monitorear el flujo de neutrones debido a su adaptabilidad para entornos severos en el núcleo. Los SPND pueden ser parte del sistema de monitoreo de flujo de neutrones incore, que proporciona información detallada sobre la distribución del flujo de neutrones y, por lo tanto, los márgenes de estos límites de potencia máxima. Estos detectores utilizan el proceso básico de desintegración radiactiva de su material de activación de neutrones para producir una señal de salida. Como su nombre lo indica, los   SPND no requieren una fuente de voltaje externa para crear un potencial de voltaje en el detector. En cambio, se produce una corriente en el detector como resultado de la activación de neutronesy posterior desintegración beta del detector en sí. Debido a la emisión de estas partículas beta (electrones), el cable se carga cada vez más positivamente. El potencial positivo del cable hace que una corriente fluya en la resistencia, R. La corriente de electrones de la desintegración beta se puede medir directamente con un amperímetro.

Hay dos ventajas principales del detector de neutrones autoalimentado:

• Se requiere muy poca instrumentación, generalmente solo un milivoltímetro o un amperímetro
• El material emisor tiene una vida útil mucho mayor que el revestimiento de boro o uranio 235 utilizado en las cámaras de fisión.

Por otro lado, también hay desventajas, una está asociada con el hecho de que las corrientes incluso a plena potencia son muy bajas. Por lo tanto, los SPND no pueden proporcionar información sobre la distribución de flujo en operación de baja potencia (10% y menos). La principal desventaja del detector de neutrones autoalimentado es que el material del emisor se descompone con una vida media característica, que determina el tiempo de respuesta del detector.

El SPND típico es un cable coaxial que consiste en:

• Emisor . Un electrodo interno, que está hecho de un material que absorbe un neutrón y sufre desintegración radiactiva al emitir un electrón (desintegración beta). El emisor generalmente está hecho de rodio y se usa para producir electrones.
• Aislamiento. El emisor está rodeado de aislamiento, que generalmente está hecho de óxido de aluminio.
• Coleccionista . Las paredes metálicas del detector encierran estas partes y sirven como colector para el. electrones que se producen.- El colector está conectado al potencial de tierra,

Los detectores de neutrones autoalimentados generalmente se colocan en el tubo de instrumentación de un conjunto de combustible, pueden monitorear toda la longitud de los conjuntos de combustible seleccionados para proporcionar un mapa tridimensional extremadamente preciso de la distribución del flujo de neutrones . Usando estos datos, la reconstrucción del flujo de neutrones se puede realizar también en el resto del núcleo del reactor.

Los materiales típicos utilizados para el emisor son cobalto, cadmio, rodio y vanadio. Estos materiales deben usarse porque poseen temperaturas de fusión relativamente altas, secciones transversales relativamente altas de neutrones térmicos y son compatibles con el proceso de fabricación de SPND.

Referencia especial: William H. Todt, Sr. CARACTERÍSTICAS DE LOS DETECTORES DE NEUTRÓN AUTOMÁTICOS UTILIZADOS EN REACTORES DE ENERGÍA. Corporación de Tecnología de Imagen y Detección. Nueva York.

Emisor de rodio – SPND a base de rodio

Uno de los posibles materiales es el rodio como emisor. Un SPND con un emisor de rodio tiene una sensibilidad relativamente alta , una alta tasa de combustión , perturba la densidad de potencia local y tiene una señal retardada ( doble ) . El detector basado en rodio es el tipo de detector autoalimentado de corriente beta, que utiliza la siguiente reacción de activación para producir una corriente que se puede medir.

¹ n + ¹⁰³ Rh → ¹⁰⁴ Rh → ¹⁰⁴ Pd + β

Como se puede ver, un neutrón capturado por el rodio 103 hace que un átomo de rodio 103 se convierta en un átomo radiactivo de rodio 104 . El rodio 104 se descompone en paladio 104 más una partícula beta ( electrón ). La partícula beta tiene suficiente energía para pasar a través del aislante y llegar al colector. La vida media del rodio activado 104 es de 42,3 segundos, lo que retrasa la emisión de la partícula cargada. El detector a base de rodio utiliza esta producción de partículas beta (electrones) para crear una corriente que es proporcional al número de neutrones capturados por el emisor, que también es proporcional a la densidad de potencia del reactor local. Una parte del flujo de corriente del detector se debe a los rayos gamma. Para compensar esta señal errónea, se realiza una corrección de fondo a través del detector de fondo, que consta de los mismos componentes que el detector, excepto que se elimina el rodio.

