Dosimetría de radiación

Qué peligrosa es la radiación

La radiación nos rodea . En, alrededor y por encima del 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. Todas las criaturas vivientes, desde el principio de los tiempos, han estado y siguen estando expuestas a la radiación ionizante .

Por ejemplo, el potasio-40 es uno de los isótopos que contribuye a la exposición interna del ser humano. Los rastros de potasio-40 se encuentran en todo el potasio, y es el radioisótopo más común en el cuerpo humano . También se pueden encontrar cantidades más altas en los plátanos . ¿Significa que comer plátanos debe ser peligroso? Por supuesto no.

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 de TLD y depende de la exposición a la radiación . Dosímetros termoluminiscentesFue inventado 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 a largo plazo en la salud. En dosimetría, los tipos de placa de fibra de cuarzo y película están siendo reemplazados por TLD y EPD (Dosímetro personal electrónico).

TLD – Principio de operación

La siguiente descripción básica explica cómo funciona un TLD :

1. Cuando la radiación ionizante pasa a través del detector (chip), el chip absorbe la radiación y su estructura cambia ligeramente.
2. En los materiales termoluminiscentes, los electrones pueden alcanzar la banda de conducción, cuando están excitados, por ejemplo, por radiación ionizante (es decir, deben obtener una energía superior al _intervalo E ). Pero en este caso, existen defectos en el material o se añaden impurezas para atrapar los electrones en el intervalo de banda y mantenerlos allí.
3. Estos electrones atrapados representan la energía almacenada durante el tiempo que los electrones están retenidos y la cantidad de esta energía depende de la exposición a la radiación.
4. Para obtener la dosis recibida, el chip TLD debe calentarse en este lector de TLD . Los electrones atrapados regresan al estado fundamental y emiten fotones de luz visible. La cantidad de luz emitida en relación con la temperatura se llama curva de brillo .
5. Una vez completada la lectura, el TLD se recuece a una temperatura alta. Este proceso esencialmente pone a cero el material TL al liberar todos los electrones atrapados. El TLD está listo para su reutilización .

Lector de TLD

Como se escribió, la energía previamente absorbida de la radiación electromagnética u otra radiación ionizante en estos materiales se vuelve a emitir como luz al calentar el material. La intensidad de la luz emitida es medida por el lector TLD y depende de la exposición a la radiación. Un lector de TLD básico típico contiene los siguientes componentes:

• Calentador . El calentador eleva la temperatura del material TL.
• Tubo fotomultiplicador . PMT amplifica y mide la salida de luz.
• Medidor / Grabador . El registrador puede mostrar y grabar datos.

Para obtener la dosis recibida, el chip TLD debe calentarse en este lector de TLD. Los electrones atrapados regresan al estado fundamental y emiten fotones de luz visible. La cantidad de luz emitida en relación con la temperatura se llama curva de brillo . Esta curva se analiza para determinar la dosis. Una vez completada la lectura, el TLD se recuece a una temperatura alta. Este proceso esencialmente pone a cero el material TL al liberar todos los electrones atrapados. El TLD está listo para su reutilización. Hay dos tipos de lectores. Lectores automáticos y manuales. El lector automático de TLD es mucho más complicado de lo esperado.

Ventajas y desventajas de los TLD

Ventajas de los TLD

• Los TLD pueden medir un mayor rango de dosis en comparación con las placas de película.
• Las dosis de los TLD se pueden obtener fácilmente.
• Los TLD se pueden leer en el sitio en lugar de ser enviados para su desarrollo.
• Los TLD son fácilmente reutilizables .

Desventajas de los TLD

• Cada dosis no se puede leer más de una vez.
• El proceso de lectura efectivamente «pone a cero» el TLD.

Dosímetro termoluminiscente de neutrones – TLD de neutrones

La dosimetría de neutrones del personal sigue siendo uno de los problemas en el campo de la protección contra la radiación, ya que ningún método proporciona la combinación de respuesta energética, sensibilidad, características de dependencia de la orientación y precisión necesarias para satisfacer las necesidades de un dosímetro de personal.

Los dosímetros de neutrones de personal más utilizados con fines de protección radiológica son los dosímetros termoluminiscentes y los dosímetros de albedo . Ambos se basan en este fenómeno: termoluminiscencia . Para este propósito, el fluoruro de litio ( LiF ) como material sensible (chip) es ampliamente utilizado. Fluoruro de litio TLDse utiliza para la exposición a rayos gamma y neutrones (indirectamente, usando la reacción nuclear Li-6 (n, alfa)). Los cristales pequeños de LiF (fluoruro de litio) son los dosímetros de TLD más comunes, ya que tienen las mismas propiedades de absorción que los tejidos blandos. El litio tiene dos isótopos estables, litio-6 (7,4%) y litio-7 (92,6%). Li-6 es el isótopo sensible a los neutrones. Para registrar neutrones, los dosímetros de cristal de LiF pueden enriquecerse en litio-6 para mejorar la reacción nuclear de litio-6 (n, alfa). La eficiencia del detector depende de la energía de los neutrones.. Debido a que la interacción de los neutrones con cualquier elemento es altamente dependiente de la energía, hacer que un dosímetro sea independiente de la energía de los neutrones es muy difícil. Para separar los neutrones térmicos y los fotones, los dosímetros de LiF se utilizan principalmente, que contienen diferentes porcentajes de litio-6. Chip de LiF enriquecido en litio-6, que es muy sensible a los neutrones térmicos y chip de LiF que contiene muy poco litio-6, que tiene una respuesta de neutrones insignificante.

El principio de los TLD de neutrones es entonces similar al de los TLD de radiación gamma. En el chip LiF, hay impurezas (por ejemplo, manganeso o magnesio), que producen estados de trampa para electrones energéticos. La impureza causa trampas en la red cristalina donde, después de la irradiación (a la radiación alfa), se retienen los electrones. Cuando el cristal se calienta, los electrones atrapados se liberan y se emite luz. La cantidad de luz está relacionada con la dosis de radiación recibida por el cristal.

Dosímetro termoluminiscente de neutrones de albedo

La dosimetría de neutrones de Albedo se basa en el efecto de la moderación y la retrodispersión de neutrones por el cuerpo humano. Albedo, la palabra latina para «blancura», fue definida por Lambert como la fracción de la luz incidente reflejada difusamente por una superficie. La moderación y la retrodispersión de neutrones por el cuerpo humano crea un flujo de neutrones en la superficie del cuerpo en el rango de energía térmica e intermedia. Estos neutrones retrodispersados ​​llamados albedo neutrones , pueden detectarse mediante un dosímetro (generalmente un chip LiF TLD ), colocado en el cuerpo que está diseñado para detectar neutrones térmicos . Dosímetros de albedoSe ha encontrado que son los únicos dosímetros que pueden medir dosis debido a neutrones en todo el rango de energías. Por lo general, se utilizan dos tipos de fluoruro de litio para separar las dosis aportadas por los rayos gamma y los neutrones. Chip de LiF enriquecido en litio-6, que es muy sensible a los neutrones térmicos y chip de LiF que contiene muy poco litio-6, que tiene una respuesta de neutrones insignificante.

Medición y monitoreo de dosis de radiación

En capítulos anteriores, describimos la dosis equivalente y la dosis efectiva . Pero estas dosis no son directamente medibles . Para este propósito, el ICRP ha introducido y definido un conjunto de cantidades operativas , que pueden medirse y que tienen la intención de proporcionar una estimación razonable de las cantidades protegidas. Estas cantidades tienen como objetivo proporcionar una estimación conservadora del valor de las cantidades de protección relacionadas con una exposición, evitando tanto la subestimación como la sobreestimación excesiva.

