Dosimetría de radiación

La dosimetría gamma  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.

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.

La dosimetría beta  es muy específica, porque las partículas beta son más penetrantes que las partículas alfa. Por otro lado, una delgada placa de aluminio puede detenerlos.

Las partículas alfa y beta, en general, no constituyen un riesgo de exposición externa porque las partículas generalmente no pasan a través de la piel. Por otro lado, la radiación alfa y beta es muy dañina cuando sus radionucleidos son ingeridos o inhalados. 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).

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.

Detectores de radiación beta

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 radiación beta usando cámara de ionización

Para que  las partículas alfa  y  beta  sean detectadas por las cámaras de ionización, deben estar provistas de una ventana delgada. Esta «ventana final» debe ser lo suficientemente delgada para que las partículas alfa y beta puedan penetrar. Sin embargo, una ventana de casi cualquier espesor evitará que una partícula alfa ingrese a la cámara. La ventana generalmente está hecha de mica con una densidad de aproximadamente 1.5 – 2.0 mg / cm ² .

La cámara de ionización puede usarse, por ejemplo, para medir el tritio en el aire. Estos dispositivos se conocen como monitores de tritio en el aire. El tritio  es un isótopo radiactivo, pero emite una forma muy débil de radiación, una partícula beta de baja energía   que es similar a un electrón. Es un emisor beta puro (es decir, un emisor beta sin una radiación gamma que lo acompañe  ). La energía cinética del electrón varía, con un promedio de 5,7 keV, mientras que el antineutrino electrónico casi indetectable se lleva la energía restante. . Una energía de electrones tan baja causa que el electrón no pueda penetrar en la piel o incluso no viajar muy lejos en el aire. Las partículas beta del tritio pueden penetrar solo alrededor de 6.0 mm de aire. Es prácticamente imposible diseñar un detector cuyas paredes puedan penetrar estas partículas beta. En cambio, el monitor de tritio en el aire bombea el aire contaminado con tritio a través de una cámara de ionización, de modo que toda la energía de las partículas beta se puede convertir útilmente para producir pares de iones dentro de la cámara.

Detección de radiación beta 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.

• Las partículas beta . Para la detección de partículas beta, se pueden usar centelleadores orgánicos. Los cristales orgánicos puros incluyen cristales de antraceno, estilbeno y naftaleno. El tiempo de descomposición de este tipo de fósforo es de aproximadamente 10 nanosegundos. Este tipo de cristal se usa con frecuencia en la detección de partículas beta. Los centelleadores orgánicos , que tienen una  Z más baja  que los cristales inorgánicos, son los más adecuados para la detección de partículas beta de baja energía (<10 MeV).

Detección de radiación beta utilizando semiconductores – Detectores de tiras de silicio

Los detectores a base de silicio son muy buenos para rastrear partículas cargadas. Un detector de tiras de silicio es una disposición de implantes en forma de tiras que actúan como electrodos de recogida de carga.

Detectores de tiras de silicona 5 x 5 cm ²en el área son bastante comunes y se usan en serie (al igual que los planos de MWPC) para determinar las trayectorias de partículas cargadas a precisiones de posición del orden de varios μm en la dirección transversal. Colocados en una oblea de silicio completamente empobrecida y dopada, estos implantes forman una matriz unidimensional de diodos. Al conectar cada una de las tiras metalizadas a un amplificador sensible a la carga, se construye un detector sensible a la posición. Se pueden lograr mediciones de posición bidimensionales aplicando una tira adicional como dopaje en la parte posterior de la oblea mediante el uso de una tecnología de doble cara. Dichos dispositivos se pueden usar para medir pequeños parámetros de impacto y, por lo tanto, determinar si alguna partícula cargada se originó a partir de una colisión primaria o si fue el producto de descomposición de una partícula primaria que viajó una pequeña distancia desde la interacción original y luego se descompuso.

Medidores de encuesta portátiles

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, que son responsables de seguir las operaciones en el campo para ayudar a garantizar que se lleven a cabo políticas de protección radiológica y que los trabajos se implementen de acuerdo con el  principio ALARA . Sus responsabilidades incluyen:

• Brindar asistencia y asesoramiento a los trabajadores para motivarlos a adoptar un comportamiento ALARA.
• Seguimiento de trabajos para garantizar el respeto de los procedimientos de seguridad y protección radiológica.
• En algunas plantas, detener el trabajo en caso de una desviación grave de los objetivos dosimétricos, o cuando existe un riesgo radiológico significativamente mayor para los trabajadores.

El medidor de estudio de radiación típico es, por ejemplo, el  RDS-31 , que es un medidor de estudio de radiación multipropósito que utiliza un  detector GM . Tiene sondas externas opcionales alfa, beta y gamma. Mide 3.9 x 2.6 x 1.3 pulgadas y puede llevarse en la mano, o llevarse en el bolsillo, el clip para el cinturón o la bolsa. Tiene una pantalla LCD retroiluminada de cinco dígitos. Los contadores Geiger funcionan a un voltaje tan alto que el tamaño del pulso de salida es siempre el mismo, independientemente de cuántos pares de iones se hayan creado en el detector. Los contadores Geiger se utilizan principalmente para  instrumentación portátil  debido a su sensibilidad, circuito de conteo simple y capacidad para detectar radiación de bajo nivel.

Dosímetro de placa de película

Los dosímetros de placa de película son para un solo uso, no se pueden reutilizar. Un dosímetro de placa de película es un dosímetro, que la persona que 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.

La dosimetría alfa  es muy específica, porque las partículas alfa viajan solo unos pocos centímetros en el aire pero depositan todas sus energías a lo largo de sus caminos cortos, por lo que la cantidad de energía transferida es muy alta. Las partículas alfa y beta, en general, no constituyen un riesgo de exposición externa porque las partículas generalmente no pasan a través de la piel. Por otro lado, la radiación alfa es muy dañina cuando los radionucleidos alfa son ingeridos o inhalados. 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).

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. Se ajustó una curva suave, considerada una aproximación, 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.

Detectores de radiación alfa

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 radiación alfa usando la cámara de ionización

Para que las partículas alfa y beta sean detectadas por las cámaras de ionización , deben estar provistas de una ventana delgada . Esta «ventana final» debe ser lo suficientemente delgada para que las partículas alfa y beta puedan penetrar. Sin embargo, una ventana de casi cualquier espesor evitará que una partícula alfa ingrese a la cámara. La ventana generalmente está hecha de mica con una densidad de aproximadamente 1.5 – 2.0 mg / cm ² . Pero eso no significa que la radiación alfa no puede ser detectada por una cámara de ionización.