El rodio 103 tiene una sección transversal de captura de 133 graneros para neutrones térmicos y una resonancia a 1,25 eV. Esta reacción conduce a la producción de ¹⁰⁴ Rh con T _1/2 = 42 segundos, que es beta radiactivo. Cabe señalar que alrededor de 11 graneros pertenecen a la reacción en la que se produce un isómero ^104m Rh (con T _1/2 = 4.4 min).

Las siguientes características son típicas cuando se utilizan en reactores de potencia térmica (p. Ej., PWR).

• La tasa de quemado de rodio es 0.39% por mes en un flujo de neutrones térmicos de 10 ¹³ n / cm ² / seg.
• El 92% de la señal tiene una vida media de 42 segundos.
• El 8% de la señal tiene una vida media de 4,4 minutos.
• La emisión beta tiene una energía de 2,44 MeV.

Los detectores de neutrones autoalimentados ( SPND ) son detectores de neutrones, que se utilizan ampliamente en reactores para monitorear el flujo de neutrones debido a su adaptabilidad para entornos severos en el núcleo. Los SPND pueden ser parte del sistema de monitoreo de flujo de neutrones incore, que proporciona información detallada sobre la distribución del flujo de neutrones y, por lo tanto, los márgenes de estos límites de potencia máxima. Estos detectores utilizan el proceso básico de desintegración radiactiva de su material de activación de neutrones para producir una señal de salida. Como su nombre lo indica, los   SPND no requieren una fuente de voltaje externa para crear un potencial de voltaje en el detector. En cambio, se produce una corriente en el detector como resultado de la activación de neutronesy posterior desintegración beta del detector en sí. Debido a la emisión de estas partículas beta (electrones), el cable se carga cada vez más positivamente. El potencial positivo del cable hace que una corriente fluya en la resistencia, R. La corriente de electrones de la desintegración beta se puede medir directamente con un amperímetro.

Hay dos ventajas principales del detector de neutrones autoalimentado:

• Se requiere muy poca instrumentación, generalmente solo un milivoltímetro o un amperímetro
• El material emisor tiene una vida útil mucho mayor que el revestimiento de boro o uranio 235 utilizado en las cámaras de fisión.

Por otro lado, también hay desventajas, una está asociada con el hecho de que las corrientes incluso a plena potencia son muy bajas. Por lo tanto, los SPND no pueden proporcionar información sobre la distribución de flujo en operaciones de baja potencia (10% o menos). La principal desventaja del detector de neutrones autoalimentado es que el material emisor se descompone con una vida media característica, que determina el tiempo de respuesta del detector.

El SPND típico es un cable coaxial que consiste en:

• Emisor . Un electrodo interno, que está hecho de un material que absorbe un neutrón y sufre desintegración radiactiva al emitir un electrón (desintegración beta). El emisor generalmente está hecho de rodio y se usa para producir electrones.
• Aislamiento. El emisor está rodeado de aislamiento, que generalmente está hecho de óxido de aluminio.
• Coleccionista . Las paredes metálicas del detector encierran estas partes y sirven como colector para el. electrones que se producen.- El colector está conectado al potencial de tierra,

Los detectores de neutrones autoalimentados generalmente se colocan en el tubo de instrumentación de un conjunto de combustible, pueden monitorear toda la longitud de los conjuntos de combustible seleccionados para proporcionar un mapa tridimensional extremadamente preciso de la distribución del flujo de neutrones . Usando estos datos, la reconstrucción del flujo de neutrones se puede realizar también en el resto del núcleo del reactor.

Los materiales típicos utilizados para el emisor son cobalto, cadmio, rodio y vanadio. Estos materiales deben usarse porque poseen temperaturas de fusión relativamente altas, secciones transversales relativamente altas de neutrones térmicos y son compatibles con el proceso de fabricación de SPND.

Referencia especial: William H. Todt, Sr. CARACTERÍSTICAS DE LOS DETECTORES DE NEUTRÓN AUTOMÁTICOS UTILIZADOS EN REACTORES DE ENERGÍA. Corporación de Tecnología de Imagen y Detección. Nueva York.