Los enlaces numéricos entre estas cantidades se representan mediante coeficientes de conversión , que se definen para una persona de referencia. Es muy importante que esté disponible un conjunto de coeficientes de conversión acordados internacionalmente para uso general en la práctica de protección radiológica para exposiciones ocupacionales y exposiciones del público. Para el cálculo de los coeficientes de conversión para exposición externa, se utilizan fantasmas computacionales para la evaluación de dosis en varios campos de radiación. Para el cálculo de los coeficientes de dosis a partir de la ingesta de radionúclidos , se utilizan modelos biocinéticos para radionúclidos, datos fisiológicos de referencia y fantasmas computacionales.

En un informe (ICRP, 1996b, ICRU, 1997) se publica un conjunto de datos evaluados de coeficientes de conversión para protección y cantidades operativas para exposición externa a fotones, neutrones y radiación de electrones monoenergéticos en condiciones de irradiación específicas.

En general, el ICRP define cantidades operativas para el área y el monitoreo individual de exposiciones externas. Las cantidades operativas para el monitoreo del área son:

• Dosis ambiental equivalente , H * (10). La dosis equivalente ambiental es una cantidad operativa para el monitoreo del área de radiación fuertemente penetrante.
• Dosis direccional equivalente , H ‘(d, Ω). La dosis direccional equivalente es una cantidad operativa para el monitoreo del área de radiación débilmente penetrante.

Las cantidades operativas para el monitoreo individual son:

• Dosis personal equivalente , H _p (0.07) . Ladosis equivalente de H _p (0.07) es una cantidad operativa para el monitoreo individual para la evaluación de la dosis para la piel y las manos y los pies.
• Dosis personal equivalente , H _p (10) . La dosis equivalente de H _p (10) es una cantidad operativa para el monitoreo individual para la evaluación de la dosis efectiva.

Referencia especial: ICRP, 2007. Las recomendaciones de 2007 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica. Publicación 103 de la CIPR. Ann. ICRP 37 (2-4).

Límites de dosis

Ver también: límites de dosis

Los límites de dosis se dividen en dos grupos, el público y los trabajadores ocupacionalmente expuestos. Según la ICRP, la exposición ocupacional se refiere a toda exposición incurrida por los trabajadores en el curso de su trabajo, con la excepción de

1. exposiciones excluidas y exposiciones de actividades exentas que involucran radiación o fuentes exentas
2. cualquier exposición médica
3. La radiación de fondo natural local normal.

La siguiente tabla resume los límites de dosis para los trabajadores ocupacionalmente expuestos y para el público:

De acuerdo con la recomendación de la ICRP en su declaración sobre las reacciones tisulares del 21 de abril de 2011, el límite de dosis equivalente para la lente del ojo para exposición ocupacional en situaciones de exposición planificadas se redujo de 150 mSv / año a 20 mSv / año, en promedio durante períodos definidos de 5 años, sin dosis anual en un solo año superior a 50 mSv.

Los límites de la dosis efectiva son la suma de las dosis efectivas relevantes de la exposición externa en el período de tiempo especificado y la dosis efectiva comprometidade la ingesta de radionucleidos en el mismo período. Para los adultos, la dosis efectiva comprometida se calcula para un período de 50 años después de la ingesta, mientras que para los niños se calcula para el período hasta los 70 años. El límite efectivo de dosis para todo el cuerpo de 20 mSv es un valor promedio durante cinco años. El límite real es de 100 mSv en 5 años, con no más de 50 mSv en un año. Con ese fin, los empleadores monitorean cuidadosamente la exposición de estas personas usando instrumentos llamados dosímetros usados ​​en una posición del cuerpo representativa de su exposición. En la mayoría de las situaciones de exposición ocupacional, la dosis efectiva, E, puede derivarse de cantidades operativas utilizando la siguiente fórmula:

Sievert – Unidad de dosis equivalente

En 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 de radiación en radioterapia.

Como se escribió, el sievert se usa para cantidades de dosis de radiación, como dosis equivalente y dosis efectiva. La dosis equivalente (símbolo H _T ) es una cantidad de dosis calculada para órganos individuales (índice T – tejido). La dosis equivalente se basa en la dosis absorbida en un órgano, ajustada para tener en cuenta la efectividad del tipo de radiación . La dosis equivalente se da el símbolo H _T . La unidad SI de H _T es el sievert (Sv) o todavía se usa comúnmente rem ( hombre equivalente de roentgen ) ( 1 Sv = 100 rem ).

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 .

Qué peligrosa es la radiación

La radiación nos rodea . En, alrededor y por encima del 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. Todas las criaturas vivientes, desde el principio de los tiempos, han estado y siguen estando expuestas a la radiación ionizante .

Por ejemplo, el potasio-40 es uno de los isótopos que contribuye a la exposición interna del ser humano. Los rastros de potasio-40 se encuentran en todo el potasio, y es el radioisótopo más común en el cuerpo humano . También se pueden encontrar cantidades más altas en los plátanos . ¿Significa que comer plátanos debe ser peligroso? Por supuesto no.

Las placas de película, los dosímetros de placa de película,  son pequeños dispositivos portátiles para controlar 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 dosis de hasta aproximadamente 10 Gyse puede medir. Los dosímetros de placa de película son aplicables a situaciones en las que no se necesita información en tiempo real, pero se desean registros de monitoreo de dosis acumulados para comparar con mediciones de campo o para evaluar el potencial de efectos a largo plazo en la salud. En dosimetría, los tipos de placa de fibra de cuarzo y película están siendo reemplazados por TLD y EPD (Dosímetro personal electrónico).

Los dosímetros de placas de película son para un solo uso, no se pueden reutilizar. Un dosímetro de placa de película es dosímetro, que la persona que se está monitoreando usa en la superficie del cuerpo y registra la dosis de radiación recibida. La placa de película se usa para medir y registrar la exposición a la radiación debido a los rayos gamma , rayos X y partículas beta . La placa incorpora una serie de filtros.(plomo, estaño, cadmio y plástico) para determinar la calidad de la radiación. Para controlar la emisión de partículas beta, los filtros utilizan varias densidades de plástico o incluso material de etiquetas. Es típico que una sola insignia contenga una serie de filtros de diferentes espesores y de diferentes materiales; La elección precisa puede ser determinada por el entorno a monitorear.

Ejemplos de filtros:

• Hay una ventana abierta que permite que radiaciones más débiles lleguen a la película.
• Un filtro de plástico delgado  que atenúa la radiación beta pero pasa todas las demás radiaciones.
• Un filtro de plástico grueso que pasa por todas las radiaciones de fotones, excepto las de menor energía, y absorbe todas las radiaciones beta, excepto la más alta.
• Un filtro dural que absorbe progresivamente la radiación de fotones a energías inferiores a 65 keV, así como la radiación beta.
• Un filtro de estaño / plomo de un grosor que permite una respuesta de dosis independiente de energía de la película sobre el rango de energía de fotones de 75 keV a 2 MeV.
• Se puede utilizar un filtro de plomo de cadmio para la detección de neutrones térmicos . La captura de neutrones (reacciones (n, gamma)) por cadmio produce rayos gamma que ennegrecen la película, lo que permite evaluar la exposición a los neutrones.

El dosímetro de película debe usarse en una posición del cuerpo representativa de su exposición. Por lo tanto, la insignia se usa típicamente en la parte exterior de la ropa, alrededor del pecho o el torso para representar la dosis para el «cuerpo entero». Hoy en día, en todo el mundo todavía se usan placas de película que usan personas como técnicos de rayos X y enfermeras, que pueden estar expuestas a la radiación. Por otro lado, ha habido una tendencia hacia el uso de otros materiales de dosímetro que dependen menos de la energía y pueden evaluar con mayor precisión la dosis de radiación. Los dosímetros de película se están reemplazando generalmente por dosímetros termoluminiscentes (TLD), dosímetros basados ​​en óxido de aluminio y dosímetros personales electrónicos (EPD).

Ventajas y desventajas de los dosímetros de película

Ventajas de los dosímetros de película

• Una placa de película como dispositivo de monitoreo de personal es muy simple y, por lo tanto, no es costosa .
• Una placa de película proporciona un registro permanente .
• Los dosímetros de placa de película son muy confiables .
• Se utiliza una placa de película para medir y registrar la exposición a la radiación debido a los rayos gamma, rayos X y partículas beta.