Por ejemplo, en algún tipo de detectores de humo, puede encontrar radionucleidos artificiales como el americio-241, que es una fuente de partículas alfa. El detector de humo tiene dos cámaras de ionización, una abierta al aire y una cámara de referencia que no permite la entrada de partículas. La fuente radiactiva emite partículas alfa en ambas cámaras, lo que ioniza algunas moléculas de aire. La cámara de aire libre permite la entrada de partículas de humo al volumen sensible y para cambiar la atenuación de las partículas alfa. Si alguna partícula de humo ingresa a la cámara de aire libre, algunos de los iones se unirán a las partículas y no estarán disponibles para transportar la corriente en esa cámara. Un circuito electrónico detecta que se ha desarrollado una diferencia de corriente entre las cámaras abiertas y selladas, y hace sonar la alarma.

Detección de radiación alfa usando el contador Geiger-Mueller

Los contadores Geiger se utilizan principalmente para instrumentación portátil debido a su sensibilidad, circuito de conteo simple y capacidad para detectar radiación de bajo nivel. Aunque el uso principal de los contadores Geiger es probablemente en la detección de partículas individuales, también se encuentran en medidores de gamma. Son capaces de detectar casi todos los tipos de radiación, pero hay ligeras diferencias en el tubo Geiger-Mueller. Sin embargo, el tubo Geiger-Müller produce una salida de pulso que es de la misma magnitud para toda la radiación detectada, por lo que un contador Geiger con un tubo de ventana final no puede distinguir entre partículas alfa y beta.

Tipo de ventana final

Para que las partículas alfa y beta sean detectadas por los contadores Geiger , deben contar con una ventana delgada. Esta «ventana final» debe ser lo suficientemente delgada para que las partículas alfa y beta puedan penetrar. Sin embargo, una ventana de casi cualquier espesor evitará que una partícula alfa ingrese a la cámara. La ventana generalmente está hecha de mica con una densidad de aproximadamente 1.5 – 2.0 mg / cm ² para permitir que las partículas beta de baja energía (por ejemplo, del carbono 14) ingresen al detector. La reducción de la eficiencia para alfa se debe al efecto de atenuación de la ventana final, aunque la distancia desde la superficie que se verifica también tiene un efecto significativo, e idealmente una fuente de radiación alfa debería estar a menos de 10 mm del detector debido a la atenuación en el aire.

Detección de alfa 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:

Partículas Alfa e Iones Pesados . Debido al alto poder ionizante de los iones pesados, los contadores de centelleo generalmente no son ideales para la detección de iones pesados. Para energías iguales, un protón producirá de 1/4 a 1/2 de la luz de un electrón, mientras que las partículas alfa producirán solo aproximadamente 1/10 de la luz. Cuando sea necesario, los cristales inorgánicos, por ejemplo, CsI ​​(Tl) , ZnS (Ag) (típicamente utilizados en láminas delgadas como monitores de partículas α), deberían preferirse a los materiales orgánicos. Pure CsI es un material centelleante rápido y denso con un rendimiento de luz relativamente bajo que aumenta significativamente con el enfriamiento. Los inconvenientes de CsI son un gradiente de alta temperatura y una ligera higroscopicidad.

Detección de alfa utilizando semiconductores – Detectores de tiras de silicio

Los detectores a base de silicio son muy buenos para rastrear partículas cargadas. Un detector de tiras de silicio es una disposición de implantes en forma de tiras que actúan como electrodos de recogida de carga.

Detectores de tiras de silicona 5 x 5 cm ²en el área son bastante comunes y se usan en serie (al igual que los planos de MWPC) para determinar las trayectorias de partículas cargadas a precisiones de posición del orden de varios μm en la dirección transversal. Colocados en una oblea de silicio completamente empobrecida y dopada, estos implantes forman una matriz unidimensional de diodos. Al conectar cada una de las tiras metalizadas a un amplificador sensible a la carga, se construye un detector sensible a la posición. Se pueden lograr mediciones de posición bidimensionales aplicando una tira adicional como dopaje en la parte posterior de la oblea mediante el uso de una tecnología de doble cara. Dichos dispositivos se pueden usar para medir pequeños parámetros de impacto y, por lo tanto, determinar si alguna partícula cargada se originó a partir de una colisión primaria o si fue el producto de descomposición de una partícula primaria que viajó una pequeña distancia desde la interacción original y luego se descompuso.

Medidor de encuesta portátil

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, que son responsables de seguir las operaciones en el campo para ayudar a garantizar que se lleven a cabo políticas de protección radiológica y que los trabajos se implementen de acuerdo con el  principio ALARA . Sus responsabilidades incluyen:

• Brindar asistencia y asesoramiento a los trabajadores para motivarlos a adoptar un comportamiento ALARA.
• Seguimiento de trabajos para garantizar el respeto de los procedimientos de seguridad y protección radiológica.
• En algunas plantas, detener el trabajo en caso de una desviación grave de los objetivos dosimétricos, o cuando existe un riesgo radiológico significativamente mayor para los trabajadores.

El medidor de estudio de radiación típico es, por ejemplo, el  RDS-31 , que es un medidor de estudio de radiación multipropósito que utiliza un  detector GM . Tiene sondas externas opcionales alfa, beta y gamma. Mide 3.9 x 2.6 x 1.3 pulgadas y puede llevarse en la mano, o llevarse en el bolsillo, el clip para el cinturón o la bolsa. Tiene una pantalla LCD retroiluminada de cinco dígitos. Los contadores Geiger funcionan a un voltaje tan alto que el tamaño del pulso de salida es siempre el mismo, independientemente de cuántos pares de iones se hayan creado en el detector. Los contadores Geiger se utilizan principalmente para  instrumentación portátil  debido a su sensibilidad, circuito de conteo simple y capacidad para detectar radiación de bajo nivel.

Un neutrón es una de las partículas subatómicas que forman la materia. En el universo, los neutrones son abundantes y constituyen más de la mitad de toda la materia visible. No tiene carga eléctrica y una masa en reposo igual a 1.67493 × 10−27 kg, marginalmente mayor que la del protón, pero casi 1839 veces mayor que la del electrón. El neutrón tiene un radio cuadrado medio de aproximadamente 0.8 × 10−15 m, o 0.8 fm, y es un fermión spin-½.

Los neutrones existen en los núcleos de los átomos típicos, junto con sus homólogos cargados positivamente, los protones. Los neutrones y protones, comúnmente llamados nucleones , están unidos en el núcleo atómico, donde representan el 99.9 por ciento de la masa del átomo. La investigación en física de partículas de alta energía en el siglo XX reveló que ni el neutrón ni el protón son el bloque de construcción más pequeño de la materia. Los protones y los neutrones también tienen su estructura. Dentro de los protones y neutrones, encontramos partículas elementales verdaderas llamadas quarks . Dentro del núcleo, los protones y los neutrones se unen a través de la fuerza fuerte, una interacción fundamental que gobierna el comportamiento de los quarks que forman los protones y neutrones individuales.