Emisor de vanadio – SPND a base de vanadio

Un SPND con un emisor de vanadio tiene una sensibilidad relativamente baja, una baja tasa de quemado, con una perturbación mínima de la densidad de potencia local y tiene una señal retardada muy larga. El detector a base de vanadio es el tipo de detector autoalimentado de corriente beta, que utiliza la siguiente reacción de activación para producir una corriente que se puede medir.

¹ n + ⁵¹ V → ⁵² V → ⁵² Cr + β

El vanadio-51 tiene una sección transversal de captura de 4.9 graneros para neutrones térmicos sin resonancias. Esta reacción conduce a la producción de ⁵² V con T _1/2 = 3.74 min, que es beta radiactivo .

Las siguientes características son típicas cuando se utilizan en reactores de potencia térmica (p. Ej., PWR).

• La tasa de quemado de vanadio es 0.012% por mes en un flujo de neutrones térmicos de 10 ¹³ n / cm ² / seg.
• El 99% de la señal tiene una vida media de 3,8 minutos.
• El 1% de la señal es puntual.
• La emisión beta posterior tiene una energía de 2.6 MeV.

Uno de los posibles materiales es el rodio como emisor. Un SPND con un emisor de rodio tiene una sensibilidad relativamente alta , una alta tasa de combustión , perturba la densidad de potencia local y tiene una señal retardada ( dos veces ) . El detector a base de rodio es el tipo de detector autoalimentado de corriente beta, que utiliza la siguiente reacción de activación para producir una corriente que se puede medir.

¹ n + ¹⁰³ Rh → ¹⁰⁴ Rh → ¹⁰⁴ Pd + β

Como se puede ver, un neutrón capturado por el rodio 103 hace que un átomo de rodio 103 se convierta en un átomo radiactivo de rodio 104 . El rodio 104 se descompone en paladio 104 más una partícula beta ( electrón ). La partícula beta tiene suficiente energía para pasar a través del aislante y llegar al colector. La vida media del rodio activado 104 es de 42,3 segundos, lo que retrasa la emisión de la partícula cargada. El detector a base de rodio utiliza esta producción de partículas beta (electrones) para crear una corriente que es proporcional al número de neutrones capturados por el emisor, que también es proporcional a la densidad de potencia del reactor local. Una parte del flujo de corriente del detector se debe a los rayos gamma. Para compensar esta señal errónea, se realiza una corrección de fondo a través del detector de fondo, que consta de los mismos componentes que el detector, excepto que se elimina el rodio.

El rodio 103 tiene una sección transversal de captura de 133 graneros para neutrones térmicos y una resonancia a 1,25 eV. Esta reacción conduce a la producción de ¹⁰⁴ Rh con T _1/2 = 42 segundos, que es beta radiactivo. Cabe señalar que alrededor de 11 graneros pertenecen a la reacción en la que se produce un isómero ^104m Rh (con T _1/2 = 4.4 min).

Las siguientes características son típicas cuando se usan en reactores de potencia térmica (p. Ej., PWR).

• La tasa de quemado de rodio es 0.39% por mes en un flujo de neutrones térmicos de 10 ¹³ n / cm ² / seg.
• El 92% de la señal tiene una vida media de 42 segundos.
• El 8% de la señal tiene una vida media de 4,4 minutos.
• La emisión beta tiene una energía de 2,44 MeV.

Un dosímetro de radiación es un dispositivo que mide la exposición a la radiación ionizante . Los dosímetros generalmente registran una dosis , que es la energía de radiación absorbida medida en grises (Gy) o la dosis equivalente medida en sieverts (Sv). Un dosímetro personal es dosímetro, que la persona que se está monitoreando usa en la superficie del cuerpo y registra la dosis de radiación recibida.