Desventajas de los dosímetros de película

• Por lo general, los dosímetros de película no se pueden leer en el sitio en lugar de tener que enviarlos para su revelado .
• Los dosímetros de película son para un solo uso , no se pueden reutilizar.
• Las exposiciones de menos de 0.2 mSv (20 milirem) de radiación gamma no se pueden medir con precisión.

Medición y monitoreo de dosis de radiación

En capítulos anteriores, describimos la dosis equivalente y la dosis efectiva . Pero estas dosis no son directamente medibles . Para este propósito, el ICRP ha introducido y definido un conjunto de cantidades operativas , que pueden medirse y que tienen la intención de proporcionar una estimación razonable de las cantidades protegidas. Estas cantidades tienen como objetivo proporcionar una estimación conservadora del valor de las cantidades de protección relacionadas con una exposición, evitando tanto la subestimación como la sobreestimación excesiva.

Los enlaces numéricos entre estas cantidades se representan mediante coeficientes de conversión , que se definen para una persona de referencia. Es muy importante que esté disponible un conjunto de coeficientes de conversión acordados internacionalmente para uso general en la práctica de protección radiológica para exposiciones ocupacionales y exposiciones del público. Para el cálculo de los coeficientes de conversión para exposición externa, se utilizan fantasmas computacionales para la evaluación de dosis en varios campos de radiación. Para el cálculo de los coeficientes de dosis a partir de la ingesta de radionúclidos , se utilizan modelos biocinéticos para radionúclidos, datos fisiológicos de referencia y fantasmas computacionales.

En un informe (ICRP, 1996b, ICRU, 1997) se publica un conjunto de datos evaluados de coeficientes de conversión para protección y cantidades operativas para exposición externa a fotones, neutrones y radiación de electrones monoenergéticos en condiciones de irradiación específicas.

En general, el ICRP define cantidades operativas para el área y el monitoreo individual de exposiciones externas. Las cantidades operativas para el monitoreo del área son:

• Dosis ambiental equivalente , H * (10). La dosis equivalente ambiental es una cantidad operativa para el monitoreo del área de radiación fuertemente penetrante.
• Dosis direccional equivalente , H ‘(d, Ω). La dosis direccional equivalente es una cantidad operativa para el monitoreo del área de radiación débilmente penetrante.

Las cantidades operativas para el monitoreo individual son:

• Dosis personal equivalente , H _p (0.07) . Ladosis equivalente de H _p (0.07) es una cantidad operativa para el monitoreo individual para la evaluación de la dosis para la piel y las manos y los pies.
• Dosis personal equivalente , H _p (10) . La dosis equivalente de H _p (10) es una cantidad operativa para el monitoreo individual para la evaluación de la dosis efectiva.

Referencia especial: ICRP, 2007. Las recomendaciones de 2007 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica. Publicación 103 de la CIPR. Ann. ICRP 37 (2-4).

Límites de dosis

Ver también: límites de dosis

Los límites de dosis se dividen en dos grupos, el público y los trabajadores ocupacionalmente expuestos. Según la ICRP, la exposición ocupacional se refiere a toda exposición incurrida por los trabajadores en el curso de su trabajo, con la excepción de

1. exposiciones excluidas y exposiciones de actividades exentas que involucran radiación o fuentes exentas
2. cualquier exposición médica
3. La radiación de fondo natural local normal.

La siguiente tabla resume los límites de dosis para los trabajadores ocupacionalmente expuestos y para el público:

De acuerdo con la recomendación de la ICRP en su declaración sobre las reacciones tisulares del 21 de abril de 2011, el límite de dosis equivalente para la lente del ojo para exposición ocupacional en situaciones de exposición planificadas se redujo de 150 mSv / año a 20 mSv / año, en promedio durante períodos definidos de 5 años, sin dosis anual en un solo año superior a 50 mSv.

Los límites de la dosis efectiva son la suma de las dosis efectivas relevantes de la exposición externa en el período de tiempo especificado y la dosis efectiva comprometidade la ingesta de radionucleidos en el mismo período. Para los adultos, la dosis efectiva comprometida se calcula para un período de 50 años después de la ingesta, mientras que para los niños se calcula para el período hasta los 70 años. El límite efectivo de dosis para todo el cuerpo de 20 mSv es un valor promedio durante cinco años. El límite real es de 100 mSv en 5 años, con no más de 50 mSv en un año. Con ese fin, los empleadores monitorean cuidadosamente la exposición de estas personas usando instrumentos llamados dosímetros usados ​​en una posición del cuerpo representativa de su exposición. En la mayoría de las situaciones de exposición ocupacional, la dosis efectiva, E, puede derivarse de cantidades operativas utilizando la siguiente fórmula:

Sievert – Unidad de dosis equivalente

En 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 de radiación en radioterapia.

Como se escribió, el sievert se usa para cantidades de dosis de radiación, como dosis equivalente y dosis efectiva. La dosis equivalente (símbolo H _T ) es una cantidad de dosis calculada para órganos individuales (índice T – tejido). La dosis equivalente se basa en la dosis absorbida en un órgano, ajustada para tener en cuenta la efectividad del tipo de radiación . La dosis equivalente se da el símbolo H _T . La unidad SI de H _T es el sievert (Sv) o todavía se usa comúnmente rem ( hombre equivalente de roentgen ) ( 1 Sv = 100 rem ).

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 .

Las partículas cargadas pesadas son todos iones energéticos con una masa de una unidad de masa atómica o mayor, como protones, partículas alfa (núcleos de helio) o fragmentos de fisión . Especialmente el conocimiento de la interacción de fragmentos de fisión y partículas alfa debe ser bien conocido en la ingeniería de reactores nucleares.

Descripción de partículas alfa

Las partículas alfa son núcleos energéticos de helio . La producción de partículas alfa se denomina desintegración alfa. 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 caminos cortos. En los reactores nucleares se producen, por ejemplo, en el combustible (desintegración alfa de núcleos pesados). Las partículas alfa son comúnmente emitidas por todos los  núcleos radiactivos pesados ​​que ocurren en la naturaleza ( uranio, torio o radio), así como los elementos transuránicos (neptunio, plutonio o americio). Las partículas alfa especialmente energéticas (excepto los núcleos de helio acelerados artificialmente) se producen en un proceso nuclear, que se conoce como fisión ternaria . En este proceso, el núcleo de uranio se divide en tres partículas cargadas (fragmentos de fisión) en lugar de las dos normales. El más pequeño de los fragmentos de fisión probablemente (90% de probabilidad) es una partícula alfa extra energética.

Descripción de los fragmentos de fisión

Los fragmentos de fisión nuclear  son los fragmentos que quedan después de las fisiones de un núcleo . Típicamente, cuando el núcleo de uranio 235 sufre fisión, el núcleo se divide en dos núcleos más pequeños , junto con algunos neutrones y liberación de energía en forma de calor ( energía cinética de estos fragmentos de fisión ) y rayos gamma. El promedio de la masa del fragmento es de aproximadamente 118, pero se encuentran muy pocos fragmentos cerca de ese promedio. Es mucho más probable que se rompa en fragmentos desiguales, y las masas de fragmentos más probables están alrededor de la masa 95 (criptón) y 137 (bario).

La mayoría de estos fragmentos de fisión son altamente inestables (radiactivos) y sufren más desintegraciones radiactivas para estabilizarse . Los fragmentos de fisión interactúan fuertemente con los átomos o moléculas circundantes que viajan a alta velocidad, haciendo que se ionicen.

La mayor parte de la energía liberada por una fisión (~ 160MeV del total ~ 200MeV) aparece como energía cinética de los fragmentos de fisión.