La estabilidad nuclear está determinada por la competencia entre dos interacciones fundamentales. Los protones y los neutrones se atraen entre sí a través de una fuerza fuerte. Por otro lado, los protones se repelen entre sí a través de la fuerza eléctrica debido a su carga positiva. Por lo tanto, los neutrones dentro del núcleo actúan de manera similar al pegamento nuclear, los neutrones se atraen entre sí y a los protones, lo que ayuda a compensar la repulsión eléctrica entre protones. Solo hay ciertas combinaciones de neutrones y protones, que forman núcleos estables. Por ejemplo, el nucleido más común del elemento químico común plomo (Pb) tiene 82 protones y 126 neutrones.

Debido a la fuerza de la fuerza nuclear a distancias cortas , la energía de unión nuclear (la energía requerida para desmontar un núcleo de un átomo en sus partes componentes) de los nucleones es más de siete órdenes de magnitud mayor que la energía electromagnética que une los electrones en los átomos. . Por lo tanto, las reacciones nucleares (como la fisión nuclear o la fusión nuclear ) tienen una densidad de energía que es más de 10 000 000 veces mayor que la de las reacciones químicas.
El conocimiento del comportamiento y las propiedades de los neutrones es esencial para la producción de energía nuclear . Poco después de que se descubriera el neutrón en 1932, se dio cuenta rápidamente de que los neutrones podrían actuar para formar una reacción nuclear en cadena . Cuando se descubrió la fisión nuclear en 1938, quedó claro que, si una reacción de fisión producía neutrones libres , cada uno de estos neutrones podría causar una mayor reacción de fisión en una cascada conocida como reacción en cadena . El conocimiento de las secciones transversales (el parámetro clave que representa la probabilidad de interacción entre un neutrón y un núcleo) se volvió crucial para el diseño de núcleos de reactores y el primer arma nuclear (Trinity, 1945).

Estructura del neutrón

Los neutrones  y protones se clasifican como  hadrones ,  partículas subatómicas  que están sujetas a  la fuerza fuerte  y como bariones ya que están compuestos por  tres quarks . El neutrón es una partícula compuesta formada por dos quarks abajo con carga −⅓ e y un quark arriba con carga + ⅔ e. Dado que el neutrón  no tiene carga eléctrica neta , no se ve afectado por las fuerzas eléctricas, pero el neutrón tiene una  ligera distribución de carga eléctrica  dentro de él. Esto da como resultado un momento magnético distinto de cero (momento dipolar) del neutrón. Por lo tanto, el neutrón interactúa también a través de la interacción electromagnética, pero mucho más débil que el protón.

La masa del neutrón es  939,565 MeV / c ² , mientras que la masa de los tres quarks es sólo de unos 12 MeV / c ²  (sólo alrededor del 1% de la masa-energía del neutrón). Al igual que el protón, la mayor parte de la masa (energía) del neutrón está en forma de energía de fuerza nuclear fuerte (gluones). Los quarks del neutrón se mantienen unidos por gluones, las partículas de intercambio por la fuerza nuclear fuerte. Los gluones llevan la carga de color de la fuerza nuclear fuerte.

Ver también:  Estructura del neutrón

Propiedades del neutrón

Las propiedades clave de los neutrones se resumen a continuación:

• El radio cuadrático medio  de un neutrón es ~ 0,8 x ^10-15 m (0,8 fermi)
• La masa  del neutrón es 939,565 MeV / c ²
• Los neutrones son   partículas de ½ espín – estadísticas fermiónicas
• Los neutrones son  partículas neutras  , sin carga eléctrica neta.
• Los neutrones tienen  un momento magnético distinto de cero .
• Los neutrones libres  (fuera de un núcleo) son inestables y se desintegran a través de la desintegración beta. La desintegración del neutrón implica la interacción débil y está asociada con una transformación de quark (un quark abajo se convierte en un quark arriba).
• La vida media de un neutrón libre es de 882 segundos (es decir  , la vida media  es de 611 segundos).
• Un  fondo  de neutrones naturales de neutrones libres existe en todas partes de la Tierra y es causado por los muones producidos en la atmósfera, donde los rayos cósmicos de alta energía chocan con las partículas de la atmósfera terrestre.
• Los neutrones  no pueden causar ionización directamente  . Los neutrones ionizan la materia sólo indirectamente.
• Los neutrones pueden viajar cientos de pies en el aire sin ninguna interacción. La radiación de neutrones es  muy penetrante .
• Los neutrones  desencadenan la  fisión nuclear .
• El proceso de fisión produce  neutrones libres  (2 o 3).
• Los neutrones térmicos o fríos tienen longitudes de onda similares a los espaciamientos atómicos. Se pueden utilizar en  experimentos de  difracción de neutrones para determinar la estructura atómica y / o magnética de un material.

Ver también:  Propiedades del neutrón

Detección de neutrones

Dado que los neutrones son  partículas eléctricamente neutras,  están sujetos principalmente a fuertes fuerzas nucleares pero no a fuerzas eléctricas. Por lo tanto, los neutrones  no se ionizan directamente  y, por lo general, deben  convertirse  en partículas cargadas antes de que puedan detectarse. Generalmente, todo 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 de gases, detector de semiconductores, etc.).

Convertidores de neutrones

Para este propósito, se encuentran disponibles dos tipos básicos de interacciones de neutrones con la materia:

