¿Qué es el dosímetro termoluminiscente? – TLD – Definición

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. Dosimetría de radiación

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.
Glow Curve - Lector de TLD
Fuente de curva de resplandor: dosimetría. Guía de estudio para el técnico de control radiológico. DOE-HDBK-1122-99. Departamento de Energía

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.

Monitoreo de dosis de radiación - Cantidades operacionalesEn 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 , 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 , p (10) . La dosis equivalente de 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).

Medición y monitoreo de radiación - Cantidades y límites

 

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:

límites de dosis - radiación
Tabla de límites de dosis para trabajadores ocupacionalmente expuestos y para el público.
Fuente de datos: ICRP, 2007. Recomendaciones de 2007 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica. Publicación 103 de la CIPR. Ann. ICRP 37 (2-4).

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:

Exposición ocupacional: externa e interna.

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 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 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 .

 

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