Naturaleza de la interacción de partículas cargadas con materia

Como la interacción electromagnética se extiende a cierta distancia, no es necesario que la partícula cargada ligera o pesada forme una colisión directa con un átomo. Pueden transferir energía simplemente pasando cerca . Las partículas cargadas pesadas , como los fragmentos de fisión o las partículas alfa, interactúan con la materia principalmente a través de fuerzas coulomb entre su carga positiva y la carga negativa de los electrones de los orbitales atómicos. Por otro lado, la energía interna de un átomo se cuantifica , por lo tanto, solo se puede transferir cierta cantidad de energía. En general, las partículas cargadas transfieren energía principalmente mediante:

• Excitación.  La partícula cargada puede transferir energía al átomo, elevando los electrones a niveles de energía más altos.
• Ionización La ionización puede ocurrir cuando la partícula cargada tiene suficiente energía para eliminar un electrón. Esto da como resultado una creación de pares de iones en la materia circundante.

La creación de pares requiere energía, que se pierde de la energía cinética de la partícula cargada, lo que hace que se desacelere . Los iones positivos y los electrones libres creados por el paso de la partícula cargada se reunirán y liberarán energía en forma de calor (por ejemplo, energía vibratoria o energía rotacional de los átomos). Este es el principio de cómo los fragmentos de fisión calientan el combustible en el núcleo del reactor. Existen diferencias considerables en las formas de pérdida y dispersión de energía entre el paso de partículas cargadas de luz como positrones y electrones y partículas cargadas pesadas como fragmentos de fisión, partículas alfa, muones. La mayoría de estas diferencias se basan en las diferentes dinámicas del proceso de colisión. En general, cuando una partícula pesada colisiona con una partícula mucho más ligera (electrones en los orbitales atómicos), las leyes de energía y conservación del momento predicen que solo una pequeña fracción de la energía de la partícula masiva puede transferirse a la partícula menos masiva. La cantidad real de energía transferida depende de qué tan cerca pasan las partículas cargadas a través del átomo y también depende de las restricciones de la cuantificación de los niveles de energía.

La distancia requerida para que la partícula descanse se conoce como su rango. El rango de fragmentos de fisión en sólidos asciende a solo unas pocas micras y, por lo tanto, la mayor parte de la energía de fisión se convierte en calor muy cerca del punto de fisión. En el caso de los gases, el rango aumenta a unos pocos centímetros en función de los parámetros del gas (densidad, tipo de gas, etc.) La trayectoria de las partículas cargadas pesadas no se ve muy afectada, ya que interactúa con los electrones atómicos ligeros. Otras partículas cargadas, como las partículas alfa, se comportan de manera similar con una excepción: para partículas cargadas más ligeras, los rangos son algo más largos.

Poder de frenado – Bethe Formula

Una variable conveniente que describe las propiedades de ionización del medio circundante es el poder de detención . El poder de detención lineal del material se define como la relación de la pérdida de energía diferencial para la partícula dentro del material con la longitud del camino diferencial correspondiente :

, donde T es la energía cinética de la partícula cargada, n _ion es el número de pares de iones de electrones formados por unidad de longitud de recorrido, e denota la energía promedio necesaria para ionizar un átomo en el medio. Para partículas cargadas, S aumenta a medida que disminuye la velocidad de las partículas . La expresión clásica que describe la pérdida de energía específica se conoce como la fórmula Bethe. La fórmula no relativista fue encontrada por Hans Bethe en 1930. La versión relativista (ver más abajo) también fue encontrada por Hans Bethe en 1932.

En esta expresión, m es la masa en reposo del electrón, β es igual a v / c, lo que expresa la velocidad de la partícula en relación con la velocidad de la luz, γ es el factor de Lorentz de la partícula, Q es igual a su carga, Z es el número atómico del medio yn es la densidad de átomos en el volumen. Para partículas no relativistas (las partículas cargadas pesadas son en su mayoría no relativistas), dT / dx depende de 1 / v ² . Esto se puede explicar por el mayor tiempo que la partícula cargada pasa en el campo negativo del electrón, cuando la velocidad es baja.

El poder de detención de la mayoría de los materiales es muy alto para partículas con carga pesada y estas partículas tienen rangos muy cortos. Por ejemplo, el rango de una partícula alfa de 5 MeV es de aproximadamente solo 0,002 cm en aleación de aluminio. La mayoría de las partículas alfa pueden ser detenidas por una hoja de papel ordinaria o tejido vivo. Por lo tanto, la protección de las partículas alfa no plantea un problema difícil, pero por otro lado, los nucleidos radiactivos alfa pueden conducir a graves riesgos para la salud cuando se ingieren o inhalan (contaminación interna).

Detalles de los fragmentos de fisión

La fisión fragmenta tres dos características clave (algo diferentes de las partículas alfa o protones), que influyen en su pérdida de energía durante su viaje a través de la materia.

• Alta energía inicial. Resultados en una gran carga efectiva.
• Gran carga efectiva. Los fragmentos de fisión comienzan con la falta de muchos electrones, por lo tanto, su pérdida específica es mayor que la pérdida específica de alfa, por ejemplo.
•  Recogida inmediata de electrones. Resultados en cambios de (-dE / dx) durante el viaje.

Estas características dan como resultado una disminución continua en la carga efectiva que lleva el fragmento de fisión a medida que el fragmento se detiene y una disminución continua en -dE / dx. La disminución resultante en -dE / dx (desde la captación de electrones) es mayor que el aumento que acompaña a una reducción en la velocidad. El rango del fragmento de fisión típico puede ser aproximadamente la mitad del de una partícula alfa de 5 MeV.

Curva de Bragg

La curva de Bragg es típica para partículas con carga pesada y describe la pérdida de energía de la radiación ionizante durante el viaje a través de la materia. Para esta curva es típico el pico de Bragg , que es el resultado de la   dependencia 1 / v ²  de la potencia de frenado. Este pico ocurre porque la sección transversal de la interacción aumenta inmediatamente antes de que la partícula descanse. Para la mayor parte de la pista, la carga permanece sin cambios y la pérdida de energía específica aumenta de acuerdo con 1 / v ² . Cerca del final de la pista, la carga puede reducirse mediante la captación de electrones y la curva puede caerse.

La curva de Bragg también difiere un poco debido al efecto del rezago . Para un material dado, el rango será casi el mismo para todas las partículas del mismo tipo con la misma energía inicial. Debido a que los detalles de las interacciones microscópicas experimentadas por cualquier partícula específica varían aleatoriamente, se puede observar una pequeña variación en el rango. Esta variación se llama estrangulamiento y es causada por la naturaleza estadística del proceso de pérdida de energía que consiste en una gran cantidad de colisiones individuales.

Este fenómeno, que se describe mediante la curva de Bragg, se explota en la terapia con partículas del cáncer, ya que permite concentrar la energía de detención en el tumor y minimizar el efecto sobre el tejido sano circundante.

El conocimiento de las interacciones de la radiación con la materia constituye un conocimiento clave de la física moderna. La física moderna es una ciencia experimental y se basa en experimentos, que proporcionan información clave para nuestra comprensión de la naturaleza. La mayoría de los experimentos nucleares o de partículas modernos utilizan una variedad de dispositivos sofisticados (detectores) para medir y detectar partículas subatómicas . Para ser detectada, una partícula debe dejar algún rastro de su presencia en un detector. Las partículas en su mayoría  depositan energía a lo largo de su camino. El conocimiento de esta interacción, cómo las diferentes partículas depositan energía en la materia y cuánta energía depositan las partículas, es fundamental para nuestra comprensión del problema.Cada tipo de partícula interactúa de manera diferente , por lo tanto, debemos describir la interacción de las partículas (la radiación como un flujo de estas partículas) por separado. 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 parte o la totalidad de sus energías a la materia. Esta es la característica clave de la categorización de las fuentes de radiación. Por lo general, se clasifican en dos tipos generales de la siguiente manera:

• Partículas cargadas (directamente ionizantes)
  • Partículas beta . Las partículas beta son electrones rápidos o positrones emitidos en la desintegración beta nuclear, así como electrones energéticos producidos por cualquier otro proceso.
  • Partículas cargadas pesadas . Las partículas cargadas pesadas son todos iones energéticos con una masa de una unidad de masa atómica o mayor, como protones, partículas alfa (núcleos de helio) o fragmentos de fisión .
• Partículas neutras (indirectamente ionizantes)
  • Radiación de fotones (radiación electromagnética). Los fotones son partículas / ondas (dualidad onda-partícula) sin masa en reposo o carga eléctrica. También la luz visible es la radiación electromagnética, pero con energías mucho más bajas. La radiación electromagnética de interés incluye rayos X emitidos en la reorganización de las capas electrónicas de átomos y rayos gamma que se emiten desde el núcleo.
  • Neutrones . Los neutrones pueden ser emitidos por fisión nuclear o por la descomposición de algunos átomos radiactivos. Los neutrones tienen carga eléctrica cero y no pueden causar ionización directamente.
  • Los neutrinos . Los neutrinos son partículas elementales eléctricamente neutras, que interactúan débilmente, que tienen secciones transversales muy bajas para cualquier interacción con la materia y, por lo tanto, bajas probabilidades de colisionar en la materia.