• Dispersión elástica .  El neutrón libre puede ser dispersado por un núcleo, transfiriendo parte de su energía cinética al núcleo. Si el neutrón tiene suficiente energía para dispersar los núcleos, el núcleo en retroceso ioniza el material que rodea al convertidor. De hecho,  solo los  núcleos de hidrógeno y helio son lo suficientemente ligeros para una aplicación práctica. La carga producida de esta manera puede ser recogida por el detector convencional para producir una señal detectada. Los neutrones pueden transferir más energía a los núcleos ligeros. Este método es apropiado para detectar  neutrones rápidos  (los neutrones rápidos no tienen una sección transversal alta para la absorción), lo que permite la detección de neutrones rápidos sin un  moderador .
• Absorción de neutrones .  Este es un método común que permite la detección de neutrones de  todo el espectro energético . Este método se basa en una variedad de reacciones de  absorción  ( captura radiativa ,  fisión nuclear , reacciones de reordenamiento, etc.). El neutrón es absorbido aquí por el material objetivo (convertidor) que emite  partículas secundarias  como protones,  partículas alfa ,  partículas beta , fotones (rayos gamma) o  fragmentos de fisión . Algunas reacciones son reacciones de umbral (que requieren una energía mínima de neutrones), pero la mayoría de las reacciones ocurren a energías epitermales y  térmicas.. Eso significa que se requiere la moderación de los neutrones rápidos, lo que conduce a una información energética deficiente de los neutrones. Los núcleos más comunes para el material del convertidor de neutrones son:
  • ¹⁰ B (n, α).  Donde la sección transversal de captura de neutrones para los neutrones térmicos es σ = 3820 graneros y el boro natural  tiene una abundancia de  ¹⁰ B 19,8%.
  • ³ Él (n, p).  Donde la sección transversal de captura de neutrones para neutrones térmicos es σ = 5350 graneros y el helio natural tiene una abundancia de  ³ He 0.014%.
  • ⁶ Li (n, α).  Donde la sección transversal de captura de neutrones para neutrones térmicos es σ = 925 graneros y el litio natural tiene una abundancia de  ⁶ Li 7,4%.
  • ¹¹³ Cd (n, ɣ).  Donde la sección transversal de captura de neutrones para los neutrones térmicos es σ = 20820 graneros y el cadmio natural  tiene una abundancia de  ¹¹³ Cd 12,2%.
  • ²³⁵ U (n, fisión).  Donde la sección transversal de fisión de los neutrones térmicos es σ = 585 graneros y el uranio natural  tiene una abundancia de  ²³⁵ U 0,711%. El uranio como convertidor produce fragmentos de fisión que son partículas con carga pesada. Esto tiene una ventaja significativa. Las partículas con carga pesada (fragmentos de fisión) crean una señal de salida alta, porque los fragmentos depositan una gran cantidad de energía en un volumen sensible al detector. Esto permite una fácil discriminación de la radiación de fondo (ei radiación gamma). Esta importante característica se puede utilizar, por ejemplo, en  la  medición de la potencia deun reactor nuclear , donde el campo de neutrones va acompañado de un fondo gamma significativo.

Ver también:  Detección de neutrones

Fuentes de neutrones

Una fuente de neutrones  es cualquier dispositivo que  emite neutrones . Las fuentes de neutrones tienen muchas aplicaciones, se pueden utilizar en investigación, ingeniería, medicina, exploración de petróleo, biología, química y  energía nuclear . Una fuente de neutrones se caracteriza por varios factores:

• Importancia de la fuente
• Intensidad.  La tasa de neutrones emitidos por la fuente.
• Distribución  de energía de los neutrones emitidos.
• Distribución angular  de neutrones emitidos.
• Modo de emisión.  Funcionamiento continuo o pulsado.

Clasificación por significado de la fuente

• Fuentes de neutrones grandes (significativas)
  • Reactores nucleares .  Hay núcleos que pueden sufrir fisión por sí solos de forma espontánea, pero solo ciertos núcleos, como el uranio-235, el uranio-233 y el plutonio-239, pueden sostener una reacción en cadena de fisión. Esto se debe a que estos núcleos liberan neutrones cuando se rompen, y estos neutrones pueden inducir la fisión de otros núcleos. El uranio 235, que existe como 0,7% del uranio natural, sufre  fisión nuclear. con neutrones térmicos con la producción de, en promedio, 2,4 neutrones rápidos y la liberación de ~ 180 MeV de energía por fisión. Los neutrones libres liberados por cada fisión juegan un papel muy importante como desencadenante de la reacción, pero también pueden usarse para otro propósito. Por ejemplo: se requiere un neutrón para desencadenar una nueva fisión. Parte de los neutrones libres (digamos 0,5 neutrones / fisión) se absorbe en otro material, pero un exceso de neutrones (0,9 neutrones / fisión) puede salir de la superficie del  núcleo del reactor  y puede utilizarse como fuente de neutrones.

• • Sistemas de fusión. La fusión nuclear  es una reacción nuclear en la que dos o más núcleos atómicos (por ejemplo, D + T) chocan a una energía muy alta y se fusionan. El subproducto de la fusión DT es un neutrón libre (ver imagen), por lo que también la reacción de fusión nuclear tiene el potencial de producir grandes cantidades de neutrones.
  • Fuentes de espalación.  Una fuente de espalación es una fuente de neutrones de alto flujo en la que los protones que se han acelerado a altas energías golpean un material objetivo pesado, provocando la emisión de neutrones. La reacción se produce por encima de un cierto umbral de energía para la partícula incidente, que suele ser de 5 a 15 MeV.

• Fuentes de neutrones medianos
  • Bremssstrahlung de Electron Accelerators / Photofission.  Los electrones energéticos, cuando se ralentizan rápidamente en un objetivo pesado, emiten una intensa radiación gamma durante el proceso de desaceleración. Esto se conoce como  Bremsstrahlung  o radiación de frenado. La interacción de la radiación gamma con el objetivo produce neutrones a través de la reacción (γ, n), o la reacción (γ, fisión) cuando se utiliza un objetivo fisible. e- → Pb → γ → Pb → (γ, n) y (γ, fisión). La energía γ de Bremsstrahlung excede la energía de enlace del «último» neutrón en el objetivo. Una fuerza de la fuente de 10 ¹³  neutrones / segundo producida en pulsos cortos (es decir, <5 μs) se puede realizar fácilmente.
  • Foco de plasma denso.  El foco de plasma denso (DPF) es un dispositivo que se conoce como una fuente eficiente de neutrones de  reacciones de fusión . El mecanismo de concentración de plasma denso (DPF) se basa en  la fusión nuclear  de  plasma  de vida corta de deuterio y / o tritio. Este dispositivo produce un plasma de corta duración mediante compresión y aceleración electromagnéticas que se denomina  pellizco . Este plasma se encuentra durante la pizca lo suficientemente caliente y denso como para provocar la fusión nuclear y la emisión de neutrones.
  • Aceleradores de iones ligeros.  Los aceleradores de partículas también pueden producir neutrones   utilizando objetivos de deuterio, tritio, litio, berilio y otros materiales bajos en Z. En este caso, el objetivo debe ser bombardeado con núcleos de hidrógeno acelerado (H), deuterio (D) o tritio (T).