Características de los dosímetros: características clave

Existen muchos tipos de dosímetros y detectores, y cada tipo tiene limitaciones. Muchos factores influyen en la calidad de los resultados de un dosímetro. Algunas consideraciones clave al elegir un dosímetro incluyen:

• Tipo de radiación . Cada tipo de radiación interactúa con la materia de una manera diferente . Esta consideración es crucial. Para dosis de neutrones, no podemos usar un simple contador de GM.
• Energía de radiación . La respuesta de un dosímetro variará dependiendo de la energía de la radiación y el ángulo (s) entre la fuente y el detector del dosímetro.
• Decoloración . La señal de un dosímetro puede perderse o desvanecerse con el tiempo. Esto puede ser causado por factores externos como la temperatura, la luz y la humedad.
• Lectura directa . A veces, es de suma importancia que el dosímetro pueda proporcionar una lectura continua de la dosis acumulada y la tasa de dosis actual, y puede advertir a la persona que lo usa cuando se excede una tasa de dosis específica o una dosis acumulada.
• Dosis mínima medible . La dosis más baja que se puede medir con un cierto nivel de confianza especificado.
• Robustez y facilidad de uso . Los dosímetros difieren en su capacidad para soportar condiciones ambientales severas. Algunos pesados ​​para un propósito determinado, algunos son más pequeños, más livianos y más portátiles.

Como puede verse, la dosimetría de radiación es muy difícil, ya que ningún dosímetro tendrá todas estas características. Por lo tanto, un usuario del dosímetro debe comprender el entorno donde se utilizará el instrumento. En la mayoría de las situaciones prácticas, los dosímetros proporcionan aproximaciones razonables al equivalente de dosis personal, Hp (d), al menos en la ubicación del dosímetro. Cabe señalar que la dosis personal equivalente generalmente sobreestima la dosis efectiva. Por otro lado, este procedimiento es válido solo a dosis bajas y bajo el supuesto de una exposición uniforme de todo el cuerpo . Sin embargo, para dosis personales altas que se aproximan o exceden el límite de dosis anual, o en campos de radiación fuertemente no homogéneos, este procedimiento podría no ser suficiente.

Ver también: Dosímetros de radiación para el informe de encuesta de mercado de respuesta y recuperación. Laboratorio Nacional de Tecnología de Seguridad Urbana. SAVER-T-MSR-4. <disponible en: https://www.dhs.gov/sites/default/files/publications/Radiation-Dosimeters-Response-Recovery-MSR_0616-508_0.pdf>.

La dosimetría de radiación  es la medición, el cálculo y la evaluación de las dosis absorbidas y la asignación de esas dosis a los individuos. Es la ciencia y la práctica que intenta relacionar cuantitativamente las medidas específicas realizadas en un campo de radiación con los cambios químicos y / o biológicos que la radiación produciría en un objetivo. Dado que hay dos tipos de exposición a la radiación, la exposición externa e interna, la dosimetría también se puede clasificar como:

• Dosimetría Externa . La exposición externa es la radiación que proviene del exterior de nuestro cuerpo e interactúa con nosotros. En este caso, analizamos predominantemente la exposición de  los rayos gamma  y las  partículas beta , ya que  las partículas alfa , en general, no constituyen un riesgo de exposición externa porque las partículas generalmente no pasan a través de la piel. Dado que los fotones y beta interactúan a través de fuerzas electromagnéticas y los neutrones interactúan a través de fuerzas nucleares, sus métodos de detección y dosimetría son sustancialmente diferentes. La fuente de radiación puede ser, por ejemplo, un equipo que produce la radiación como un recipiente con materiales radiactivos, o como una máquina de rayos X. La dosimetría externa se basa en mediciones con un  dosímetro, o inferido de mediciones realizadas por otros instrumentos de protección radiológica.

• 

  Dosimetría interna . Si la fuente de radiación está  dentro de nuestro cuerpo , decimos que es  la exposición interna . La ingesta de material radiactivo puede ocurrir a través de varias vías, como la ingestión de contaminación radiactiva en alimentos o líquidos. La protección contra la exposición interna es más complicada. La mayoría de los radionucleidos le darán mucha más dosis de radiación si de alguna manera pueden ingresar a su cuerpo, de lo que lo harían si permanecieran afuera. La evaluación de dosimetría interna se basa en una variedad de técnicas de monitoreo, bioensayo o imágenes de radiación.