El diseño de todos los reactores nucleares y otros sistemas nucleares depende fundamentalmente de la forma en que la radiación interactúa con la materia. Este conocimiento es muy importante para comprender:

• Moderación de neutrones . Cómo los neutrones se reducen a energías térmicas.
• Distribución de energía . ¿Dónde se genera la energía?
• Medición de potencia del reactor . ¿Cómo podemos medir la potencia del reactor y cómo podemos controlar la reacción en cadena?
• Blindaje contra la radiación . ¿Cómo podemos proteger todos los diversos tipos de radiación producidos en el núcleo del reactor ?

¿Qué es la descomposición radiactiva?

La desintegración nuclear (desintegración radiactiva) ocurre cuando un átomo inestable pierde energía al emitir radiación ionizante . La desintegración radiactiva es un proceso aleatorio a nivel de átomos individuales, ya que, según la teoría cuántica, es imposible predecir cuándo se desintegrará un átomo en particular. En otras palabras, el núcleo de un radionúclido no tiene «memoria». Un núcleo no «envejece» con el paso del tiempo. Por lo tanto, la probabilidad de que se rompa no aumenta con el tiempo, sino que se mantiene constante sin importar cuánto tiempo haya existido el núcleo. Durante su descomposición impredecible, este núcleo inestable se descompone espontáneamente y al azarpara formar un núcleo diferente (o un estado de energía diferente: desintegración gamma), emitiendo radiación en forma de particiones atómicas o rayos de alta energía. Esta descomposición ocurre a una velocidad constante y predecible que se conoce como vida media. Un núcleo estable no sufrirá este tipo de descomposición y, por lo tanto, no es radioactivo.

Hay tres modos básicos de desintegración radiactiva:

• Decaimiento alfa . La desintegración alfa  representa la desintegración de un  núcleo padre  a una hija a través de la emisión del núcleo de un átomo de helio. Las partículas alfa consisten en dos protones y dos neutrones unidos en una partícula idéntica a un núcleo de helio. Debido a su gran masa (más de 7000 veces la masa de la partícula beta) y su carga, ioniza mucho el material y tiene un rango muy corto .
• Desintegración beta . 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. 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. La producción de partículas beta se denomina desintegración beta.
• Decadencia gamma . La desintegración gamma  o la  desintegración γ  representa la desintegración de un núcleo padre a una hija a través de la emisión de  rayos gamma  (fotones de alta energía). Los rayos gamma son radiación electromagnética (fotones de alta energía) de una frecuencia muy alta y de alta energía. Son producidos por la desintegración de los núcleos a medida que pasan de un estado de alta energía a un estado inferior conocido como desintegración gamma. La mayoría de las reacciones nucleares van acompañadas de emisión gamma.

Modos de descomposición importantes adicionales:

• Captura de electrones . La captura de electrones  es un proceso en el cual un núcleo padre captura uno de sus electrones orbitales y emite un neutrino. 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.
• La conversión interna . La conversión interna  es un proceso electromagnético, por el cual un estado excitado nuclear decae por la  emisión directa  de uno de sus  electrones atómicos . La conversión interna  compite con  la emisión gamma , pero en este caso los campos multipolares electromagnéticos del  núcleo  no producen la emisión de un rayo gamma, sino que los campos interactúan directamente con los electrones atómicos. A diferencia de  la desintegración beta , que se rige por una  fuerza débil , el  electrón  se emite desde el átomo radiactivo, pero no desde el núcleo.
• Caries de neutrones . La desintegración de neutrones es un tipo de desintegración radiactiva de núcleos que contienen exceso de neutrones (especialmente productos de fisión), en los que un neutrón simplemente se expulsa del núcleo. Este tipo de radiación juega un papel clave en el control del reactor nuclear , porque estos neutrones son neutrones retardados.
• Caries de protones . La desintegración de protones  es un tipo raro de desintegración radiactiva de núcleos que contienen protones enexceso , en los que un protón simplemente es expulsado del  núcleo.
• Fisión espontánea . La fisión espontánea (SF) es una forma de desintegración radiactiva que se encuentra solo en elementos químicos muy pesados.

Naturaleza de la decadencia

Como se escribió, los núcleos atómicos consisten en protones y neutrones, que se atraen entre sí a través de la fuerza nuclear , mientras que los protones se repelen entre sí a través de la fuerza electromagnética debido a su carga positiva. Estas dos fuerzas compiten, lo que lleva a la estabilidad de varios núcleos. Solo hay ciertas combinaciones de neutrones y protones, que forman núcleos estables . Los neutrones estabilizan el núcleo , porque se atraen entre sí y a los protones, lo que ayuda a compensar la repulsión eléctrica entre los protones. Como resultado, a medida que aumenta el número de protones, se necesita una proporción creciente de neutrones a protones para formar un núcleo estable. Si hay demasiados (los neutrones también obedecen el principio de exclusión de Pauli ) o muy pocos neutrones para un número dado de protones, el núcleo resultante no es estable y sufre desintegración radiactiva . La mayoría de los átomos que se encuentran en la naturaleza son estables y no emiten partículas o energía que cambian de forma con el tiempo. De los primeros 82 elementos en la tabla periódica, 80 tienen isótopos considerados estables. El tecnecio, el prometio y todos los elementos con un número atómico superior a 82 son inestables y se descomponen a través de la desintegración radiactiva. Los isótopos inestables se desintegran espontáneamente a través de varias vías de desintegración radiactiva , más comúnmente desintegración alfa, desintegración beta, desintegración gamma o captura de electrones. Se conocen muchos otros tipos raros de descomposición, como la fisión espontánea o la emisión de neutrones.

La ley de desintegración radiactiva es una ley universal que describe el comportamiento estadístico de una gran cantidad de nucleidos.

Como se escribió, la desintegración radiactiva es un proceso aleatorio a nivel de átomos individuales, ya que, según la teoría cuántica, es imposible predecir cuándo se desintegrará un átomo en particular. En otras palabras, el núcleo de un radionúclido no tiene «memoria». Un núcleo no «envejece» con el paso del tiempo. Por lo tanto, la probabilidad de que se rompa no aumenta con el tiempo, sino que se mantiene constante sin importar cuánto tiempo haya existido el núcleo. Durante su desintegración impredecible, este núcleo inestable se descompone espontáneamente y al azar para formar un núcleo diferente (o un estado de energía diferente: desintegración gamma), emitiendo radiación en forma de particiones atómicas o rayos de alta energía.

Los cálculos de la desintegración de los núcleos radiactivos son relativamente sencillos, debido al hecho de que solo hay una ley fundamental que rige todo el proceso de desintegración.

La ley de desintegración radiactiva establece que la probabilidad por unidad de tiempo de que un núcleo decaiga es una constante, independiente del tiempo. Esta constante se llama la constante de desintegración y se denota por λ, «lambda». Esta probabilidad constante puede variar mucho entre los diferentes tipos de núcleos, lo que lleva a las diferentes tasas de desintegración observadas. La desintegración radiactiva de cierto número de átomos (masa) es exponencial en el tiempo.