• Pequeñas fuentes de neutrones
  • Generadores de neutrones.  Los neutrones se producen en la fusión de deuterio y tritio en la siguiente reacción exotérmica. ² D +  ³ T →  ⁴ He + n + 17,6 MeV . El neutrón se produce con una energía cinética de 14,1 MeV. Esto se puede lograr a pequeña escala en el laboratorio con un modesto acelerador de 100 kV para que los átomos de deuterio bombardeen un objetivo de tritio. Las fuentes de neutrones continuas de ~ 10 ¹¹  neutrones / segundo se pueden lograr de manera relativamente simple.
  • Fuente de radioisótopos – (α, n) reacciones.  En ciertos isótopos ligeros, el «último» neutrón del núcleo está débilmente unido y se libera cuando el núcleo compuesto formado después del bombardeo de partículas α se desintegra. El bombardeo de berilio por partículas α conduce a la producción de neutrones por la siguiente reacción exotérmica:  ⁴ He +  ⁹ Be → ¹² C + n + 5,7 MeV.  Esta reacción produce una fuente débil de neutrones con un espectro de energía similar al de una fuente de fisión y se utiliza hoy en día en  fuentes de neutrones portátiles.  Se puede usar radio, plutonio o americio como emisor α.
  • Fuente de radioisótopos: reacciones (γ, n). Las reacciones (γ, n) también se pueden utilizar para el mismo propósito. En este tipo de fuente, debido al mayor alcance de los rayos γ, los dos componentes físicos de la fuente pueden separarse, lo que permite «apagar» la reacción si así se requiere eliminando la fuente radiactiva del berilio. Las fuentes (γ, n) producen neutrones monoenergéticos a diferencia de las fuentes (α, n). La fuente (γ, n) utiliza antimonio-124 como emisor gamma en la siguiente reacción endotérmica.

¹²⁴ Sb → ¹²⁴ Te + β− + γ

γ +  ⁹ Be → ⁸ Be + n – 1,66 MeV

• • Fuente de radioisótopos: fisión espontánea . Ciertos isótopos sufren una fisión espontánea con emisión de neutrones. La fuente de fisión espontánea más utilizada es el isótopo radiactivo  californio-252 . El Cf-252 y todas las demás fuentes de neutrones de fisión espontánea se producen irradiando uranio u otro elemento transuránico en un reactor nuclear, donde los neutrones se absorben en el material de partida y sus productos de reacción posteriores, transmutando el material de partida en el isótopo SF.

Ver también:  Fuentes de neutrones

Descripción de la radiación gamma

Los rayos gamma , también conocidos como radiación gamma , se refieren a la radiación electromagnética (sin masa en reposo, sin carga) de muy altas energías. Los rayos gamma son fotones de alta energíacon longitudes de onda muy cortas y, por lo tanto, de muy alta frecuencia. Dado que los rayos gamma son en sustancia solo fotones de muy alta energía, son materia muy penetrante y, por lo tanto, biológicamente peligrosos. Los rayos gamma pueden viajar miles de pies en el aire y pueden pasar fácilmente por el cuerpo humano. Los rayos gamma son emitidos por núcleos inestables en su transición de un estado de alta energía a un estado inferior conocido como desintegración gamma. En las fuentes de laboratorio más prácticas, los estados nucleares excitados se crean en la desintegración de un radionúclido original, por lo tanto, una desintegración gamma típicamenteacompaña otras formas de desintegración , como la desintegración alfa o beta. La radiación y también los rayos gamma nos rodean. En, alrededor y por encima del mundo en que vivimos. Es una parte de nuestro mundo natural que ha estado aquí desde el nacimiento de nuestro planeta. Las fuentes naturales de rayos gamma en la Tierra son, entre otros, los rayos gamma de radionucleidos naturales, particularmente el potasio-40. El potasio-40 es un isótopo radiactivo de potasio que tiene una vida media muy larga de 1.251 × 10 ⁹ años (comparable a la edad de la Tierra). Este isótopo se puede encontrar en el suelo, el agua también en carne y plátanos. Este no es el único ejemplo de fuente natural de rayos gamma.

Ver también: descubrimiento de rayos gamma

Características de los rayos gamma / radiación

Las características clave de los rayos gamma se resumen en los siguientes puntos:

• Los rayos gamma son fotones de alta energía (aproximadamente 10 000 veces más energía que los fotones visibles), los mismos fotones que los fotones que forman el rango visible del espectro electromagnético: la luz.
• Los fotones (rayos gamma y rayos X) pueden ionizar átomos 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.
• Los rayos gamma ionizan la materia principalmente a través de la ionización indirecta .
• Aunque se conoce una gran cantidad de posibles interacciones, existen tres mecanismos de interacción clave con la materia.
  • Efecto fotoeléctrico
  • Dispersión de Compton
  • Producción en pareja
• Los rayos gamma viajan a la velocidad de la luz y pueden viajar miles de metros en el aire antes de gastar su energía.
• Dado que la radiación gamma es una materia muy penetrante, debe estar protegida por materiales muy densos, como el plomo o el uranio.
• La distinción entre rayos X y rayos gamma no es tan simple y ha cambiado en las últimas décadas. Según la definición actualmente válida, los rayos X son emitidos por electrones fuera del núcleo, mientras que los rayos gamma son emitidos por el núcleo .
• Los rayos gamma acompañan frecuentemente la emisión de radiación alfa y beta .

Efecto fotoeléctrico

• El efecto fotoeléctrico domina a bajas energías de rayos gamma .
• El efecto fotoeléctrico conduce a la emisión de fotoelectrones de la materia cuando la luz ( fotones ) brilla sobre ellos.
• La energía máxima que puede recibir un electrón en cualquier interacción es hν .
• Los electrones solo son emitidos por el efecto fotoeléctrico si el fotón alcanza o excede un umbral de energía .
• Un electrón libre (por ejemplo, de una nube atómica) no puede absorber toda la energía del fotón incidente. Esto es resultado de la necesidad de conservar tanto el impulso como la energía.
• La sección transversal para la emisión de n = 1 (K-shell) fotoelectrones es mayor que la de n = 2 (L-shell) fotoelectrones. Esto es el resultado de la necesidad de conservar el impulso y la energía.

Ver también: Albert Einstein y el efecto fotoeléctrico.

Definición de efecto fotoeléctrico

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

E _e = hν-E _b

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

Después de una interacción fotoeléctrica, se crea un átomo absorbente ionizado con una vacante en una de sus capas unidas . Esta vacante se llenará rápidamente con un electrón de un caparazón con una energía de unión más baja (otras capas) o mediante la captura de un electrón libre del material. La reorganización de los electrones de otras capas crea otra vacante, que, a su vez, se llena con un electrón de una capa de energía de unión aún más baja. Por lo tanto, también se puede generar una cascada de rayos X más característicos . La probabilidad de emisión de rayos X característica disminuye a medida que disminuye el número atómico del absorbedor. A veces, se produce la emisión de un electrón Auger.