Detectores utilizados en centrales nucleares

Los dosímetros y detectores de radiación también se pueden clasificar de acuerdo con su propósito. Cabe señalar, los siguientes dispositivos no son dosímetros necesarios. Estos dispositivos se utilizan para dosimetría en centrales nucleares :

• Dosímetros personales. La dosimetría personal es una parte clave de la dosimetría de radiación. La dosimetría personal se usa principalmente (pero no exclusivamente) para determinar las dosis a las personas que están expuestas a la radiación relacionada con sus actividades laborales. Estas dosis generalmente se miden mediante dispositivos conocidos como dosímetros personales .
• Medidores de levantamiento gamma. Los medidores de encuestas portátiles son detectores de radiación utilizados por técnicos radiológicos para medir la tasa de dosis ambiental. Estos instrumentos portátiles generalmente tienen medidores de velocidad. En las instalaciones nucleares, estos medidores topográficos portátiles suelen ser utilizados por técnicos en protección radiológica.
• Medidores de contaminación. Los contadores de contaminación son instrumentos para medir la contaminación de la superficie. En las instalaciones nucleares, los monitores de contaminación se instalan generalmente a la salida de las áreas controladas. Estos monitores pueden utilizar contadores proporcionales con un área grande, detector de ventana delgada similar a los monitores de mano y calzado.
• Monitores de cuerpo completo. Los monitores de cuerpo completo, o monitores de cuerpo entero, son instrumentos para medir la contaminación de la superficie. Se utilizan para el monitoreo de salida del personal, que es el término utilizado en la protección contra la radiación para verificar la contaminación externa (o la contaminación de la superficie ) de todo el cuerpo de una persona que abandona un área controlada de contaminación radiactiva.
• Espectrómetros de rayos gamma. Un espectrómetro de rayos gamma (GRS) es un dispositivo sofisticado para medir la distribución de energía de la radiación gamma. Para la medición de rayos gamma por encima de varios cientos de keV, hay dos categorías de detectores de gran importancia,  centelleadores inorgánicos como NaI (Tl)  y detectores de semiconductores.
• Sistema de monitoreo de radiación. En las instalaciones nucleares, se instalan sistemas remotos de monitoreo de radiación (RMS) para monitorear los niveles de radiación en ubicaciones de plantas seleccionadas. El sistema de monitoreo de radiación con niveles de alarma preestablecidos (por ejemplo, para dosis, tasa de dosis o actividad en el aire) proporciona un medio confiable de monitoreo en tiempo real de las condiciones radiológicas a las que está expuesto un trabajador. Si se exceden estos niveles, se activan las alarmas y, en algunos casos, se inician las funciones de protección automáticas. Así el sistema sirve para:
  • Advertir sobre cualquier peligro de radiación para la salud
  • Dar una advertencia temprana de un mal funcionamiento de la planta.
  • Iniciar funciones de protección automáticas.

• Todos los datos se recopilan en una sala de control de protección radiológica. El sistema de monitoreo de radiación puede recopilar toda la información sobre las condiciones radiológicas en diversas áreas de trabajo, así como la retroalimentación de voz y visual, con una presencia mínima de técnicos de RP en áreas de radiación, reduciendo así la dosis para dicho personal. Se utilizan varios tipos de monitores de radiación en el RMS, dependiendo de la fuente y la fuerza de la fuente de radiación.
  • Monitores de contaminación en el aire
  • Monitores de área
  • Monitores de yodo
  • Monitores de gas en ventilación

Es muy importante que la mayoría de  los dosímetros personales que se usan hoy en día no sean instrumentos absolutos, sino instrumentos de referencia. Eso significa que deben calibrarse periódicamente . Cuando se calibra un dosímetro de referencia, se puede determinar un factor de calibración. Este factor de calibración relaciona la cantidad de exposición con la dosis informada. La validez de la calibración se demuestra manteniendo la trazabilidad de la fuente utilizada para calibrar el dosímetro. La trazabilidad se logra mediante la comparación de la fuente con un «estándar primario» en un centro de calibración de referencia. En el monitoreo de individuos, los valores de estas cantidades operativas se toman como una evaluación suficientemente precisa de la dosis efectivay dosis cutáneas, respectivamente, en particular, si sus valores están por debajo de los límites de protección .