Ley de desintegración radiactiva: N = Ne ^-λt

La tasa de desintegración nuclear también se mide en términos de vidas medias . La vida media es la cantidad de tiempo que le toma a un isótopo dado perder la mitad de su radioactividad. Si un radioisótopo tiene una vida media de 14 días, la mitad de sus átomos se habrán descompuesto en 14 días. En 14 días más, la mitad de la mitad restante se descompondrá, y así sucesivamente. Las vidas medias varían desde millonésimas de segundo para productos de fisión altamente radiactivos hasta miles de millones de años para materiales de larga duración (como el uranio natural). Darse cuenta delas vidas medias cortas van con grandes constantes de descomposición. El material radiactivo con una vida media corta es mucho más radiactivo (en el momento de la producción) pero obviamente perderá su radiactividad rápidamente. No importa qué tan larga o corta sea la vida media, después de que hayan pasado siete vidas medias, queda menos del 1 por ciento de la actividad inicial.

La ley de desintegración radiactiva se puede derivar también para cálculos de actividad o cálculos de masa de material radiactivo:

(Número de núcleos) N = Ne ^-λt     (Actividad) A = Ae ^-λt      (Masa) m = me ^-λt

, donde N (número de partículas) es el número total de partículas en la muestra, A (actividad total) es el número de desintegraciones por unidad de tiempo de una muestra radiactiva, m es la masa del material radiactivo restante.

Actividad – Actividad específica

Una medida de radiactividad (actividad) se basa en el conteo de desintegraciones por segundo . La unidad de actividad del SI es el becquerel (Bq), igual a un segundo recíproco. La actividad depende solo del número de desintegraciones por segundo, no del tipo de desintegración, la energía de los productos de desintegración o los efectos biológicos de la radiación. Se puede utilizar para caracterizar la tasa de emisión de radiación ionizante. Actividad específicaes la actividad por cantidad de un radionúclido, por lo tanto, la actividad específica se define como la actividad por cantidad de átomos de un radionúclido particular. Por lo general, se administra en unidades de Bq / g, pero otra unidad de actividad de uso común es el curie (Ci) que permite la definición de actividad específica en Ci / g.

Las unidades de actividad (el curie y el becquerel) también se pueden usar para caracterizar una cantidad total de liberaciones controladas o accidentales de átomos radiactivos .

Unidades de actividad

• Bequerel . El becquerel es una unidad SI de radioactividad definida en 1974. Se nombra en honor a Henri Becquerel, un físico francés que descubrió la radioactividad en 1896. Un becquerel (1Bq) es igual a 1 desintegración por segundo .
• Curie . El curie es una unidad de radioactividad no SIdefinida en 1910. Originalmente se definió como equivalente al número de desintegraciones quesufrirá un gramo de radio-226 en un segundo . Actualmente, un curie se define como 1Ci = 3.7 x 10 ¹⁰ desintegraciones por segundo .
• Rutherford . Rutherford (símbolo Rd ) también es una unidad no SI definida como la actividad de una cantidad de material radiactivo en el que se desintegra un millón de núcleos por segundo .

Decadencia constante y vida media

En los cálculos de radioactividad, se debe conocer uno de los dos parámetros ( constante de desintegración o vida media ), que caracterizan la tasa de desintegración. Existe una relación entre la vida media (t _1/2 ) y la constante de desintegración λ. La relación puede derivarse de la ley de descomposición estableciendo N = ½ N _o . Esto da:

donde ln 2 (el logaritmo natural de 2) es igual a 0.693. Si se da la constante de desintegración (λ), es fácil calcular la vida media, y viceversa.

Ecuaciones de Bateman

En física, las ecuaciones de Bateman son un conjunto de ecuaciones diferenciales de primer orden, que describen la evolución en el tiempo de las concentraciones de nucleidos en cadena de desintegración lineal o en serie. El modelo fue formulado por Ernest Rutherford en 1905 y la solución analítica para el caso de desintegración radiactiva en una cadena lineal fue provista por Harry Bateman en 1910. Este modelo también puede usarse en códigos de agotamiento nuclear para resolver problemas de desintegración y transmutación nuclear.

Por ejemplo, ORIGEN es un sistema de código de computadora para calcular la acumulación, descomposición y procesamiento de materiales radiactivos. ORIGEN utiliza un método exponencial matricial para resolver un gran sistema de ecuaciones diferenciales ordinarias acopladas, lineales y de primer orden (similar a las ecuaciones de Bateman ) con coeficientes constantes.

Las ecuaciones de Bateman para el caso de desintegración radiactiva de la serie n – nucleidos en cadena lineal que describe las concentraciones de nucleidos son las siguientes que se muestran en la figura.

Ejemplo: Ley de descomposición radiactiva

Una muestra de material contiene 1 microgramo de yodo-131. Tenga en cuenta que el yodo-131 desempeña un papel importante como isótopo radiactivo presente en los 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.

Calcular:

1. El número de átomos de yodo-131 inicialmente presentes.
2. La actividad del yodo-131 en curies.
3. El número de átomos de yodo-131 que permanecerán en 50 días.
4. El tiempo que le llevará a la actividad alcanzar 0.1 mCi.

Solución:

1. El número de átomos de yodo-131 se puede determinar usando la masa isotópica como se muestra a continuación.

N _I-131 = m _I-131 . N _A / M _I-131

N _I-131 = (1 μg) x (6.02 × 10 ²³ núcleos / mol) / (130.91 g / mol)

N _I-131 = 4.6 x 10 ¹⁵ núcleos

2. La actividad del yodo-131 en los curies se puede determinar utilizando su constante de descomposición :

El yodo-131 tiene una vida media de 8.02 días (692928 segundos) y, por lo tanto, su constante de descomposición es:

Usando este valor para la constante de desintegración podemos determinar la actividad de la muestra:

3) y 4) El número de átomos de yodo-131 que permanecerán en 50 días (N _50d ) y el tiempo que le tomará a la actividad alcanzar 0.1 mCi puede calcularse usando la ley de descomposición:

Como se puede ver, después de 50 días, el número de átomos de yodo-131 y, por lo tanto, la actividad será aproximadamente 75 veces menor. Después de 82 días, la actividad será aproximadamente 1200 veces menor. Por lo tanto, el tiempo de diez vidas medias (factor 2 ¹⁰ = 1024) se usa ampliamente para definir la actividad residual.

La dosimetría de neutrones es muy específica, dado que los neutrones son partículas eléctricamente neutras, por  lo que están sujetos principalmente a fuertes fuerzas nucleares pero no a fuerzas eléctricas. Por lo tanto, los neutrones no son directamente ionizantes y generalmente tienen que convertirse en partículas cargadas antes de que puedan detectarse. En general, cada tipo de detector de neutrones debe estar equipado con un convertidor (para convertir la radiación de neutrones en radiación detectable común) y uno de los detectores de radiación convencionales (detector de centelleo, detector gaseoso, detector de semiconductores, etc.).

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. Se descubrió que los efectos biológicos de cualquier radiación  aumentan  con 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. Como se causa 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 ).

Factores de ponderación de la 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.

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.

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.

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.

Detección de neutrones térmicos.

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 los 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.

Detección de neutrones rápidos

Los neutrones rápidos son neutrones de energía cinética mayor de 1 MeV (~ 15 000 km / s). En los reactores nucleares, estos neutrones generalmente se denominan neutrones de fisión. Los neutrones de fisión tienen una distribución de energía de Maxwell-Boltzmann con una energía media (para la fisión de 235U ) 2 MeV. Dentro de un reactor nuclear, los neutrones rápidos se reducen a las energías térmicas a través de un proceso llamado moderación de neutrones . Estos neutrones también son producidos por procesos nucleares como la fisión nuclear o reacciones (ɑ, n).