 

Secciones transversales de efecto fotoeléctrico

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

τ _{(fotoeléctrico)} = constante x Z ^N / E ^3.5

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

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

Dispersión de Compton

Características clave de la dispersión de Compton

• La dispersión de Compton domina a las energías intermedias.
• Es la dispersión de fotones por electrones atómicos.  
• Los fotones experimentan un cambio de longitud de onda llamado cambio de Compton.
• La energía transferida al electrón de retroceso puede variar de cero a una gran fracción de la energía incidente de rayos gamma

Definición de dispersión de Compton

La dispersión de Compton es la dispersión inelástica o no clásica de un fotón (que puede ser un fotón de rayos X o rayos gamma ) por una partícula cargada, generalmente un electrón. En la dispersión de Compton, el fotón de rayos gamma incidente se desvía a través de un ángulo Θ con respecto a su dirección original. Esta desviación da como resultado una disminución de la energía (disminución de la frecuencia del fotón) del fotón y se denomina efecto Compton . El fotón transfiere una parte de su energía al electrón de retroceso . La energía transferida al electrón de retroceso puede variar de cero a una gran fracción de la energía de rayos gamma incidente, porque todos los ángulos de dispersión son posibles. La dispersión de Compton fue observada por AHCompton en 1923en la Universidad de Washington en St. Louis. Compton obtuvo el Premio Nobel de Física en 1927 por esta nueva comprensión sobre la naturaleza de las partículas de los fotones.

Fórmula de dispersión Compton

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

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

 

 

λ es la longitud de onda inicial del fotóndónde

λ ‘ es la longitud de onda después de la dispersión,

h es la constante de Planck = 6.626 x 10 ^-34 Js

m _e es la masa en reposo de electrones (0.511 MeV)

c es la velocidad de la luz

Θ es el ángulo de dispersión.

El cambio mínimo en la longitud de onda ( λ ′ – λ ) para el fotón ocurre cuando Θ = 0 ° (cos (Θ) = 1) y es al menos cero. El cambio máximo en la longitud de onda ( λ ′ – λ ) para el fotón ocurre cuando Θ = 180 ° (cos (Θ) = – 1). En este caso, el fotón transfiere al electrón la mayor cantidad de impulso posible. El cambio máximo en la longitud de onda puede derivarse de la fórmula de Compton:

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

Dispersión de Compton: secciones transversales

La probabilidad de dispersión de Compton por una interacción con un átomo aumenta linealmente con el número atómico Z, porque depende del número de electrones, que están disponibles para la dispersión en el átomo objetivo. La fórmula de Klein-Nishina describe la distribución angular de los fotones dispersados ​​de un solo electrón libre :

donde ε = E ₀ / m _e c ² y r ₀ es el «radio clásico del electrón» igual a aproximadamente 2.8 x ^10-13 cm. La fórmula da la probabilidad de dispersar un fotón en el elemento de ángulo sólido dΩ = 2π sen Θ dΘ cuando la energía incidente es E ₀ .

 

Compton Edge

En espectrofotometría, el borde de Compton es una característica del espectrógrafo que resulta de la dispersión de Compton en el centelleador o detector. Esta característica se debe a los fotones que sufren la dispersión de Compton con un ángulo de dispersión de 180 ° y luego escapan del detector. Cuando un rayo gamma se dispersa del detector y escapa, solo una fracción de su energía inicial puede depositarse en la capa sensible del detector. Depende del ángulo de dispersión del fotón, cuánta energía se depositará en el detector. Esto conduce a un espectro de energías. La energía del borde de Compton corresponde al fotón retrodispersado completo .

Dispersión inversa de Compton

La dispersión inversa de Compton es la dispersión de fotones de baja energía a altas energías por electrones relativistas. Los electrones relativistas pueden aumentar la energía de los fotones de baja energía en una cantidad potencialmente enorme (incluso se pueden producir rayos gamma). Este fenómeno es muy importante en astrofísica.

 

Producción de pares de positrones y electrones

En general, la producción de pares es un fenómeno de la naturaleza donde la energía se convierte directamente en materia . El fenómeno de la producción en pareja se puede ver de dos maneras diferentes. Una forma es como partícula y antipartícula y la otra es como partícula y agujero . La primera forma puede representarse mediante la formación de electrones y positrones , a partir de un paquete de energía electromagnética ( fotón de alta energía – rayos gamma ) que viaja a través de la materia. Es una de las formas posibles en que los rayos gamma interactúan con la materia. A altas energías esta interacción domina .

Para que se produzca la producción del par electrón-positrón, la energía electromagnética del fotón debe estar por encima de un umbral de energía , que es equivalente a la masa en reposo de dos electrones. La energía umbral (la masa en reposo total de las partículas producidas) para la producción de pares de electrones-positrones es igual a 1.02MeV (2 x 0.511MeV) porque la masa en reposo de un solo electrón es equivalente a 0.511MeV de energía.

Si la energía del fotón original es mayor que 1.02MeV, cualquier energía superior a 1.02MeV se divide de acuerdo con la ley de conservación dividida entre la energía cinética de movimiento de las dos partículas.

La presencia de un campo eléctrico de un átomo pesado como el plomo o el uranio es esencial para satisfacer la conservación del momento y la energía . Para satisfacer tanto la conservación del momento como la energía, el núcleo atómico debe recibir algo de impulso. Por lo tanto, no se puede producir un par de fotones en el espacio libre .

Además, el positrón es la antipartícula del electrón, por lo que cuando un positrón se detiene, interactúa con otro electrón, lo que resulta en la aniquilación de ambas partículas y la conversión completa de su masa en reposo de nuevo a energía pura (de acuerdo con la fórmula E = mc ² ) en forma de dos rayos gamma (fotones) de 0.511 MeV opuestos. Por lo tanto, el fenómeno de producción de pares está conectado con la creación y destrucción de la materia en una reacción.

Producción de pares de positrones y electrones: sección transversal

La probabilidad de producción de pares, caracterizada por la sección transversal, es una función muy complicada basada en la mecánica cuántica . En general, la sección transversal aumenta aproximadamente con el cuadrado del número atómico (σ _p ~ Z ² ) y aumenta con la energía del fotón, pero esta dependencia es mucho más compleja.

Sección transversal de la producción de pares en campo nuclear y campo de electrones.

Atenuación de rayos gamma

La sección transversal total de interacción de los rayos gamma con un átomo es igual a la suma de las tres secciones transversales parciales mencionadas:

σ = σ _f + σ _C + σ _p 

• σ _f – Efecto fotoeléctrico

• σ _C – Dispersión de Compton

• σ _p – Producción en pareja

Dependiendo de la energía de los rayos gamma y del material absorbente, una de las tres secciones transversales parciales puede ser mucho más grande que las otras dos. A valores pequeños de energía de rayos gamma domina el efecto fotoeléctrico . La dispersión de Compton domina a las energías intermedias. La dispersión de compton también aumenta al disminuir el número atómico de la materia, por lo tanto, el intervalo de dominación es más amplio para los núcleos de luz. Finalmente, la producción de pares electrón-positrón domina a altas energías.