Características de los dosímetros: características clave

Hay muchos tipos de dosímetros y detectores, y cada tipo tiene limitaciones. Muchos factores influyen en la calidad de los resultados de un dosímetro. Algunas consideraciones clave al elegir un dosímetro incluyen:

• Tipo de radiación . Cada tipo de radiación interactúa con la materia de una manera diferente . Esta consideración es crucial. Para dosis de neutrones, no podemos usar un simple contador de GM.
• Energía de radiación . La respuesta de un dosímetro variará dependiendo de la energía de la radiación y el ángulo (s) entre la fuente y el detector del dosímetro.
• Decoloración . La señal de un dosímetro puede perderse o desvanecerse con el tiempo. Esto puede ser causado por factores externos como la temperatura, la luz y la humedad.
• Lectura directa . A veces, es de la mayor importancia, que el dosímetro puede dar una lectura continua de la dosis acumulada y la tasa de dosis actual, y puede advertir a la persona que lo usa cuando se excede una tasa de dosis especificada o una dosis acumulativa.
• Dosis mínima medible . La dosis más baja que se puede medir con un determinado nivel de confianza especificado.
• Robustez y facilidad de uso . Los dosímetros difieren en su capacidad para soportar condiciones ambientales severas. Algunos pesados ​​para un propósito dado, algunos son más pequeños, más livianos y más portátiles.

Como se puede ver, la dosimetría de radiación es muy difícil, ya que ningún dosímetro tendrá todas estas características. Por lo tanto, un usuario del dosímetro debe comprender el entorno donde se utilizará el instrumento. En la mayoría de las situaciones prácticas, los dosímetros proporcionan aproximaciones razonables al equivalente de dosis personal, Hp (d), al menos en la ubicación del dosímetro. Cabe señalar que la dosis personal equivalente generalmente sobreestima la dosis efectiva. Por otro lado, este procedimiento es válido solo a dosis bajas y bajo el supuesto de una exposición uniforme de todo el cuerpo . Sin embargo, para dosis personales altas que se aproximan o exceden el límite de dosis anual, o en campos de radiación fuertemente no homogéneos, este procedimiento podría no ser suficiente.

Ver también: Dosímetros de radiación para el informe de encuesta de mercado de respuesta y recuperación. Laboratorio Nacional de Tecnología de Seguridad Urbana. SAVER-T-MSR-4. <disponible en: https://www.dhs.gov/sites/default/files/publications/Radiation-Dosimeters-Response-Recovery-MSR_0616-508_0.pdf>.

Tipos de dosímetros

Dosímetros de placa de película

Las placas de película son pequeños dispositivos portátiles para monitorear la dosis de radiación acumulativa debido a la radiación ionizante. El principio de funcionamiento es similar al de las imágenes de rayos X. La placa consta de dos partes: película fotográfica y un soporte. La película está contenida dentro de una placa. La pieza de película fotográfica que es el material sensible y debe eliminarse mensualmente y desarrollarse. A mayor exposición a la radiación, más ennegrecimiento de la película. El ennegrecimiento de la película es lineal a la dosis, y se pueden medir dosis de hasta aproximadamente 10 Gy.

Ver también: dosímetro de placa de película

TLD – Dosímetro termoluminiscente

Un dosímetro termoluminiscente, abreviado como TLD, es un dosímetro de radiación pasiva, que mide la exposición a la radiación ionizante midiendo la intensidad de la luz visible emitida por un cristal sensible en el detector cuando el cristal se calienta. La intensidad de la luz emitida es medida por el lector TLD y depende de la exposición a la radiación. Los dosímetros termoluminiscentes fueron inventados en 1954 por el profesor Farrington Daniels de la Universidad de Wisconsin-Madison. Los dosímetros de TLD son aplicables a situaciones en las que no se necesita información en tiempo real, pero se desean registros precisos de monitoreo de dosis acumulada para compararlos con las mediciones de campo o para evaluar el potencial de efectos en la salud a largo plazo.

Ver también: TLD – Dosímetro termoluminiscente

EPD – Dosímetro personal electrónico

Un dosímetro personal electrónico es un dosímetro moderno, que puede proporcionar una lectura continua de la dosis acumulada y la tasa de dosis actual , y puede advertir a la persona que lo usa cuando se excede una tasa de dosis específica o una dosis acumulada . Las EPD son especialmente útiles en áreas de dosis altas donde el tiempo de residencia del usuario es limitado debido a restricciones de dosis.

El dosímetro personal electrónico, EPD, puede mostrar una lectura directa de la dosis detectada o la tasa de dosis en tiempo real. Los dosímetros electrónicos pueden usarse como dosímetro suplementario y también como dosímetro primario. Los dosímetros pasivos y los dosímetros personales electrónicos a menudo se usan juntos para complementarse entre sí.