En general, hay muchos principios de detección y muchos tipos de detectores. Pero debe agregarse, la detección de neutrones rápidos es una disciplina muy sofisticada, ya que la sección transversal de los neutrones rápidos es mucho más pequeña que en el rango de energía para los neutrones lentos. Los neutrones rápidos a menudo se detectan primero moderándolos (desacelerándolos) a energías térmicas. Sin embargo, durante ese proceso se pierde la información sobre la energía original del neutrón, su dirección de viaje y el tiempo de emisión.

Proton Recoil – Detectores de retroceso

El tipo más importante de detectores para neutrones rápidos son aquellos que detectan directamente las partículas de retroceso , en particular los protones de retroceso resultantes de la dispersión elástica (n, p). De hecho, solo los núcleos de hidrógeno y helio son lo suficientemente livianos para una aplicación práctica. En el último caso, las partículas de retroceso se detectan en un detector. Los neutrones pueden transferir más energía a los núcleos de luz. Este método es apropiado para detectar neutrones rápidos que permiten la detección de neutrones rápidos sin un moderador . Este método permite medir la energía del neutrón junto con la fluencia de neutrones, es decir, el detector puede usarse como un espectrómetro. Los detectores de neutrones rápidos típicos son centelleadores líquidos., detectores de gases nobles a base de helio-4 y detectores de plástico (centelleadores). Por ejemplo, el plástico tiene un alto contenido de hidrógeno, por lo tanto, es útil para detectores de neutrones rápidos , cuando se usa como centelleador.

Espectrómetro Bonner Spheres

Existen varios métodos para detectar neutrones lentos, y pocos métodos para detectar neutrones rápidos. Por lo tanto, una técnica para medir neutrones rápidos es convertirlos en
neutrones lentos y luego medir los neutrones lentos. Uno de los métodos posibles se basa en las esferas de Bonner . El método fue descrito por primera vez en 1960 por Ewing y Tom W. Bonner y emplea detectores de neutrones térmicos (generalmente centelleadores inorgánicos como ⁶ LiI) integrados en esferas de moderación de diferentes tamaños.  Las esferas de Bonner se han utilizado ampliamente para la medición de espectros de neutrones con energías de neutrones que van desde térmicas hasta al menos 20 MeV. Un espectrómetro de neutrones de esfera de Bonner (BSS) consiste en un detector de neutrones térmicos, un conjunto de conchas esféricas de polietilenoy dos casquillos de plomo opcionales de varios tamaños. Para detectar neutrones térmicos se puede utilizar un detector ³ He o centelleadores inorgánicos como ⁶ LiI. Los centelleadores LiGlass son muy populares para la detección de neutrones térmicos. La ventaja de los centelleadores LiGlass es su estabilidad y su amplia gama de tamaños.

Detección de neutrones usando el contador de centelleo

Los contadores de centelleo  se utilizan para medir la radiación en una variedad de aplicaciones que incluyen medidores de medición de radiación de mano, monitoreo personal y ambiental de  contaminación radiactiva , imágenes médicas, ensayos radiométricos, seguridad nuclear y seguridad de plantas nucleares. Son ampliamente utilizados porque pueden fabricarse de manera económica pero con buena eficiencia, y pueden medir tanto la intensidad como la energía de la radiación incidente.

Los contadores de centelleo se pueden usar para detectar  la radiación alfa ,  beta y  gamma . Se pueden usar también para la  detección de neutrones . Para estos fines, se utilizan diferentes centelleadores.

• Neutrones . Como los neutrones son  partículas eléctricamente neutras,  están sujetos principalmente a  fuertes fuerzas nucleares  pero no a fuerzas eléctricas. Por lo tanto, los neutrones no son  directamente ionizantes  y generalmente tienen que  convertirse  en partículas cargadas antes de que puedan detectarse. En general, cada tipo de detector de neutrones debe estar equipado con un convertidor (para convertir la radiación de neutrones en radiación detectable común) y uno de los detectores de radiación convencionales (detector de centelleo, detector gaseoso, detector de semiconductores, etc.).  Los neutrones rápidos  (> 0.5 MeV) dependen principalmente del protón de retroceso en las reacciones (n, p). Materiales ricos en hidrógeno, por ejemplo  centelleadores de plástico., por lo tanto, son los más adecuados para su detección. Los neutrones térmicos  dependen de reacciones nucleares, como las reacciones (n, γ) o (n, α), para producir ionización. Por lo tanto, materiales como LiI (Eu) o silicatos de vidrio son particularmente adecuados para la detección de neutrones térmicos. La ventaja de los centelleadores 6LiGlass es su estabilidad y su amplia gama de tamaños.

Dosímetro termoluminiscente de neutrones – TLD de neutrones

La  dosimetría de neutrones del personal  sigue siendo uno de los problemas en el campo de la protección contra la radiación, ya que ningún método proporciona la combinación de respuesta energética, sensibilidad, características de dependencia de la orientación y precisión necesarias para satisfacer las necesidades de un dosímetro de personal.

Los dosímetros de neutrones de personal más utilizados con fines de protección radiológica son los  dosímetros termoluminiscentes  y los  dosímetros de albedo . Ambos se basan en este fenómeno:  termoluminiscencia . Para este propósito, el fluoruro de litio ( LiF ) como material sensible (chip) es ampliamente utilizado. Fluoruro de litio TLD se utiliza para la exposición a rayos gamma y neutrones (indirectamente, usando la reacción nuclear Li-6 (n, alfa)). Los cristales pequeños de LiF (fluoruro de litio) son los dosímetros de TLD más comunes, ya que tienen las mismas propiedades de absorción que los tejidos blandos. El litio tiene dos isótopos estables, litio-6 (7,4%) y litio-7 (92,6%). Li-6 es el isótopo sensible a los neutrones. Para registrar neutrones, los dosímetros de cristal de LiF pueden enriquecerse en litio-6 para mejorar la reacción nuclear de litio-6 (n, alfa). La eficiencia del detector depende de la  energía de los neutrones.. Debido a que la interacción de los neutrones con cualquier elemento es altamente dependiente de la energía, hacer que un dosímetro sea independiente de la energía de los neutrones es muy difícil. Para separar los neutrones térmicos y los fotones, los dosímetros de LiF se utilizan principalmente, que contienen diferentes porcentajes de litio-6. Chip de LiF enriquecido en litio-6, que es muy sensible a los neutrones térmicos y chip de LiF que contiene muy poco litio-6, que tiene una respuesta de neutrones insignificante.

El principio de los TLD de neutrones es entonces similar al de los TLD de radiación gamma. En el chip LiF, hay impurezas (por ejemplo, manganeso o magnesio), que producen estados de trampa para electrones energéticos. La impureza causa trampas en la red cristalina donde, después de la irradiación (a la radiación alfa), se retienen los electrones. Cuando el cristal se calienta, los electrones atrapados se liberan y se emite luz. La cantidad de luz está relacionada con la dosis de radiación recibida por el cristal.

Dosímetro termoluminiscente de neutrones de albedo

La dosimetría de neutrones de Albedo  se basa en el efecto de la moderación y la retrodispersión de neutrones por el cuerpo humano. Albedo, la palabra latina para «blancura», fue definida por Lambert como la fracción de la luz incidente reflejada difusamente por una superficie. La moderación y la retrodispersión de neutrones por el cuerpo humano crea un flujo de neutrones en la superficie del cuerpo en el rango de energía térmica e intermedia. Estos neutrones retrodispersados ​​llamados  albedo neutrones , pueden detectarse mediante un dosímetro (generalmente un  chip LiF TLD ), colocado en el cuerpo que está diseñado para  detectar neutrones térmicos . Dosímetros de albedo Se ha encontrado que son los únicos dosímetros que pueden medir dosis debido a neutrones en todo el rango de energías. Por lo general, se utilizan dos tipos de fluoruro de litio para separar las dosis aportadas por los rayos gamma y los neutrones. Chip de LiF enriquecido en litio-6, que es muy sensible a los neutrones térmicos y chip de LiF que contiene muy poco litio-6, que tiene una respuesta de neutrones insignificante.