Según la definición de sección transversal de interacción, se puede deducir la dependencia de la intensidad de los rayos gamma con el grosor del material absorbente. Si los rayos gamma monoenergéticos se coliman en un haz estrecho y si el detector detrás del material solo detecta los rayos gamma que pasaron a través de ese material sin ningún tipo de interacción con este material, entonces la dependencia debería ser una simple atenuación exponencial de los rayos gamma . Cada una de estas interacciones elimina el fotón del haz por absorción o por dispersión fuera de la dirección del detector. Por lo tanto, las interacciones pueden caracterizarse por una probabilidad fija de ocurrencia por unidad de longitud de camino en el absorbedor. La suma de estas probabilidades se llamacoeficiente de atenuación lineal :

μ = τ _{(fotoeléctrico)} + σ _(Compton) + κ _(par)

Coeficiente de atenuación lineal

La atenuación de la radiación gamma se puede describir con la siguiente ecuación.

I = I ₀ .e ^-μx

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

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

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

Capa de valor medio

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

• La capa de valor medio disminuye a medida que aumenta el número atómico del absorbedor. Por ejemplo, se necesitan 35 m de aire para reducir la intensidad de un haz de rayos gamma de 100 keV en un factor de dos, mientras que solo 0,12 mm de plomo pueden hacer lo mismo.
• La capa de valor medio para todos los materiales aumenta con la energía de los rayos gamma. Por ejemplo, desde 0,26 cm para hierro a 100 keV hasta aproximadamente 1,06 cm a 500 keV.

Coeficiente de atenuación masiva

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

I = I ₀ .e ^{– (μ / ρ) .ρl}

, donde ρ es la densidad del material, (μ / ρ) es el coeficiente de atenuación de masa y ρ.l es el espesor de la masa. La unidad de medida utilizada para el coeficiente de atenuación de masa cm ² g ^-1 .

Para las energías intermedias, la dispersión de Compton domina y diferentes absorbentes tienen coeficientes de atenuación de masa aproximadamente iguales. Esto se debe al hecho de que la sección transversal de la dispersión de Compton es proporcional a la Z (número atómico) y, por lo tanto, el coeficiente es proporcional a la densidad del material ρ. A valores pequeños de energía de rayos gamma o a valores altos de energía de rayos gamma, donde el coeficiente es proporcional a las potencias más altas del número atómico Z (para efecto fotoeléctrico σ _f ~ Z ⁵ ; para producción de pares σ _p ~ Z ² ), el El coeficiente de atenuación μ no es una constante.

Ejemplo:

¿Qué cantidad de agua necesita, si desea reducir la intensidad de un haz de rayos gamma monoenergéticos ( haz estrecho ) de 500 keV al 1% de su intensidad incidente? La capa de valor medio para los rayos gamma de 500 keV en agua es de 7.15 cm y el coeficiente de atenuación lineal para los rayos gamma de 500 keV en agua es de 0.097 cm ^-1 .

La pregunta es bastante simple y se puede describir mediante la siguiente ecuación:

Si la capa de valor medio para el agua es 7.15 cm, el coeficiente de atenuación lineal es:

Ahora podemos usar la ecuación de atenuación exponencial:

por lo tanto

Entonces el espesor requerido de agua es de aproximadamente 47.5 cm . Este es un espesor relativamente grande y es causado por pequeños números atómicos de hidrógeno y oxígeno. Si calculamos el mismo problema para el plomo (Pb) , obtenemos el grosor x = 2.8cm .

Coeficientes de atenuación lineal

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

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

Capas de valor medio

La capa de valor medio expresa el grosor del material absorbente necesario para la reducción de la intensidad de radiación incidente en un factor de dos. Con la capa de valor medio es fácil realizar cálculos simples.
Fuente: www.nde-ed.org

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

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

Validez de la Ley Exponencial

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

 

 

Factores de acumulación de blindaje contra rayos gamma

El factor de acumulación es un factor de corrección que considera la influencia de la radiación dispersa más cualquier partícula secundaria en el medio durante los cálculos de protección. Si queremos dar cuenta de la acumulación de radiación secundaria, entonces tenemos que incluir el factor de acumulación . El factor de acumulación es entonces un factor multiplicativo que da cuenta de la respuesta a los fotones no colidados para incluir la contribución de los fotones dispersos. Por lo tanto, el factor de acumulación se puede obtener como una relación de la dosis total a la respuesta para la dosis no contaminada.

La fórmula extendida para el cálculo de la tasa de dosis es:

El ANSI / ANS-6.4.3-1991 Coeficientes de atenuación de rayos gamma y factores de acumulación para el estándar de materiales de ingeniería, contiene coeficientes de atenuación de rayos gamma derivados y factores de acumulación para materiales y elementos de ingeniería seleccionados para usar en cálculos de blindaje (ANSI / ANS-6.1 .1, 1991).

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Este artículo se basa en la traducción automática del artículo original en inglés. Para más información vea el artículo en inglés. Puedes ayudarnos. Si desea corregir la traducción, envíela a: translations@nuclear-power.com o complete el formulario de traducción en línea. Agradecemos su ayuda, actualizaremos la traducción lo antes posible. Gracias.

Descripción Partículas Beta

Las partículas beta son electrones o positrones de alta energía y alta velocidad emitidos por ciertos fragmentos de fisión o por ciertos núcleos radiactivos primordiales como el potasio-40. Las partículas beta son una forma de radiación ionizante también conocida como rayos beta. La producción de partículas beta se denomina desintegración beta . Hay dos formas de desintegración beta, la desintegración de electrones (desintegración β) y la desintegración de positrones (desintegración β +) . En un reactor nuclear ocurre especialmente la desintegración β, porque la característica común de los productos de fisión es un exceso de neutrones ( ver Estabilidad nuclear).) Un fragmento de fisión inestable con el exceso de neutrones sufre desintegración β, donde el neutrón se convierte en un protón, un electrón y un antineutrino electrónico .