Ver también: EPD – Dosímetro electrónico personal

Los dosímetros disponibles comercialmente van desde dispositivos pasivos de bajo costo que almacenan información de dosis del personal para su posterior lectura, hasta dispositivos más costosos que funcionan con baterías y que muestran información inmediata de dosis y tasa de dosis (generalmente un dosímetro personal electrónico ). El método de lectura, el rango de medición de dosis, el tamaño, el peso y el precio son factores de selección importantes.

Hay dos tipos de dosímetros:

• Dosímetros pasivos . Los dosímetros pasivos de uso común son el dosímetro termo luminiscente (TLD) y la placa de película. Un dosímetro pasivo produce una señal inducida por radiación, que se almacena en el dispositivo. Luego se procesa el dosímetro y se analiza la salida.
• Dosímetros activos . Para obtener un valor en tiempo real de su exposición, puede utilizar un dosímetro activo, generalmente un dosímetro personal electrónico (EPD). Un dosímetro activo produce una señal inducida por radiación y muestra una lectura directa de la dosis detectada o la tasa de dosis en tiempo real.

Los dosímetros pasivos y activos a menudo se usan juntos para complementarse entre sí. Para estimar las dosis efectivas, los dosímetros deben usarse en una posición del cuerpo representativa de su exposición, típicamente entre la cintura y el cuello, en la parte delantera del torso, frente a la fuente radiactiva. Los dosímetros generalmente se usan en la parte exterior de la ropa, alrededor del pecho o el torso para representar la dosis para «todo el cuerpo». También se pueden usar dosímetros en las extremidades o cerca del ojo para medir una dosis equivalente a estos tejidos.

Es muy importante que la mayoría de  los dosímetros personales que se usan hoy en día no sean instrumentos absolutos, sino instrumentos de referencia. Eso significa que deben calibrarse periódicamente . Cuando se calibra un dosímetro de referencia, se puede determinar un factor de calibración. Este factor de calibración relaciona la cantidad de exposición con la dosis informada. La validez de la calibración se demuestra manteniendo la trazabilidad de la fuente utilizada para calibrar el dosímetro. La trazabilidad se logra mediante la comparación de la fuente con un «estándar primario» en un centro de calibración de referencia. En el monitoreo de individuos, los valores de estas cantidades operativas se toman como una evaluación suficientemente precisa de la dosis efectivay dosis en la piel, respectivamente, en particular, si sus valores están por debajo de los límites de protección .

Dosímetro activo – EPD

Un  dosímetro personal electrónico, EPD,  es un dosímetro moderno, que puede proporcionar una lectura continua de la  dosis acumulada  y  la tasa de dosis actual , y puede advertir a la persona que lo usa cuando   se excede una tasa de dosis específica o una  dosis acumulada . Las EPD son especialmente útiles en áreas de dosis altas donde el tiempo de residencia del usuario es limitado debido a restricciones de dosis.

Tipos de EPD

Las EPD  funcionan con baterías y la mayoría utiliza un pequeño  tubo Geiger-Mueller (GM)  o un semiconductor en el que la radiación ionizante libera cargas que dan como resultado una corriente eléctrica medible.

• Contador de GM . Un contador Geiger consiste en un  tubo Geiger-Müller  (el elemento sensor que detecta la radiación) y la electrónica de procesamiento, que muestra el resultado. Los contadores GM se utilizan principalmente para  instrumentación portátil  debido a su sensibilidad, circuito de conteo simple y capacidad para detectar radiación de bajo nivel. Debido a la gran avalancha inducida por cualquier ionización, un contador Geiger tarda mucho tiempo (aproximadamente 1 ms) en recuperarse entre pulsos sucesivos. Por lo tanto, los contadores Geiger no pueden medir altas tasas de radiación debido al « tiempo muerto » del tubo.
• Detector de semiconductores . Los detectores de semiconductores se basan en la ionización en un sólido (por ejemplo, silicio) e incluyen diferentes tipos de dispositivos de estado sólido con dos terminales llamados diodos. Por ejemplo, un diodo de silicio, que tiene una  estructura de clavijas  en la que la región intrínseca (i) es sensible a la radiación ionizante, particularmente los rayos X y los rayos gamma. Bajo polarización inversa, un campo eléctrico se extiende a través de la región intrínseca o agotada. En este caso, se aplica voltaje negativo al lado p y positivo al segundo. Los agujeros en la región p son atraídos desde la unión hacia el contacto p y de manera similar para los electrones y el contacto n.
• Detector de centelleo . Algunas EPD usan un cristal centelleante como el yoduro de sodio (NaI) o el yoduro de cesio (CsI) con un fotodiodo o un tubo fotomultiplicador para medir los fotones liberados por la radiación.