La dosimetría de rayos X  es muy específica, porque los fotones de alta energía interactúan de manera diferente con la materia. Los fotones de alta energía pueden viajar miles de pies en el aire y pueden pasar fácilmente a través de diversos materiales. Además, los fotones de alta energía pueden ionizar átomos indirectamente y directamente (a pesar de que son eléctricamente neutros) a través del efecto fotoeléctrico y el efecto Compton . Pero la ionización secundaria (indirecta) es mucho más significativa.

Detectores de rayos X

Los detectores también se pueden clasificar de acuerdo con materiales y métodos sensibles que se pueden utilizar para realizar una medición:

• Detectores de ionización gaseosa
• Detectores de centelleo
• Detectores de semiconductores

Detección de rayos X utilizando la cámara de ionización

Los rayos gamma  tienen muy pocos problemas para penetrar las paredes metálicas de la cámara. Por lo tanto, las cámaras de ionización pueden usarse para detectar radiación gamma y rayos X colectivamente conocidos como fotones, y para esto se usa el tubo sin ventanas. Las cámaras de ionización tienen una buena respuesta uniforme a la radiación en una amplia gama de energías y son los medios preferidos para medir altos niveles de radiación gamma. Algunos problemas son causados ​​por el hecho de que las partículas alfa son más ionizantes que las partículas beta y que los rayos gamma, por lo que se produce más corriente en la región de la cámara de ionización por alfa que beta y gamma. Los rayos gamma depositan una cantidad de energía significativamente menor en el detector que otras partículas.

Detección de rayos X utilizando el contador Geiger

El contador Geiger  puede detectar radiaciones ionizantes como  partículas alfa  y  beta ,  neutrones , rayos X y rayos  gamma  utilizando el efecto de ionización producido en un tubo Geiger-Müller, que da nombre al instrumento. El voltaje del detector se ajusta de modo que las condiciones correspondan a la  región Geiger-Mueller .

El  alto factor de amplificación  del contador Geiger es la principal ventaja sobre la cámara de ionización. El contador Geiger es, por lo tanto, un dispositivo mucho más sensible que otras cámaras. A menudo se usa en la detección de rayos gamma de bajo nivel y partículas beta por este motivo.

Tipo sin ventana

Los rayos gamma  tienen muy pocos problemas para penetrar las paredes metálicas de la cámara. Por lo tanto, los contadores Geiger se pueden usar para detectar radiación gamma y  rayos X  (tubos de pared delgada) conocidos colectivamente como fotones, y para esto se usa el tubo sin ventanas.

• Se   utiliza un tubo de pared gruesa para la detección de radiación gamma por encima de las energías de aproximadamente 25 KeV, este tipo generalmente tiene un espesor de pared total de aproximadamente 1-2 mm de acero al cromo.
• Se   usa un tubo de pared delgada para fotones de baja energía (rayos X o rayos gamma) y partículas beta de alta energía. La transición del diseño de pared delgada al diseño de pared gruesa tiene lugar en los niveles de energía de 300–400 keV. Por encima de estos niveles se utilizan diseños de paredes gruesas, y por debajo de estos niveles predomina el efecto de ionización de gas directo.

Detección de rayos X utilizando el contador de centelleo

Los contadores de centelleo  se utilizan para medir la radiación en una variedad de aplicaciones que incluyen medidores de medición de radiación de mano, monitoreo personal y ambiental de  contaminación radiactiva , imágenes médicas, ensayos radiométricos, seguridad nuclear y seguridad de plantas nucleares. Son ampliamente utilizados porque pueden fabricarse de manera económica pero con buena eficiencia, y pueden medir tanto la intensidad como la energía de la radiación incidente.

Los contadores de centelleo se pueden usar para detectar  alfa ,  beta , rayos X y  radiación gamma . Se pueden usar también para la  detección de neutrones . Para estos fines, se utilizan diferentes centelleadores.

• Rayos-X .  Los materiales High-Z  son los más adecuados como centelleadores para la detección de rayos gamma. El material de centelleo más utilizado es  NaI (Tl)  (yoduro de sodio dopado con talio). El yodo proporciona la mayor parte del poder de detención en el yoduro de sodio (ya que tiene un alto Z = 53). Estos centelleadores cristalinos se caracterizan por una alta densidad, un alto número atómico y tiempos de decaimiento de pulso de aproximadamente 1 microsegundo (~ 10 ^-6 segundo). El centelleo en cristales inorgánicos es típicamente más lento que en los orgánicos. Exhiben una alta eficiencia para la detección de rayos gamma y son capaces de manejar altas tasas de conteo. Los cristales inorgánicos se pueden cortar a tamaños pequeños y disponer en una configuración de matriz para proporcionar sensibilidad de posición. Esta característica es ampliamente utilizada en imágenes médicas para detectar rayos X o rayos gamma. Los centelleadores inorgánicos son mejores para detectar rayos gamma y rayos X. Esto se debe a su alta densidad y número atómico que da una alta densidad de electrones.

Detección de rayos X utilizando semiconductores – Detectores HPGe

Detectores de germanio de alta pureza  ( detectores de HPGe ) son la mejor solución para precisa  gamma y espectroscopia de rayos x .

Como se escribió, el estudio y análisis de los espectros de rayos gamma para uso científico y técnico se llama espectroscopía gamma, y ​​los espectrómetros de rayos gamma son los instrumentos que observan y recopilan dichos datos. 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 . Si  se requiere una  resolución energética perfecta , tenemos que usar  un detector a base de germanio , como el  detector HPGe. Detectores semiconductores a base de germanio son los más utilizados cuando se requiere una muy buena resolución en energía, especialmente para  espectroscopia gamma , así como  espectroscopia de rayos x . En la espectroscopía gamma, se prefiere el germanio debido a que su número atómico es mucho más alto que el silicio y que aumenta la probabilidad de interacción con los rayos gamma. Además, el germanio tiene una energía promedio menor necesaria para crear un par de electrones, que es 3.6 eV para silicio y 2.9 eV para germanio. Esto también proporciona a este último una mejor resolución en energía. El FWHM (ancho completo a la mitad como máximo) para los detectores de germanio es una función de la energía. Para un fotón de 1.3 MeV, el FWHM es 2.1 keV, que es muy bajo.

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.

Características de las EPD

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. 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.

El dosímetro se puede restablecer, generalmente después de tomar una lectura con fines de registro, y por lo tanto reutilizarse varias veces. Las EPD tienen una pantalla montada en la parte superior para que sean fáciles de leer cuando están enganchadas en el bolsillo del pecho. La pantalla digital proporciona información sobre la  dosis  y la  tasa de dosis, generalmente en mSv y mSv / h. La EPD tiene una  alarma de tasa de dosis y una  alarma de dosis . Estas alarmas son programables. Se pueden configurar diferentes alarmas para diferentes actividades.

Por ejemplo:

• alarma de tasa de dosis a 100 μSv / h,
• alarma de dosis: 100 μSv.

Si se alcanza un punto de ajuste de alarma, la pantalla correspondiente parpadea junto con una luz roja y se genera un ruido penetrante. Puede borrar la alarma de tasa de dosis retirándose a un campo de radiación más bajo, pero no puede borrar la alarma de dosis hasta que llegue a un lector de EPD. Las EPD también pueden emitir un pitido por cada 1 o 10 μSv que registran. Esto le da una indicación audible de los campos de radiación. Algunas EPD tienen capacidades de comunicación inalámbrica. Las EPD son capaces de medir un amplio rango de dosis de radiación desde niveles de rutina (μSv) hasta niveles de emergencia (cientos de mSv o unidades de Sieverts) con alta precisión, y pueden mostrar la tasa de exposición y los valores de exposición acumulados. De las tecnologías de dosímetro, los dosímetros personales electrónicos son generalmente los más caros, los más grandes y los más versátiles.