Descripción Partículas Beta

Las partículas beta son electrones o positrones de alta energía y alta velocidad emitidos por ciertos fragmentos de fisión o por ciertos núcleos radiactivos primordiales como el potasio-40. Las partículas beta son una forma de radiación ionizante también conocida como rayos beta. La producción de partículas beta se denomina desintegración beta . Hay dos formas de desintegración beta, la desintegración de electrones (desintegración β) y la desintegración de positrones (desintegración β +) . En un reactor nuclear ocurre especialmente la desintegración β, porque la característica común de los productos de fisión es un exceso de neutrones ( ver Estabilidad nuclear).) Un fragmento de fisión inestable con el exceso de neutrones sufre desintegración β, donde el neutrón se convierte en un protón, un electrón y un antineutrino electrónico .

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Decadencia constante y radiactividad

En la figura se muestra la relación entre la vida media y la cantidad de radionúclido requerida para dar una actividad de un curie. Esta cantidad de material se puede calcular usando λ , que es la constante de descomposición de ciertos nucleidos:

La siguiente figura ilustra la cantidad de material necesario para 1 curie de radiactividad. Es obvio que cuanto más larga es la vida media, mayor es la cantidad de radionúclido necesaria para producir la misma actividad. Por supuesto, la sustancia de vida más larga permanecerá radiactiva durante mucho más tiempo. Como se puede ver, la cantidad de material necesaria para 1 curie de radiactividad puede variar desde una cantidad demasiado pequeña para ser vista (0.00088 gramos de cobalto-60), a través de 1 gramo de radio-226, hasta casi tres toneladas de uranio-238 .

Ejemplo: cálculo de radiactividad

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 se puede calcular 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.

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

La mayoría de los rayos X tienen una longitud de onda que varía de 0.01 a 10 nanómetros (3 × 10 ¹⁶ Hz a 3 × 10 ¹⁹ Hz), correspondiente a energías en el rango de 100 eV a 100 keV. Las longitudes de onda de los rayos X son más cortas que las de los rayos UV y típicamente más largas que las de los rayos gamma.

Rayos X blandos y duros

Los rayos X generalmente se describen por su energía máxima, que está determinada por el voltaje entre los electrodos. Los rayos X con altas energías fotónicas (superiores a 5–10 keV) se denominan rayos X duros , mientras que los que tienen una energía más baja (y una longitud de onda más larga) se denominan rayos X blandos . Debido a su capacidad de penetración, los rayos X duros se usan ampliamente para obtener imágenes del interior de objetos visualmente opacos. Las aplicaciones más vistas son en radiografía médica. Dado que las longitudes de onda de los rayos X duros son similares al tamaño de los átomos, también son útiles para determinar las estructuras cristalinas mediante cristalografía de rayos X. Por el contrario, las radiografías suaves se absorben fácilmente en el aire. La longitud de atenuación de los rayos X de 600 eV en el agua es inferior a 1 micrómetro.

Rayos X – Producción

Dado que los rayos X son fotones de alta energía , que tienen naturaleza electromagnética , se pueden producir siempre que partículas cargadas (electrones o iones) de suficiente energía golpean un material. Es similar al efecto fotoeléctrico , donde los fotones pueden ser aniquilados cuando golpean la placa de metal, cada uno entregando su energía cinética a un electrón .

Los rayos X pueden ser generados por un tubo de rayos X , un tubo de vacío que utiliza un alto voltaje para acelerar los electrones liberados por un cátodo caliente a una alta velocidad. El cátodo debe calentarse para emitir electrones. Los electrones, acelerados por diferencias potenciales de decenas de miles de voltios, apuntan a un objetivo metálico (generalmente hecho de tungsteno u otro metal pesado) en un tubo de vacío. Cuanto mayor sea el voltaje entre los electrodos, mayor energía alcanzarán los electrones. Al alcanzar el objetivo, los electrones acelerados se detienen abruptamente y los rayos Xy se generan calor. La mayor parte de la energía se transforma en calor en el ánodo (que debe enfriarse). Solo el 1% de la energía cinética de los electrones se convierte en rayos X. Los rayos X generalmente se generan perpendiculares a la trayectoria del haz de electrones.

Una fuente especializada de rayos X que se está utilizando ampliamente en la investigación es el acelerador de partículas, que genera radiación conocida como radiación sincrotrón . Cuando las partículas cargadas ultra-relativistas se mueven a través de campos magnéticos, se ven obligadas a moverse a lo largo de un camino curvo. Dado que su dirección de movimiento cambia continuamente, también están acelerando y emiten bremsstrahlung, en este caso se denomina radiación sincrotrón .

Los rayos X también pueden ser producidos por protones rápidos u otros iones positivos. La emisión de rayos X inducida por protones o la emisión de rayos X inducida por partículas se usa ampliamente como un procedimiento analítico.

Espectro de rayos X: característico y continuo

Para los rayos X generados por el tubo de rayos X, la parte de energía que se transforma en radiación varía desde cero hasta la energía máxima del electrón cuando golpea el ánodo. La energía máxima del fotón de rayos X producido está limitada por la energía del electrón incidente, que es igual al voltaje en el tubo multiplicado por la carga de electrones, por lo que un tubo de 100 kV no puede crear rayos X con una energía superior a 100 keV. Cuando los electrones alcanzan el objetivo, los rayos X son creados por dos procesos atómicos diferentes:

• Bremsstrahlung . El bremsstrahlung es la radiación electromagnética producida por la aceleración o desaceleración de un electrón cuando es desviada por fuertes campos electromagnéticos de núcleos de alta Z (número de protones) objetivo. El nombre bremsstrahlung proviene del alemán. La traducción literal es ‘radiación de frenado’ . Según la teoría clásica, cuando una partícula cargada se acelera o desacelera, debe irradiar energía. El bremsstrahlung es una de las posibles interacciones de partículas cargadas de luz con la materia (especialmente con números atómicos altos) Estas radiografías tienen un espectro continuo. La intensidad de los rayos X aumenta linealmente con frecuencia decreciente, desde cero a la energía de los electrones incidentes, el voltaje en el tubo de rayos X. Cambiar el material del que está hecho el objetivo en el tubo no tiene ningún efecto sobre el espectro de esta radiación continua. Si tuviéramos que cambiar de un objetivo de molibdeno a un objetivo de cobre, por ejemplo, todas las características del espectro de rayos X cambiarían, excepto la longitud de onda de corte.
• Emisión característica de rayos X. Si el electrón tiene suficiente energía, puede expulsar un electrón orbital de la capa interna de electrones de un átomo de metal. Dado que el proceso deja una vacante en el nivel de energía de los electrones del cual proviene el electrón, los electrones externos del átomo caen en cascada para llenar los niveles atómicos más bajos, y generalmente se emiten uno o más rayos X característicos . Como resultado, aparecen picos de intensidad bruscos en el espectro a longitudes de onda que son características del material del que está hecho el objetivo anódico. Las frecuencias de los rayos X característicos se pueden predecir a partir del modelo de Bohr.