Dosímetro pasivo – TLD

Un dosímetro termoluminiscente, abreviado como TLD, es un dosímetro de radiación pasiva, que mide la exposición a la radiación ionizante midiendo la intensidad de la luz visible emitida por un cristal sensible en el detector cuando el cristal se calienta. La intensidad de la luz emitida es medida por el lector TLD y depende de la exposición a la radiación. Los dosímetros termoluminiscentes fueron inventados en 1954 por el profesor Farrington Daniels de la Universidad de Wisconsin-Madison. Los dosímetros de TLD son aplicables a situaciones en las que no se necesita información en tiempo real, pero se desean registros precisos de monitoreo de dosis acumulada para compararlos con las mediciones de campo o para evaluar el potencial de efectos en la salud a largo plazo.

Dosímetro pasivo – Insignia de película

Las placas de película son pequeños dispositivos portátiles para monitorear la dosis de radiación acumulativa debido a la radiación ionizante. El principio de funcionamiento es similar al de las imágenes de rayos X. La placa consta de dos partes: película fotográfica y un soporte. La película está contenida dentro de una placa. La pieza de película fotográfica que es el material sensible y debe eliminarse mensualmente y desarrollarse. A mayor exposición a la radiación, más ennegrecimiento de la película. El ennegrecimiento de la película es lineal a la dosis, y se pueden medir dosis de hasta aproximadamente 10 Gy.

Ver también: Dosímetros de radiación para el informe de encuesta de mercado de respuesta y recuperación. Laboratorio Nacional de Tecnología de Seguridad Urbana. SAVER-T-MSR-4. <disponible en: https://www.dhs.gov/sites/default/files/publications/Radiation-Dosimeters-Response-Recovery-MSR_0616-508_0.pdf>.

Si la fuente de radiación está dentro de nuestro cuerpo, decimos que es la exposición interna . La ingesta de material radiactivo puede ocurrir a través de varias vías, como la ingestión de contaminación radiactiva en alimentos o líquidos. La protección contra la exposición interna es más complicada. La mayoría de los radionucleidos le darán mucha más dosis de radiación si de alguna manera pueden ingresar a su cuerpo, de lo que lo harían si permanecieran afuera.

Como se escribió, es crucial si estamos expuestos a la radiación de fuentes externas o de fuentes internas . Esto es similar a otras sustancias peligrosas. La exposición interna es más peligrosa que la exposición externa, ya que transportamos la fuente de radiación dentro de nuestros cuerpos y no podemos usar ninguno de los principios de protección contra la radiación (tiempo, distancia, protección). La ingesta de material radiactivo puede ocurrir a través de varias vías, como la ingestión de contaminación radiactiva en alimentos o líquidos, la inhalación de gases radiactivos, o a través de la piel intacta o herida. En este lugar, tenemos que distinguir entre radiación y contaminación. Contaminación radioactivaconsisten en material radiactivo, que genera radiación ionizante. Es la fuente de radiación, no la radiación misma. Cada vez que el material radiactivo no está en un contenedor sellado de fuente radiactiva y podría extenderse a otros objetos, existe la posibilidad de contaminación radiactiva. Por ejemplo, el radioyodo , el yodo-131 , es un radioisótopo importante del yodo. El radioyodo desempeña un papel importante como isótopo radiactivo presente en productos de fisión nuclear, y es un importante contribuyente a los riesgos para la salud cuando se libera a la atmósfera durante un accidente. El yodo 131 tiene una vida media de 8.02 días. El tejido objetivo para la exposición al radioyodo es la glándula tiroides. La dosis externa de beta y gamma del radioyodo presente en el aire es bastante insignificante en comparación con la dosis comprometida a la tiroides que resultaría de respirar este aire.